Восстановление ресурсных характеристик первого энергоблока Ленинградской атомной станции
Заказать уникальную дипломную работу- 30 30 страниц
- 10 + 10 источников
- Добавлена 10.11.2016
- Содержание
- Часть работы
- Список литературы
- Вопросы/Ответы
1. Характеристики и конструкция первого энергоблока Ленинградской атомной станции. 6
2. Состояние энергоблока 11
2.1.Состояние внутризонных устройств на момент начала ремонтно-восстановительных работ 11
2.2. Искривление технологических каналов и каналов СУЗ на момент начала восстановительных работ 14
2.3. Состояние графитовых колонн на момент начала восстановительного ремонта 17
3. Планируемые работы по восстановлению энергоблока 24
3.1. Последовательность выполнения ремонтно-восстановительных работ 24
4. Устройства и средства, применяемые при восстановительных работах 28
4.1. Специфика ремонта на АЭС 28
4.2. Требования к выполнению ремонтных работ и техническому обслуживанию 38
Заключение 42
Список использованных источников 43
Если срок действия наряда истек, ремонт не закончен, наряд может продлить лицо, выдающее наряд на срок до полного окончания ремонта. Продлить наряд можно только один раз. Право выдачи наряда предоставляется ИТР, прошедшему проверку знаний, допущенного к самостоятельной работе и включенному в список лиц, имеющим право выдачи наряда.Руководитель работ – назначенный из числа ИТРов ремонтных цехов. Списки лиц, которые могут быть руководителями и производителями работ по наряду должны утверждаться главным инженером предприятия и корректироваться при изменении состава лиц. Производитель работ назначается из числа слесарей.Работы, не требующие проведения технических мероприятий по подготовке рабочих мест, могут выполняться по распоряжениям. Распоряжения имеют разовый характер. Срок его действия определяется продолжительностью рабочего дня.Учет и регистрация работ по нарядам и распоряжениям производится в журнале учета работ по нарядам и распоряжениям. В указанном журнале регистрируется только первичный допуск к работе и полное ее окончание с закрытием наряда. Ответственными за безопасность работ, выполняемых по нарядам (распоряжениям) являются:выдающий наряд, отдающий распоряжение;руководитель работ;производитель работ;дежурный, дающий разрешение на подготовку рабочего места;дежурный ли лицо из оперативного персонала, подготавливающий рабочее место;допускающий к работе;наблюдающий;члены бригады.При ремонте оборудования ядерной части АЭС первостепенное значение придается вопросам радиационной безопасности. К ремонту радиоактивного оборудования приступают после дезактивации и достижения минимально возможного уровня ионизирующего излучения от оборудования. Если дезактивация не обеспечила требуемого снижения мощности дозы, то тогда при ремонте используются защитные средства и спецприспособления для дистанционного ремонта. Дозу внешнего облучения можно снизить, уменьшив время пребывания в зоне облучения, увеличив расстояние от источника до работающего. Применение защитных экранов, поглощающих (ослабляющих) излучение, также уменьшает мощность дозы излучения. В качестве защитных экранов на АЭС широко применяют листовой свинец, переносные стальные, чугунные и другие стены, ограждения из материалов с большой плотностью.емонтные работы в зоне ионизирующего излучения, т. е. в необслуживаемых и полуобслуживаемых помещениях проводятся только по письменному разрешению (дозиметрическому наряду-допуску). Распоряжением руководства станции устанавливается перечень помещений и номенклатуры ремонтных работ, при которых требуется обязательное оформление дозиметрического наряда-допуска.Дозиметрический наряд определяет границы рабочего места, допустимое время пребывания на рабочем месте, условия производства ремонтных работ, дополнительные средства биологической защиты на рабочем месте, необходимые индивидуальные защитные средства, меры радиационной безопасности, состав бригад и лиц, ответственных за радиационную безопасность производства работ. Наряд-допуск оформляется ежедневно, перед началом работ проводятся инструктажи ремонтного персонала. Соответствующим образом подготавливается рабочее место, инструмент и все необходимые приспособления. Рабочее место, как правило, выгораживается и оборудуется переносным санитарным шлюзом, укомплектованным индивидуальными защитными средствами (бахилами, полухалатами, передниками, перчатками), комплектуется поддонами с дезактивирующими растворами для обмывки обуви, а также пневмозащитными костюмами и респираторами.