информацияenglish
Материалы конференции

Кузнецов С.П. Королев С.Ю. Комолов В.М. Никитенко М.П.

Комплекс мероприятий, направленных на продление срока службы реакторов ВВЭР-440

Проектный срок службы корпусов реактора (ВВЭР-440) составлял 30 лет.

Анализ состояния оборудования и систем АЭС после 30 лет эксплуатации показал наличие достаточных запасов, что позволило принять решение о продлении их сроков эксплуатации с проведением модернизации системы, компонентов, конструкций (СКК) с целью их проведения в соответствии с действующей нормативной документацией. Были разработаны и реализованы компенсирующие мероприятия, что позволило лицензировать безопасную эксплуатацию энергоблоков на 15 лет.

Перечень основных компенсирующих мероприятий при продлении до 45 лет:

- разработка оборудования и отработка технологии для проведения отжига корпуса реактора

- разработка оборудования и отработка технологии для вырезки темплетов из корпуса реактора, для последующего исследования.

Выполненная модернизация СКК, положительный опыт эксплуатации блоков в продленных сроков службы позволил эксплуатирующей организации поставить вопрос перед проектно-конструкторскими организациями об оценке текущей безопасности остаточного ресурса СКК.

Анализ состояния СКК показал наличие запасов ресурса оборудования с точки зрения повышения безопасности, размера проектной течи должен быть увеличен до ДУ 500.

С целью обеспечения безопасности и обоснования дополнительного срока службы энергоблоков до 60 лет, были разработаны следующие компенсирующие мероприятия:

- выполнение отжига сварного шва №4;

- установка дополнительных термопар для контроля фактической температуры отжига в зоне нагрева не менее 2320 мм вверх от сварного шва №4;

- вырезка темплетов из области нагрева после отжига и их испытание для подтверждения (определения) температуры хрупкости;

- вырезка и исследование трепана из основного металла корпуса реактора для исследования свойств после отжига;

- обоснование кинетики повторного после отжига радиационного охрупчивания основного металла корпуса реактора после отжига;

- экспериментальные и расчетные работы по исследованиям металла кольцевого бака и строительных конструкций.

Полный текст доклада не представлен.