В связи с Чернобыльскими событиями Ростовская АЭС при строительной готовности энергоблока №1 95% была переведена в режим консервации и с 1990 по 1998 гг. строительно-монтажные работы (СМР) и ПНР на объектах станции не проводились.
Впервые в отечественной практике выполнялось завершение сооружения и ввод в эксплуатацию энергоблока, находившегося в режиме длительной консервации [76]. Это потребовало проведения дополнительных работ по восстановительному ремонту и замене пришедшего в негодность оборудования и элементов сооружений, причем ремонт и замена выполнялись параллельно с проведением СМР и ПНР. В частности, по результатам обследования был принят ряд решений о полной замене пришедшего в негодность оборудования и элементов сооружений: тросов системы предварительного напряжения защитной оболочки, унифицированного комплекса технических средств (УКТС) систем контроля и управления реакторного отделения, агрегатов бесперебойного питания (АБП) и др. Замена проводилась поканально, что позволило избежать полного останова ПНР по технологическим системам, так же поканально были выполнены работы по индивидуальным опробованиям (испытаниям) насосов и электроприводной арматуры, послемонтажной очистке и гидроиспытаниям оборудования и трубопроводов.
В процессе ПНР выход из строя деталей и оборудования происходил чаще обычного, что требовало проведения дополнительных работ по устранению выявленных дефектов и дополнительных ПНР после устранения. В целях рационализации последовательности пусконаладочных работ и оптимизации процессов устранения выявленных дефектов, а также для повышения безопасности работ были внесены изменения применявшегося на ранее введенных блоках типового графика ввода в эксплуатацию.
На подэтапе ХГО было выяснено, что оборудование, находившееся в состоянии длительной консервации, требует более продолжительных режимов обкатки на номинальных параметрах, проверки переходных режимов (связанных с изменением мощности реактора, включениями и отключениями оборудования). Это может приводить к некоторому увеличению накопленной за период ввода в эксплуатацию повреждаемости оборудования, но позволяет обнаружить в процессе обкатки и приработки механизмов максимальное количество возможных дефектов, отказов и отклонений от режимов нормальной эксплуатации и, таким образом, повысить надежность и безопасность дальнейшей эксплуатации энергоблока в целом.
Одним из таких примеров может служить ввод в работу, пробные включения и обкатка резервных дизель-генераторов (ДГ), длительный простой которых в период консервации вызвал появление дефектов, требующих дополнительного времени для их устранения. Из-за выхода из строя подшипниковых узлов ДГ до начала подэтапа ХГО не удалось в полной мере осуществить проверку работоспособности ДГ и системы надежного электроснабжения II категории. На последующих подэтапах ПНР работоспособность этой системы, включая ДГ, была подтверждена комплексом предусмотренных испытаний.
При вводе в эксплуатацию энергоблока №1 [77] моральное и физическое старение оборудования и сооружений за период простоя потребовало решения в первую очередь вопросов их ресурса, начиная с этапа обследования состояния оборудования и сооружений, выполненного в 1999 г., и заканчивая обоснованием и сохранением ресурса оборудования путем оптимизации условий его эксплуатации.
Важной особенностью ввода блока № 1 Ростовской АЭС после длительного периода, прошедшего после прекращения его строительства, являются изменения, произошедшие за данный период вследствие накопления опыта ввода в эксплуатацию и эксплуатации, модернизации оборудования и введения новой нормативной базы, направленной на повышение безопасности ядерной энергетики.
При вводе данного блока был внедрен ряд технических мероприятий по оптимизации пусконаладочных испытаний и условий эксплуатации, разработанных на основе опыта, полученного за прошедший период, принятых в качестве отраслевых технических решений, в том числе:
- оптимизация прогрева паропроводов перед пуском турбины путем модернизации системы дренирования и корректировки уклонов;
- введение поддержания воднохимического режима в бассейнах охлаждения воды ответственных потребителей для обеспечения эффективности работы теплообменников расхолаживания;
- обеспечение (путем устройства перемычек) при необходимости возможности параллельного использования теплообменников аварийного расхолаживания и теплообменников бассейна выдержки;
- оптимизация объема динамических испытаний в части повторений на различных уровнях мощности, перенос режима обесточения на подэтап горячей обкатки.
Особое внимание было уделено испытаниям по проверке эффективности регенеративного теплообменника подпитки-продувки 1-го контура (РТО), в связи с имевшими место случаями выявления за прошедший период несоответствия РТО своим техническим характеристикам, что вызывало необходимость их ремонта до начала промышленной эксплуатации. Несмотря на сделанный по результатам первичных испытаний предварительный вывод о недостаточной эффективности РТО на данном энергоблоке в результате последующих специальных испытаний по усовершенствованной методике эффективность РТО была подтверждена [78].
За период после разработки проекта блока была введена новая нормативная база, потребовавшая разработки и реализации «Программы работ по повышению безопасности и надежности эксплуатации оборудования блока №1 Ростовской АЭС».
При реализации данной программы был, в частности, выполнен большой объем работ по модернизации парогенераторов и систем их водопитания и продувки. Модернизация, направленная на оптимизацию условий эксплуатации узлов парогенераторов и повышение их ресурса, учитывала опыт эксплуатации и результаты испытаний парогенераторов ПГВ-1000, выполненных за период, прошедший после прекращения строительства Ростовской АЭС [71—82].
При вводе в эксплуатацию энергоблока №1 Ростовской АЭС был использован опыт исследований на энергоблоке №6 АЭС «Козлодуй» по оптимизации температурных условий узлов РУ, подвергавшихся непроектным температурным нагружениям в период испытаний [83—88], по систематизации и оценке вклада различных факторов в исчерпание ресурса контролируемого оборудования вследствие воздействия температурных нагрузок на отдельных этапах и в целом за период ввода энергоблока в эксплуатацию [89].
Получила продолжение и подтверждение работа по обоснованию условий эксплуатации патрубков подпитки 1-го контура [90].
В процессе пусконаладочных работ и испытаний на энергоблоке №1 Ростовской АЭС были выполнены и другие работы, направленные на оптимизацию условий эксплуатации оборудования [3].
На энергоблоке №2 Ростовской АЭС обследованию подлежало все оборудование, находившееся в зоне монтажа, на складах и заводах-изготовителях, на которое распространялись действующие в ядерной энергетике правила и нормы, и на которое истек гарантийный срок хранения
Работы выполнялись в соответствии с разработанной «Общей программой обследования строительных конструкций, установленного и имеющегося на складах оборудования и трубопроводов, выполненных монтажных работ на блоке №2 Ростовской АЭС» в следующей последовательности [91]:
- анализ проектно-конструкторской и исполнительной документации;
- визуальное обследование с проверкой комплектности документации, технической инвентаризации строительно-монтажных работ;разработка рабочих программ инструментального обследования с определением объема работ по подготовке и проведению инструментального обследования (с учётом результатов визуального обследования);
- анализ соответствия оборудования и сопроводительной документации требованиям действующей НТД и требованиям проекта достройки блока и разработка компенсирующих мероприятий;
- инструментальное обследование по утвержденным программам;
- определение физических объемов работ по подготовке и проведению РВР и реализации компенсирующих мероприятий (при необходимости);
- анализ результатов обследования, повреждений с определением механизмов старения, в том числе доминирующего, параметров старения, определяющих ресурсные характеристики элемента и закономерности их изменения, установление критериев предельных состояний рассматриваемого элемента энергоблока;
- проведение сравнительного анализа стоимости РВР и стоимости нового оборудования (новых строительных конструкций).
В связи с быстрым прогрессом в развитии контрольно-измерительных приборов и оборудования систем автоматизации (КИПиА) это оборудование наиболее подвержено моральному старению. По этой причине на энергоблоке №2 Ростовской АЭС по результатам визуального обследования и сопоставительного анализа все имевшееся оборудование систем КИПиА было признано не соответствующим проектным требованиям и непригодным для использования в составе АЭС в системах безопасности и системах, связанных с безопасностью. Аналогичные решения были приняты по большей части электротехнического оборудования.
По результатам визуального обследования находящегося на складах и установленного на энергоблоке тепломеханического, корпусного, насосного и вентиляционного оборудования, трубопроводов и арматуры были сделаны следующие выводы:
- обследованное оборудование документацией укомплектовано, за исключением частичного отсутствия конструкторской и сопроводительной документации предприятий-изготовителей и отсутствия отчетной документации по входному контролю, а также в большинстве случаев отсутствует отчетная документация на монтаж оборудования, что объясняется незавершенностью монтажа;
- выявленные дефекты носят характер поверхностных повреждений (задиры, заусенцы, прихватки, поверхностная коррозия и т.п.), устранение которых в большинстве своем не приводит к выходу значений толщины металла оборудования за пределы, определенные проектом;
- часть оборудования разукомплектована, у резинотехнических изделий истёк срок службы (хранения);
- тепломеханическое, корпусное и насосное оборудование, гермооболочка корпуса реактора, гермопроходки, закладные элементы, гермодвери, трубопроводы и арматура в целом соответствуют проектным требованиям и могут быть допущены к использованию в составе АЭС после осуществления соответствующих подготовительных мероприятий;
- смонтированное вентиляционное оборудование не соответствует проектным требованиям и использование его нецелесообразно в связи со значительными механическими, коррозионными повреждениями и разукомплектацией.