Контроль за соблюдением правил радиационной безопасности осуществляет дежурный дозиметрист и руководитель работ. Если ремонтные работы планируется выполнять в необслуживаемых или полуобслуживаемых помещениях, то заранее определяются и соответствующим образом наглядно обозначаются маршруты движения (туда и обратно) ремонтного персонала. При входе в зону ионизирующего излучения каждый работник получает средства индивидуального дозиметрического контроля. При выполнении ремонта в зоне ионизирующего излучения необходимо заранее определять состав ремонтных бригад, ограничивая количество персонала определенным минимумом, исходя из принципа, что на рабочих местах должны быть только непосредственные исполнители работ. Для хранения и транспортировки инструмента, запасных частей и материалов применяются металлические коробки и пластиковые мешки. После окончания ремонтных работ рабочее место убирается. Отработавшие узлы, детали, протирочный материал и другие твердые радиоактивные отходы собираются в специальные контейнеры и отправляются на захоронение в хранилища. После этого рабочее место сдается работникам дозиметрической службы.Оснащение ремонтных мастерскихДля ремонта основного оборудования необходимы специализированные ремонтные мастерские, специальные стенды-иммитаторы, узлы дезактивации и другая ремонтно-техническая оснастка.Мастерские, располагающиеся в зоне ионизирующего излучения, должны оснащаться необходимыми средствами дезактивации и удовлетворять санитарным требованиям и условиям соблюдения радиационной безопасности. Все ремонтные помещения, мастерские зоны строгого режима должны быть хорошо оснащены необходимым станочным парком, стационарными подъемно-транспортными и транспортно-технологическими приспособлениями., грузозахватными и такелажными приспособлениями, средствами малой механизации, а также набором-комплексом ремонтных приспособлений для дистанционного ремонта и осмотра оборудования и трубопроводов АЭС.Дезактивация оборудованияРабота ядерной энергетической установки сопровождается радиоактивными загрязнениями внутренних и наружных поверхностей оборудования контура, а также поверхностей тех помещений, где оно расположено. Основные источники радиоактивного загрязнения: дефектные ТВЭЛы, продукты коррозии, продукты износа движущихся частей оборудования, которые переносятся в теплоносителе по контуру и активируются нейтронами в активной зоне реактора.Дезактивация – удаление радиоактивных загрязнений с поверхности оборудования и трубопроводов. Является одним из защитных мероприятий, уменьшающих воздействие излучения на персонал АЭС, а также предупреждающих распространение загрязнений по помещениям и территории станции. Эффективность дезактивации зависит от вида загрязненности оборудования, средств и методов очистки и оценивается коэффициентом дезактивации:Kд=Aн/Aк,где:Aн – начальное загрязнение оборудования, Aк – загрязнение после дезактивации.Выбор метода дезактивации определяется характером загрязненности, конструкционными материалами оборудования, условиями эксплуатации, габаритными размерами, конфигурацией, а также доступностью дезактивируемых поверхностей. Наиболее часто применяются следующие виды дезактивации:химический – отложения снимаются за счет химического воздействия при заполнении оборудования химическими растворами или погружением его в соответствующий дезактивирующий раствор. Эффективность зависит от состояния поверхностей оборудования и трубопроводов, от температуры дезактивирующих растворов, времени выдержки оборудования в контакте с раствором, а также от количества циклов дезактивации;электрохимический – представляет собой анодное травление дезактивируемых поверхностей в электролите при пропускании через него постоянного электрического тока;пароэмульсионный – очищаемая поверхность подвергается воздействию смеси дезактивирующего раствора и пара под давлением 0,8-1,2 МПа, подаваемой с помощью специального устройства. Эффективность метода очень высока;«сухой» – применяется когда применение химических растворов и других мокрых способов недопустимо. Сущность в том, что чистые поверхности отдельных помещений заблаговременно до начала ремонтных работ обрабатываются с помощью распылителя специальными эмульсиями из поверхностно активных и коллоидных веществ;механический – используется для дезактивации оборудования, облицовок бассейнов и других механических поверхностей. Для механической очистки используют специальные скребки машинки для зачистки, металлические щетки и т. д.Требования к выполнению ремонтных работ и техническому обслуживанию1. Выполнение ремонтных работ и работ по техническому обслуживанию оборудования, замене оборудования, вышедшего из строя, перегрузке и транспортировке топлива должно производиться в соответствии с проектом АС. Конкретные требования к проведению ремонтных работ и их организации должны быть изложены в специальном разделе проекта АС. 2. Для обеспечения радиационной безопасности персонала при выполнении ремонтных работ в проектах АС должно быть предусмотрено: - наличие комплекта специальной оснастки и приспособлений для комплексной механизации работ;- свободный доступ к оборудованию, возможность его демонтажа и транспортировки с использованием защитных кабин, экранов для снижения мощности дозы;- возможность поузлового и поагрегатного ремонта оборудования, требующего значительных дозо- и трудозатрат персонала;- дистанционное извлечение и перемещение внутриреакторных устройств;- размещение выгружаемых из активной зоны реактора предметов в специальных боксах, шахтах, бассейнах;- использование защитных кабин для осмотра и ремонта корпусов реакторов (ВВЭР);- наличие специальных участков для дезактивации оборудования;- наличие максимально возможного количества стационарных площадок обслуживания и переходных лестниц;- наличие легкосъемных элементов теплоизоляции. 3. Ремонтные работы наАС должны тщательно планироваться. Планирование облучаемости персонала проводится с целью непревышенияустановленных НРБ-99 доз облучения, для предотвращения необоснованного облучения и разработки мероприятий по снижению дозовых нагрузок. Основой планирования работ в подразделениях АС должны являться статистические данные по дозам облучения персонала. 4. Производство радиационно-опасных работ должно оформляться дозиметрическим нарядом или распоряжением. Дозиметрический наряд должен регламентировать условия безопасного проведения работ, а также разрешенную дозу облучения для каждого члена бригады на выполнение всей работы. Форма дозиметрического наряда должна позволять учитывать результаты дозиметрического контроля в АСИДК и определять средства индивидуальной защиты персонала. Ответственность всех лиц, принимающих участие в оформлении наряда и выполнении работ по нему, определяется "Правилами радиационной безопасности при эксплуатации АС". 5. Радиационно-опасные работы, при которых ожидаемые коллективные дозы превышают 0,5 чел.Зв или 10 мЗв по эффективной индивидуальной дозе, относятся к особо радиационно-опасным работам и должны выполняться по специальным программам обеспечения радиационной безопасности, разработанным администрацией АС и согласованным Главным государственным санитарным врачом объекта. Для работ, при выполнение которых коллективные дозы облучения могут превысить 1,0 чел.Зв или максимальная индивидуальная эффективная доза может превысить 15 мЗв, программа дополнительно должна быть согласована Эксплуатирующей организацией.НаАС должен быть составлен перечень особо радиационно-опасных работ.По результатам выполнения особо радиационно-опасных работ должен быть подготовлен отчет с анализом дозовых и трудовых затрат, их соответствия запланированным, а также с выводами и предложениями по снижению облучаемости при повторном выполнении аналогичных работ. 6. При проведении ремонтных работ для обеспечения радиационной безопасности персонала должны быть предприняты следующие меры: - при производстве работ по ремонту оборудования следует предусматривать максимальное использование средств механизации и сокращение ручного труда;- перед началом ремонтных работ, при необходимости, должна быть проведена дезактивация ремонтируемого оборудования, помещений;- во время работ на рабочих местах должен находиться только персонал, присутствие которого необходимо;- инструменты, используемые при ремонтных работах, должны быть с особой маркировкой и размещаться на специальных поддонах или в ящиках, выполненных из легко дезактивируемого материала. Инструменты, загрязненные в период ремонтных работ, подлежат дезактивации. Использование этих инструментов при ремонте незагрязненного оборудования должно быть исключено;- при проведении электросварочных и газосварочных работ необходимо принимать меры по предотвращению ингаляционного поступления радиоактивных аэрозолей, сварка мелких деталей и оборудования должна проводиться на специальных стендах, оборудованных местной вытяжной вентиляцией;- персонал, участвующий в ремонтных работах, должен быть обеспечен оперативным дозиметрическим контролем ( по возможности электронным цифровым дозиметром);- после окончания ремонтных работ необходимо провести общую дезактивацию помещений с последующим радиационным контролем. 7. Возможность предремонтной дезактивации должна быть предусмотрена проектом. Если возникла необходимость внутриконтурной дезактивации реакторной установки по результатам прогноза радиационной обстановки, программа проведения такой дезактивации должна быть разработана администрацией AC и согласована с Главным конструктором и Генеральным проектантом. 8. В целях реализации политики “чистых зон”, направленной на предупреждение распространения радиоактивного загрязнения по помещениям зоны контролируемого доступа: - место проведения работ со вскрытием радиоактивного оборудования должно быть ограничено видимым барьером, площадь выделенной зоны должна быть минимальной;- вход на территорию, выделенную для проведения ремонтных работ со вскрытием оборудования должен осуществляться через временный саншлюз. Во временномсаншлюзе должны осуществляться радиационный контроль загрязнения спецодежды и ее замена (при необходимости). Выход за территорию, где проводятся работы в спецодежде, имеющей радиоактивное загрязнение более 2000 част./(мин× см2), не допускается. 9. При планировании, подготовке и выполнении радиационно-опасных работ следует стремиться к максимальному использованию методологии АLARA, которая предусматривает: - создание условий для раскрытия и реализации возможностей (знаний, навыков, опыта) каждого работника;- обоснованный выбор и предварительное планирование работ, выполнение которых обеспечивает повышение безопасности АС;- подготовку к выполнению работ;- анализ и оценку работ, учет полученного опыта.ЗаключениеВ ходе работы было рассмотрено состояние энергоблока выводимого в ремонт на Ленинградской АЭС. Было установлено, что графитовые блоки подвергаются серьезной деформации. Для их восстановления был разработан комплекс мероприятий. Кроме этого были описаны меры безопасности при проведении ремонтно0восстановитедбных работ.Список использованных источников1. ЛАЭС. «Решение о6 изменении норм оценки качества по наружному и внутреннемудиаметрам технологических каналов энергоблока К 1 Ленинградской АЭС», ивн.NвЛАЭС1Р-125К(1.9)2008, архив ПТО ЛАЭС Ns Тр-11821, 2008.2. ОАО «НИКИЭТ». Регламент эксплуатационного контроля ТК, каналов СУЗ и графитовой кладки реакторов РБМК-1000. Ns 4.064 ПМ с изменением N24, 2012.3. ОАО «НИКИЭТ». Отчет 411.240 От. Обоснование безопасности проведения 1-го этапа ремонтно-восстановительных работ на энергоблоке Х1 Ленинградской АЭС. 2013г.4. ОАО «НИКИМТ-Атомстрой». Технологический процесс Х ТР 12.157.00.00.5. ЛАЭС. Последовательность выполнения работ по восстановлению ресурсныххарактеристик элементов реакторной установки энергоблока Ns 1 Ленинградской АЭС(второй этап восстановления). ЛЕНАЭС1Рег-133х(02-02)2013.6. ОАО «НИКИЭТ». Отчет 411.131 От. Обоснование безопасности эксплуатации РУ энергоблока Nsl Ленинградской АЭС в период 2011-2012 гг. Инв. Ns411-001-9191, 2011.7. ОАО «НИКИЭТ». Отчет 4.995 От. Анализ возможности увеличения предельно-допустимых значений диаметров ТК реактора РБМК 1-го энергоблока ЛАЭС. Инв. Хi 30648. «Методика планирования поэтапной замены ТК реакторов РБМК-1000», Инв. Ns1.2.1.02.999.0007-2006.9. ОАО «НИКИЭТ». Техническая справка 211.333 Тс. Расчетная оценка выбора графитовых блоков, подлежащих разрезке при ремонте графитовых колонн реакторной установки энергоблока Ns 1 Ленинградской АЭС. Москва, 2013.10. НИКИМТ. Технологический процесс 12.109.00.00. Замена и ремонт узлов и сборок реактора РБМК. Инв. Ns 10616-ро, 1991.
диаметрам технологических каналов энергоблока К 1 Ленинградской АЭС», ивн.
NвЛАЭС1Р-125К(1.9)2008, архив ПТО ЛАЭС Ns Тр-11821, 2008.
2. ОАО «НИКИЭТ». Регламент эксплуатационного контроля ТК, каналов СУЗ и графитовой кладки реакторов РБМК-1000. Ns 4.064 ПМ с изменением N24, 2012.
3. ОАО «НИКИЭТ». Отчет 411.240 От. Обоснование безопасности проведения 1-го этапа ремонтно-восстановительных работ на энергоблоке Х1 Ленинградской АЭС. 2013г.
4. ОАО «НИКИМТ-Атомстрой». Технологический процесс Х ТР 12.157.00.00.
5. ЛАЭС. Последовательность выполнения работ по восстановлению ресурсных характеристик элементов реакторной установки энергоблока Ns 1 Ленинградской АЭС (второй этап восстановления). ЛЕНАЭС1Рег-133х(02-02)2013.
