Оптимизация комплекса работ по замене парогенераторов энергоблоков АЭС с ВВЭР

• Автор: Кадников, Анатолий Александрович
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2009
• Место защиты: Екатеринбург
• Количество страниц: 171 с. : ил.

СОДЕРЖАНИЕ
Введение

ГЛАВА 1.Анализ фактического состояния парогенераторов,

обогреваемых водой под давлением

1.1. Общие сведения о парогенераторах, обогреваемых водой под давлением

1.2. Особенности конструкции парогенераторов, обогреваемых водой под давлением

1.3. Анализ основных проблем эксплуатации горизонтальных парогенераторов и путей их решения

1.3.1. Работоспособность коллекторов первого контура

1.3.2. Растрескивание шпилек и их гнезд в коллекторах ГГВ0

1.3.3. Коррозионноэрозионный износ коллекторов питательной воды

1.3.4. Растрескивание сварного соединения 1

1.3.5. Коррозионная деградация трубчатки
1.4. Анализ путей обеспечения проектного ресурса ПГ и его продления
1.4.1. Ресурс и оценка технического состояния ПГВ
1.4.2. Ресурс теплопередающей поверхности парогенератора
1.4.3. Анализ путей решения проблемы деградации ТО
1.4.4. Контроль состояния теплообменных труб парогенераторов
1.4.5. Определение параметров предельного состояния парогенератора
ГЛАВА 2. Анализ возможности оптимизации работ по замене
парогенераторов
2.1. Обзор технологий замен парогенераторов АЭС с водоводяными реакторами
2.1.1. Замена вертикальных парогенераторов АЭС с реакторами типа РУ
2.1.2. Замена горизонтальных парогенераторов АЭС с реакторами типа ВВЭР1
2.1.3. Принципиальные отличия технологии замены парогенераторов на российских и зарубежных АЭС
2.2. Анализ эффективности работ по замене парогенераторов
энергоблока 2 Балаковской АЭС в . гг.
2.2.1. Общие сведения
2.2.2. Подготовительные работы
2.2.3. Особенности выполнения работ при демонтажемонтаже ГТГ
2.2.4. Анализ отклонений, нештатных ситуаций, задержек и их причин при проведении работ по замене ПГ
2.3. Сварочные работы при замене парогенераторов энергоблоков АЭС с ВВЭР1
ГЛАВА 3. Исследование радиационной обстановки при замене
парогенераторов и выявление путей снижения облучаемости персонала
3.1 Анализ радиационной обстановки при замене парогенераторов
3.2. Анализ опыта дезактивации ПГ реакторных установок с водо
водяными реакторами
ГЛАВА 4. Разработка и внедрение технологических мероприятий по
оптимизации процесса замены парогенераторов ПГВ1
4.1. Общие сведения
4.2. Разработка технологии и экспериментальная отработка устройств 3 для ультразвуковой дезактивации элементов парогенератора
4.2.1. Общие сведения по ультразвуковой дезактивации
4.2.2. Ультразвуковая дезактивация методом сканирования
4.3. Оптимизация транспортнотехнологических операций при замене
парогенераторов
ГЛАВА 5. Использование аппарата нелинейного математического
программирования для оптимизации сетевых графиков замены парогенераторов АЭС с ВВЭР1
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Список литературы


