'

Доклад главного инженера «Волгодонскатомэнергоремонт» - филиал ОАО «Атомэнергоремонт» Левченко Германа Юрьевича

Понравилась презентация – покажи это...





Слайд 0

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


Слайд 1

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.


Слайд 2

Целью выполнения отжига корпуса реактора является восстановление критической температуры хрупкости металла сварного шва №4, определяющего радиационный ресурс корпуса реактора . .


Слайд 3

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


Слайд 4

ОАО «Атомэнергоремонт» в 2009-2010г.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».


Слайд 5

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.


Слайд 6

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.


Слайд 7

ТЕХНИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ Корпус реактора, тип ВВЭР-440 Температура нагрева корпуса, С max 460-490 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 26000 стапеля 17300 электрооборудования 12700 общая 56000


Слайд 8

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.


Слайд 9

Стапель Блок нагрева


Слайд 10

Стапель


Слайд 11

Блок нагрева на стапеле


Слайд 12

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.


Слайд 13

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


Слайд 14

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.


Слайд 15

Контрольная сборка


Слайд 16

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.


Слайд 17

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.


Слайд 18

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;


Слайд 19

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.


Слайд 20

. 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


Слайд 21

. Расположение термопар


Слайд 22

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


Слайд 23

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


Слайд 24


Слайд 25

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 01.09 по 19.09.2010г.


Слайд 26

. 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;


Слайд 27

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.


Слайд 28

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


Слайд 29


Слайд 30

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.


Слайд 31

Спасибо за внимание!


×

HTML:





Ссылка: