Контроль основних властивостей металу головного циркуляційного насосу атомної станції

Sergey Aleksandrovich Kucher

Анотація


Стаття присвячена контролю основних властивостей металу головного циркуляційного насоса, який необхідний для оцінки технічного стану насосного обладнання реакторного відділення атомної електростанції  при розгляді питань з періодичної переоцінки безпеки його експлуатації. Проведення контролю дозволить проаналізувати механізми старіння з подальшим виявленням ефектів старіння для кожного елемента конструкції насоса і повне розуміння їх можливих наслідків. Крім того контроль сприяє визначенню відповідності між фактичним старінням конструкції насоса і прогнозованим, а також перевірці запасу щодо старіння для забезпечення безпечної експлуатації, як мінімум на період до наступної періодичної переоцінки безпеки.


Ключові слова


головний циркуляційний насос; технічний стан; оцінка безпеки; твердість металу; товщинометрія

Повний текст:

PDF

Посилання


NP 306.2.099-2004. Zagal'ni vymogy do prodovzhennja ekspluatacii' AJeS u ponad proektnyj strok za rezul'tatamy zdijsnennja periodychnoi' ocinky bezpeky. Zatverdzheni nakazom Derzhatomreguljuvannja vid 26.11.2004, 181.

TACIS U3.01/06 (UK/TS/38). Nadannja pidtrymky Derzhavnomu komitetu jadernogo reguljuvannja Ukrai'ny v ocinci vprovadzhennja zahodiv z pidvyshhennja bezpeky ta program upravlinnja starinnjam na blokah AES.

Safety Aspects of Long Term Operation of Water Moderated Reactors. Recommendations on the Scope and Content of Programmers for Safe Long Term Operation. Final Report of the Extrabudgetary Programmer on Safety Aspects Long Term Operation of Water Moderated Reactors / IAEA-EBP-SALTO. Vienna : IAEA, 2007.

Kucher, S., Girya, M. Issledovanie parametrov, opredelyaushih starenie glavnyh cirkuljacionnyh nasosov atomnih stancіj Ukrai'ny. Kompresornoe i tntrgtticheskoe mashinistroenie. 2016, 1(43), 14-24.

Arkadov, G., Baranenko, V., Potapov, V., Prosvirnov, A., Naftal, M., Gulina, O. Problemy erozijno-korrozijnogo iznosa truboprovodov AJeS. Materialovedenie I control metalla. Conference «Bezopasnost, efektivnost i ekonomika atomnoj energetiki». Moscow, 2012.

M. Helmi Attia Fretting fatigue and wear damage of structural components in nuclear power stations—Fitness for service and life management perspective. Tribology International, 2006, 39(10), 1294-1304, doi: 10.1016/j.triboint.2006.02.052.

Dolinskij, V., Cheremskaj, V. Ocenka kachestva svarnyh soedinenij sosudov i truboprovodov po rezultatam tehnicheskogo diagnostirovanij. Svarshik. 2005, 2(42), 6-9.

PNAJe G-7-002-86. Normy rascheta na prochnost' oborudovanija i truboprovodov atomnyh jenergeticheskih ustanovok. Utverzhdeny GAJeN SSSR, 1987.

GOST 22761-77. Metod vymiruvayyj tverdosti za Brinellem perenosnymi tverdomerami statychnoy diy; Vveden 01.01.77. Moscow: Izd-vo standartov, 1977, 20.

PNAJe G-7-031-91.Unifichirovanye metodiki kontrolya osnovnyh materialov svarnyh soedinenij I naplavki oborudovanij I truboprovodov AJeU.Ultrozvukovoj control. Izmerenie tolshiny monometallov, bimetallov i antikorozionnyh pokrytij.

MT-T.0.08.158-05. Metodika ochinki tehnichnogo stanu za michnisnymy parametramy i rozrahunkovogo obgruntuvannj perepriznachenogo resursu korpusiv nasosiv AJeS Ukrai'ny.

Prosek, A., Richards, D. J., Mavko, B. Quantitative assessment of thermal–hydraulic codes used for heavy water reactor calculations. Nuclear Engineering and Design, 2006, 236(3), 295-308, doi:10.1016/j.nucengdes.2005.07.004.


Пристатейна бібліографія ГОСТ


  1. НП 306.2.099-2004. Загальні вимоги до продовження експлуатації АЕС у понад проектний строк за результатами здійснення періодичної оцінки безпеки. Затверджені наказом Держатомрегулювання від 26.11.2004, №181.
  2. TACIS U3.01/06 (UK/TS/38). Надання підтримки Державному комітету ядерного регулювання України в оцінці впровадження заходів з підвищення безпеки та програм управління старінням на блоках АЕС.МАГАТЕ.
  3. Safety Aspects of Long Term Operation of Water Moderated Reactors. Recommendations on the Scope and Content of Programmers for Safe Long Term Operation. Final Report of the Extrabudgetary Programmer on Safety Aspects Long Term Operation of Water Moderated Reactors / IAEA-EBP-SALTO. –  Vienna: IAEA.  –  2007.
  4. Кучер, С. А. Исследование параметров, определяющих старение главных циркуляционных насосов атомных станций Украины / М. П. Гиря, С. А. Кучер // Компрессорное и энергетическое машиностроение. – 2016. – №1(43). – С. 14-24.
  5. Аркадов, Г. В. Проблемы эрозионно-коррозионного износа трубопроводов АЭС. Материаловедение и контроль металла / Г. В. Аркадов, В. И. Бараненко, В. В. Потапов, А. А. Просвирнов, М. М. Нафталь, О. М. Гулина // Восьмая международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». – Москва. – 2012.
  6. M. Helmi Attia Fretting fatigue and wear damage of structural components in nuclear power stations—Fitness for service and life management perspective / M. Helmi Attia // Tribology International. – 2006. – vol. 39, is. 10. – P. 1294-1304. – doi: 10.1016/j.triboint.2006.02.052.
  7. Долинский, В. М. Оценка качества сварных соединений сосудов и трубопроводов по результатам технического диагностирования / В. М. Долинский, В. И. Черемская // Сварщик. – 2005. – №2(42). – С. 6-9.
  8. ПНАЭ Г-7-002-86. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Утверждены ГАЭН СССР. – 1987.
  9. ГОСТ 22761-77. Метод вимірювання твердості за Брінеллем переносними твердомірами статичної дії.
  10. ПНАЭ Г-7-031-91.Унифицированные методики контроля основных материалов (полуфабрикатов), сварных соединений и наплавки оборудования и трубопроводов АЭУ. Ультразвуковой контроль. Часть 3. Измерение толщины монометаллов, биметаллов и антикоррозионных покрытий.
  11. МТ-Т. 0.08.158-05. Методика оцінки технічного стану за міцнісними параметрами і розрахункового обґрунтування перепризначеного ресурсу корпусів насосів АЕС України.
  12. Prosek, A. Quantitative assessment of thermal–hydraulic codes used for heavy water reactor calculations / A. Prosek, D. J. Richards, B. Mavko // Nuclear Engineering and Design. – 2006. – Vol. 236, is. 3. – P. 295-308. – doi:10.1016/j.nucengdes.2005.07.004.




DOI: https://doi.org/10.20998/2413-4295.2016.25.16

Посилання

  • Поки немає зовнішніх посилань.