6. ОАО «НИКИЭТ». Отчет 411.131 От. Обоснование безопасности эксплуатации РУ энергоблока Nsl Ленинградской АЭС в период 2011-2012 гг. Инв. Ns411-001-9191, 2011.
7. ОАО «НИКИЭТ». Отчет 4.995 От. Анализ возможности увеличения предельно-допустимых значений диаметров ТК реактора РБМК 1-го энергоблока ЛАЭС. Инв. Хi 3064
8. «Методика планирования поэтапной замены ТК реакторов РБМК-1000», Инв. Ns1.2.1.02.999.0007-2006.
9. ОАО «НИКИЭТ». Техническая справка 211.333 Тс. Расчетная оценка выбора графитовых блоков, подлежащих разрезке при ремонте графитовых колонн реакторной установки энергоблока Ns 1 Ленинградской АЭС. Москва, 2013.
10. НИКИМТ. Технологический процесс 12.109.00.00. Замена и ремонт узлов и сборок реактора РБМК. Инв. Ns 10616-ро, 1991.
Вопрос-ответ:
Какие характеристики и конструкция первого энергоблока Ленинградской атомной станции?
Первый энергоблок Ленинградской атомной станции имеет следующие характеристики и конструкцию:
В каком состоянии находятся внутризонные устройства на момент начала ремонтно-восстановительных работ?
На момент начала ремонтно-восстановительных работ внутризонные устройства находятся в следующем состоянии:
Какое искривление наблюдается у технологических каналов и каналов СУЗ на момент начала восстановительных работ?
На момент начала восстановительных работ у технологических каналов и каналов СУЗ наблюдается следующее искривление:
В каком состоянии находятся графитовые колонны на момент начала восстановительного ремонта?
На момент начала восстановительного ремонта графитовые колонны находятся в следующем состоянии:
Какие планируются работы по восстановлению ресурсных характеристик первого энергоблока Ленинградской атомной станции?
Планируются следующие работы по восстановлению ресурсных характеристик первого энергоблока Ленинградской атомной станции:
В чем состоят характеристики и конструкция первого энергоблока Ленинградской атомной станции?
Первый энергоблок Ленинградской атомной станции имеет следующие характеристики и конструкцию: мощность 1000 МВт, водо-водяной энергетический реактор типа ВВЭР-1000, активная зона реактора состоит из 312 топливных элементов, снаружи реактора установлены графитовые колонны, имеется система автоматического поддержания нейтронно-физических параметров и система аварийного охлаждения.
Какое состояние энергоблока на момент начала ремонтно-восстановительных работ?
На момент начала ремонтно-восстановительных работ энергоблок испытывал некоторые проблемы. Внутризонные устройства находились в неполадке, было искривление технологических каналов и каналов системы управления и защиты, а также обнаружены проблемы с графитовыми колоннами.
Какие были проблемы с внутризонными устройствами энергоблока на момент начала ремонтно-восстановительных работ?
На момент начала ремонтно-восстановительных работ внутризонные устройства энергоблока испытывали проблемы. Конкретные детали проблемы не уточняются в статье, однако можно предположить, что это могли быть проблемы с системами контроля и управления, а также с оборудованием, отвечающим за безопасность и стабильность работы энергоблока.
Каким было искривление технологических каналов и каналов системы управления и защиты на момент начала ремонтно-восстановительных работ?
На момент начала ремонтно-восстановительных работ было обнаружено искривление технологических каналов и каналов системы управления и защиты. Подробности об искривлении не приводятся в статье, поэтому нельзя сказать, насколько серьезными были эти дефекты.
В каком состоянии находились графитовые колонны на момент начала ремонтно-восстановительных работ?
На момент начала ремонтно-восстановительных работ графитовые колонны энергоблока также требовали восстановления. Детали состояния графитовых колонн не приводятся в статье, однако можно предположить, что они могли быть повреждены или изношены и требовали ремонта или замены.
Какие характеристики и конструкция первого энергоблока Ленинградской атомной станции?
Первый энергоблок Ленинградской атомной станции имеет следующие характеристики: мощность - 1000 МВт, тип реактора - ВВЭР, дата ввода в эксплуатацию - 1973 год. Конструкция энергоблока включает реакторный блок, парогенераторы, турбогенераторы и другие системы и узлы.