В шести ПГ производительностью по 0 т/час насыщенного пара под давлением 3,2 МПа, и-образные теплообменные трубки были заделаны в вертикальные коллекторы, расположенные на поперечной оси корпуса. Доступ в коллекторы для обслуживания обеспечивался снизу. Подогрев питательной воды до температуры насыщения производство, сепарация и сушка рабочего пара осуществлялись в одном корпусе. Горизонтальный корпус ПГ диаметром 3 м и длиной около м, выполненный из стали марки К, состоит из цилиндрической обечайки и эллиптических днищ. По высоте корпус делится на две части. Верхняя предназначена для сепарации пара, а нижняя - для размещения поверхности теплообмена, выполненной из труб 1x1,5 мм средней длиной 9,5 м. ХН9Т) внутренним диаметром 0 и толщиной мм. В корпус коллекторы вводятся через патрубки диаметром мм. Между стенками коллекторов и патрубками предусматривалась водяная рубашка [7]. На блоке №2 НВАЭС с реактором ВВЭР-5 были установлены 8 ПГ производительностью 5 т/час пара каждый, аналогичные ПГ I блока. Теплообменная поверхность каждого парогенератора состояла из труб 6x1,4 мм средней длиной ,1 м. Опыт эксплуатации ПГ первого и второго блоков НВ АЭС показал, что принятые конструкционные решения обеспечили надежную работу при всех осуществляющихся режимах. Поэтому при проектировании ПГ для более мощных модификаций эти решения практически были полностью сохранены. Начиная с ПГ АЭС с ВВЭР-0 доступ в коллекторы для контроля и ремонта осуществляется сверху через фланцевые разъемы (рис. Располагаются коллекторы в разных сечениях корпуса, т. Верхний доступ для осмотра и ремонта коллекторов и мест вальцовки и обварки труб упростил обслуживание и позволил значительно сократить размеры ПГ, но усложнил конструкцию корпуса ПГ за счет дополнительных фланцевых разъемов на корпусе. Кроме того, при колебаниях уровня воды в ПГ происходит попеременное смачивание и осушка поверхности коллектора, что приводило к концентрированию примесей и коррозионному повреждению металла коллекторов, выполненных из аустенитных сталей (для ВВЭР-0). Для предохранения коллекторов от коррозионного растрескивания на их поверхности в районе уровня воды применяют защитные средства: делают наплавку металла, устраивают камеры («выгородки»). Рост единичной мощности ПГ при ограниченных по условиям транспортабельности габаритах приводит к тому, что ТОТ таких ПГ выполняются очень тесными, с относительно малыми шагами (5/<^=1,. При разработке ПГ реакторной установки ВВЭР- были рассмотрены различные варианты конструкций и технологических схем, включая вертикальный ПГ. Однако для изготовления был принят также тип горизонтального ПГ, несмотря на несколько,лучшие компоновочные решения по зданию реакторного отделения при вертикальном типе ПГ’. Для первой реакторной установки ВВЭР- (проект В-7, энергоблок № 5 Нв АЭС) были разработаны НТВ-. В реакторной установке типа В-0 используются ПГ типа ПГВ-М (рис. ПГВ-. Конструктивно ПГ типа ПГВ- практически повторяли ПГ для АЭС с реакторами ВВЭР-0, но отличались от них увеличением внутреннего диаметра корпуса ( мм вместо для ВВЭР-0), толщины теплообменных труб (6x1,5 вместо 6x1,4 для ВВЭР-0), числа ТОТ (0 вместо для ВВЭР-0), более эффективными сепарационными устройствами [9]. Для уравнивания скоростей выходящего пара и равномерного распределения пароводяной смеси по паровому объему парогенератора в конструкцию ПГВ- был введен погруженный дырчатый лист. По сравнению с АЭС с ВВЭР-0 в ПГ блоков с ВВЭР- температуры рабочих сред по первому и второму контуру на . С выше. В 2 “^2,5 раза выше теплонапряженность ТОТ. Это предопределяет более строгие требования к ПГВ-М по соблюдению условий, предотвращающих возникновение и развитие процессов коррозионного расзрескивания стали марки АХНТ (трубок ПГ). В настоящее время на АЭС с ВВЭР применяются ПГ типа ПГВ-0 и ПГВ-1. Их конструкция по сравнению с проектной претерпевала изменения и модификации в процессе эксплуатации. В дальнейшем при изложении материала под обозначением ПГВ-0 будут подразумеваться все типы парогенераторов АЭС с ВВЭР-0 (ПГВ-4Э, ПГВ-4М, ПГВ-3), а под обозначением ПГВ- - парогенераторы АЭС с ВВЭР- (ПГВ- и ПГВ-М).