Для отдельных единиц тепломеханического оборудования, изготовленного по ранее действовавшим правилам, на энергоблоке №2 Ростовской АЭС были выявлены основные несоответствия действующим нормативным документам. Основные группы несоответствий, которые невозможно или нецелесообразно устранять в полном объеме и не снижающие безопасность эксплуатации оборудования и трубопроводов I, II, III классов безопасности, а также условия, при которых может быть принято решение о допуске оборудования к использованию в проекте достройки блока №2 Ростовской АЭС, приведены в табл. 6.1.
Аналогичные группы несоответствий выявлены для оборудования и трубопроводов IV класса безопасности, подпадающие под действие правил и норм НП-044-03 [92], НП-045-03 [93], НП-046-03 [94], НП-036-02 [95].
Таблица 6.1. Основные группы несоответствий, не снижающие безопасность эксплуатации оборудования и трубопроводов I, II, III классов безопасности и условия принятия решения о допуске оборудования к использованию в проекте достройки блока №2 Ростовской АЭС
№ п/п | Несоответствие | Условия допуска к использованию в проекте достройки энергоблока |
1 | Применяемые основные и сварочные материалы отсутствуют в ПНАЭ Г-7-008-89 [96], ПНАЭ Г-7- 009-89 [97] | Имеется опыт эксплуатации, подтверждающий надежность и безопасность использования данных материалов и их сварных соединений, а также расчеты прочности (выполненные в соответствии с требованиями действующих нормативных документов) и/или положительные результаты испытаний, подтверждающие надежность эксплуатации оборудования |
2 | Нормы оценки дефектности не соответствуют ПНАЭ Г-7-010-89 [98] | Сварные соединения, контроль которых проводился в соответствии с ПК 1514-72 [99], считать удовлетворяющими требованиям действующей нормативной документации при условии положительных результатов выборочного контроля в соответствии с действующими нормативными документами, подтверждения их работоспособности расчетами на прочность и положительного опыта эксплуатации однотипного оборудования |
3 | Объем контроля не соответствует требованиям ПНАЭ Г-7-010-89 | Разработать и выполнить программу дополнительного контроля, требуемого ПНАЭ Г-7-010-89 в технически выполнимом объеме. При невозможности выполнения контроля в полном объеме выполнить расчеты, учитывающие недостаточный объем контроля сварного соединения и подтверждающие обеспечение прочности сварного соединения, или разработать программу и выполнить испытания, подтверждающие обеспечение прочности оборудования |
4 | Типы сварных соединений и их расположение не соответствуют требованиям ПНАЭ Г-7-008-89, ПНАЭ Г-7-009-89 | Выполнить расчеты прочности (при отсутствии расчетов), учитывающие фактический тип сварного соединения и подтверждающие их прочность и работоспособность. В случае имеющегося положительного опыта эксплуатации оборудования считать данное несоответствие не влияющим на безопасность |
Отсутствуют сведения об аттестации
Не влияют на безопасность и не требуют компенсирующих мероприятий технологии сварки и оборудования
Несоответствие (типа комплектности) специальным условиям поставки (при необходимости)
Отсутствие сертификатов соответствия «Системы сертификации оборудования, изделий и технологий для ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения»
При выполнении приведенных в табл. 6.1 условий допуска к использованию в проекте достройки энергоблока оборудование допускалось к использованию в технологических системах, в том числе важных для безопасности, при корректировке проектносметной документации (ПСД) энергоблока.
Результаты дополнительного контроля сварных соединений, а также расчеты прочности, подтверждающие работоспособность, прилагались к паспорту оборудования.
В период выпуска скорректированной ПСД энергоблока, включающей упомянутое оборудование, выполнялся комплекс компенсирующих мероприятий, обеспечивающих его использование в составе проекта энергоблока и соответствие требованиям действующих нормативных документов.
Окончательное решение о возможности использования оборудования принималось на основании «Заключения о техническом состоянии, сроке службы и возможности применения в проекте достройки энергоблока», которое готовилось экспертными организациями, проводившими обследование и анализ соответствия оборудования требованиям действующих НД.
Передача несмонтированного оборудования в монтаж производилась только после выполнения всех работ по обследованию.
Приведение документации на оборудование и трубопроводы I, II, III и IV класса безопасности по [4] в соответствие с требованиями действующих нормативных документов производилось путем оформления Дополнения к паспорту (свидетельству для трубопроводов), в которое вносились следующие сведения:
- класс оборудования;
- группа оборудования;
- категория сейсмостойкости;
- ресурсные характеристики (назначенный срок службы, назначенный ресурс и др.).
Ресурсные характеристики определялись по типовым, аттестованным на данный момент времени методикам.
Класс, группа и категория сейсмостойкости назначались на основании классификатора блока №2 Ростовской АЭС.
К дополнению к паспорту (свидетельству для трубопроводов) прикладывались отчетные документы по результатам вышеописанного комплекса работ.
