Доклад главного инженера «Волгодонскатомэнергоремонт» - филиал ОАО «Атомэнергоремонт» Левченко Германа Юрьевича Проведение работ по отжигу корпуса реактора. - презентация

1 Доклад главного инженера «Волгодонскатомэнергоремонт» - филиал ОАО «Атомэнергоремонт» Левченко Германа Юрьевича Проведение работ по отжигу корпуса реактора 1-го энергоблока Ривненской АЭС

2 Введение Элементом корпуса реактора РАЭС-1, лимитирующим его срок службы с точки зрения радиационного охрупчивания, является шов 4, который характеризуется высоким содержанием фосфора и меди. Содержание фосфора в сварном шве 4 составляет до 0,039 %, содержание меди в сварном шве до 0,22%. Для корпусов реакторов ВВЭР-440 с повышенным содержанием фосфора и меди в сварном шве 4 в восьмидесятых годах прошлого века в России была разработана технология восстановительного отжига. Для всех корпусов ВВЭР-440 первого поколения с повышенными значениями содержания фосфора и меди в сварном шве 4, проведены восстановительные отжиги. Установка кассет-экранов, снижающих плотность потока быстрых нейтронов на корпус реактора, с момента начала эксплуатации РАЭС-1 позволила эксплуатировать этот блок значительно дольше, чем все остальные блоки ВВЭР-440. К моменту продления срока эксплуатации максимальная дозовая нагрузка на сварном шве 4 РАЭС-1 попала в диапазон значений, при которых и были проведены отжиги на других блоках ВВЭР-440 с высоким содержанием фосфора и меди. Необходимым условием дальнейшей безопасной эксплуатации РАЭС-1 является отжиг корпуса в области сварного шва 4.

3 Целью выполнения отжига корпуса реактора является восстановление критической температуры хрупкости металла сварного шва 4, определяющего радиационный ресурс корпуса реактора..

4 Организации участники работ Головное предприятие: Главный конструктор реакторной установки АЭС с ВВЭР ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» Предприятия участники: Институт реакторного материаловедения и радиационных нанотехнологий РНЦ «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ» - выполнение комплекса металловедческих работ в поддержку отжига Центральный научно-исследовательский институт технологии машиностроения ОАО НПО «ЦНИИТМАШ» - создание устройства для отжига и техническая поддержка отжига Нововоронежский филиал ОАО «АТОМЭНЕРГОРЕМОНТ» - ревизия, монтаж, пусконаладочные работы и выполнение отжига на площадке РАЭС

5 ОАО «Атомэнергоремонт» в г.г. принял участие в выполнении мероприятий по восстановительному отжигу металла корпуса реактора энергоблока 1 ОП Ривненской АЭС. Данная работа в свою очередь являлась составной и ключевой в цепи работ по продлению ресурса блока 1 ОП Ривненская АЭС сверх проектного. Работа выполнялась во взаимодействии со специалистами ОП Ривненская АЭС, НАЭК органа Госрегулирования Украины. С Российской стороны были задействованы научный руководитель - ИАЭ им.Курчатова, НПО «ЦНИИТМАШ» под руководством Главного конструктора реакторной установки - ОКБ «Гидропресс».

6 Задача ОАО «Атомэнергоремонт» заключалась в создании по проекту НПО «ЦНИИТМАШ» установки для отжига, модернизации системы управления и контроля за технологическим режимом отжига. Прежде чем произвести отжиг корпуса реактора, установка была смонтирована и налажена на стапеле в цехе производственной базы ОАО «Атомэнергоремонт» в г. Нововоронеже. Испытания установки проводились с участием представителей ОП Ривненская АЭС, совместно с которыми был подписан протокол о готовности установки для использования ее при отжиге корпуса реактора бл.1 ОП Ривненская АЭС.

7 Оборудование для отжига реактора Оборудование для восстановительной термообработки корпусов реакторов ВВЭР-440 предназначено для восстановления механических свойств металла сварного соединения корпуса реактора ВВЭР-440, расположенного в районе активной зоны реактора. Оборудование обеспечивает восстановление механических свойств сварного соединения за счет термической обработки в заданном температурно-временном режиме в условиях АЭС. При помощи оборудования производится термическая обработка (отжиг) металла сварного соединения корпусов реакторов ВВЭР-440 как с антикоррозионной наплавкой, так и без нее. Оборудование предназначено для многократного использования на АЭС. После каждого использования оборудование подвергается дезактивации.

8 ТЕХНИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ Корпус реактора, тип ВВЭР-440 Температура нагрева корпуса, С max Ширина отжигаемой зоны, мм min 1000 Установленная мощность, кВА 810 Напряжение питания, В, Гц 380/220, 50 Напряжение на нагревателях, В 30,6 Сила тока на нагревателях, А 400 Масса, кг: блока нагрева стапеля электрооборудования общая 56000

9 Описание оборудования Оборудование включает в себя блок нагрева, стапель и электрооборудование. Блок нагрева предназначен для установки нагревателей на одинаковом расстоянии от внутренней поверхности корпуса реактора и по высоте зоны наиболее подверженной структурным изменениям Стапель предназначен для сборки блока нагрева, его отладки, хранения и размещен вблизи шахты отжигаемого корпуса реактора. Электрооборудование включает в себя: шкаф вводный, четыре силовых шкафа (один резервный), шкаф управления.

10 Стапель Блок нагрева

11 Стапель

12 Блок нагрева на стапеле

13 Этапы работ В январе 2010 г., согласно п.1 календарного плана, началась дезактивация и вывоз оборудования с Нововоронежской АЭС на производственный комплекс НВАЭР для деффектации, ревизии и доукомплектования.

14 Этапы работ В марте 2010 на площадку ОП «Ривненская АЭС» выехали специалисты НВАЭР где в течении недели были разработаны и согласованы схема размещения оборудования в реакторном отделении, график производства работ, проект подключения оборудования к электроустановкам АЭС

15 Система управления процессом По техническому заданию ОАО НПО «ЦНИИТМАШ» компанией SOKOL- THERM DEUTSCHLAND GmbH, была изготовлена принципиально новая система управления процессом отжига корпуса реактора. В июне 2010 г. шкаф управления был доставлен на НВАЭР.

16 Контрольная сборка

17 Обучение персонала С 24 июня по 8 июля 2010 г. в учебно-тренировочном центре «Нововоронежатомэнерго- ремонт» провелось обучение персонала (12 человек) по восстановительному отжигу корпуса реактора.

18 Наладка, испытания. В июле 2010 г был закончен комплекс работ по ревизии оборудования и начались работы по наладке и комплексному опробованию при нагреве по программе до 100 С.

19 Подтверждение достоверности определения температуры отжига корпуса реактора при использовании контактных термопар Модель блока нагрева 1 – нагреватель; 5 – имитатор корпуса реактора; 2 – контргруз; 6 – контрольные термопары; 3 – механизм перемещения термопар; 7 – теплоизоляция; 4 – термопреобразователь блока нагрева;

20 Подтверждение достоверности определения температуры отжига корпуса реактора при использовании контактных термопар Образец (пластина 500х350х50) нагревался 2-мя нагревателями установки для отжига реактора, между нагревателями был установлен кронштейн с термопарой и грузом от этой установки, расстояние от нагревателя до образца аналогично установке в корпусе реактора. Процесс термообработки состоял из 3-х этапов: Нагрев до 150 С, выдержка в течении 16 часов; Нагрев до 300 С, выдержка в течении 16 часов; Нагрев до 475 С, выдержка в течении 16 часов; До начала нагрева показания обоих термопар 16 С. Нагрев до 150 С скорость 20 С/час максимальная разница в показаниях 12 С. Выдержка на 150 С максимальная разница в показаниях 6 С. Нагрев до 300 С скорость 20 С/час максимальная разница в показаниях 14 С. Выдержка на 300 С максимальная разница в показаниях 8 С. Нагрев до 475 С скорость 20 С/час максимальная разница в показаниях 13 С. Выдержка на 475 С максимальная разница в показаниях 3 С, после 3-го часа выдержки.

21 . Расположение термопар Количество термопар контроля температуры корпуса реактора выбрано исходя из конструкции нагревательного устройства установки для отжига. Нагревательное устройство состоит из 9 независимо управляемых зон нагрева. Соответственно для контроля и управления каждой из 9 зон нагрева в центре каждой зоны установлены две контактные термопары – основная и резервная. Термоконтроль КР

22 . Расположение термопар

23 В августе 2010 все оборудование было отмаркированно согласно таможенной декларации и размещено в зоне временного таможенного контроля для оформления процедуры затаможивания

24 Подготовка установки для отжига на РоАЭС. Проверка комплектности установки для отжига Сборка стапеля Сборка блока нагрева Проверка работы теплоизоляционных шторок при перемещении диафрагмы Проверка исправностей цепей термопреобразователей, посредством нагрева их спаев Поверка прилегания термопар к линейкам Поверка измерительных каналов Комплексное опробование установки для отжига

25

26 Проведение работ на РАЭС Сборка установки в ЦЗ блока 1 после транспортировки, ее опробование и наладка были выполнены персоналом ОАО АЭР с опережением принятых сроков в период с по г.

27 . Технология проведения отжига Режим отжига скорость разогрева корпуса реактора в зоне отжига: не более 20 С/ч; температура отжига: 475 С 15 С (режим выдержки); время выдержки зоны отжига при температуре отжига: 150 ч. скорость расхолаживания зоны отжига: не более 30 С/ч. Ограничения на режим: максимальная допустимая температура для строительного бетона не более 90 С; максимальная допустимая температура для серпентинитового бетона не более 150 С;

28 Проведение работ на РАЭС Персонал ОАО АЭР осуществил управление нагревом, изотермической выдержкой и охлаждением КР блока 1 ОП Ривненской АЭС в заданном режиме. При этом была достигнута высочайшая управляемость процессом.

29 Проведение работ на РАЭС При изотермической выдержке разность поддержания температуры по всем 9 ти зонам подогрева не превышала 6 о С, а выдержка осуществлялась в течение всего заданного времени – 150 часов – в интервале 475 о С ± 3 о С при разрешенной 475 о С ± 15 о С.

30

31 В результате выполнения восстановительного отжига была достигнута основная цель – снижение критической температуры хрупкости металла сварного шва 4, что определяет радиационный ресурс корпуса реактора. Значение критической температуры хрупкости для металла сварного шва после выполнения восстановительного отжига снизилось с 129 °С, и составило 55 °С.

32 Спасибо за внимание!