автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Оптимизация комплекса работ по замене парогенераторов энергоблоков АЭС с ВВЭР

Кадников Анатолий Александрович

ОПТИМИЗАЦИЯ КОМПЛЕКСА РАБОТ ПО ЗАМЕНЕ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС С ВВЭР

Специальность 05.14.03 «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

0бнинск-2009

003465136

Кадников Анатолий Александрович

ОПТИМИЗАЦИЯ КОМПЛЕКСА РАБОТ ПО ЗАМЕНЕ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС С ВВЭР

Специальность 05.14.03 «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

0бнинск-2009

Работа выполнена в Государственном образовательном учреждении высшего профессионального образования «Уральский государственный технический университет - УПИ имени первого Президента России

Б.Н. Ельцина»

Научный руководитель: Официальные оппоненты:

Ведущая организация:

доктор технических наук, профессор Щеклеин Сергей Евгеньевич

доктор технических наук, профессор Горбатых Валерий Павлович кандидат технических наук Четвериков Александр Евгеньевич

ОАО «Всероссийский Научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций»

Защита состоится 8 _2009 года в. час. 00 мин.

на заседании диссертационного совета Д 212.176.01 при Обнинском государственном техническом университете атомной энергетики по адресу 249040, Калужская область, г. Обнинск, Студгородок, 1, ИАТЭ, зал заседаний ученого совета.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Обнинского государственного технического университета атомной энергетики.

Автореферат разослан «.

»¿/а/эГя. 2009 г.

Ученый секретарь

диссертационного совета Д 212.176.01 д.ф.-м.н., профессор

В.Л. Шаблов

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы диссертации. Комплексная оптимизация работ по ремонту и замене парогенераторов (ПГ) АЭС с ВВЭР обусловлена необходимостью проведения замен ПГ с целью поддержания и продления срока эксплуатации энергоблоков АЭС с ВВЭР сверх проектного, а также:

1. Целесообразностью обобщения отечественного и зарубежного опыта при решении задач оптимизации работ по замене ПГ АЭС с ВВЭР.

2. Продолжительными простоями энергоблока при замене ПГ.

3. Отсутствием в доступных публикациях результатов исследований с решением задач оптимизации работ по замене ПГ.

4. Возможностью совместного решения задач по снижению издержек и дозозатрат, а также сокращения до минимума продолжительности перерывов в эксплуатации, необходимых для работ по замене ПГ.

Цель, научные задачи. Целью исследования является обоснование и разработка методологических основ внедрения новых методов техобслуживания, ремонта и замены ПГ. Для достижения сформулированной цели необходимо решить следующие задачи при замене ПГ:

1. Анализ и обобщение фактических данных для отечественных и зарубежных АЭС с учетом технологии работ по замене ПГ, организационных факторов и эффективности факторов снижения радиационного параметра.

2. Разработка технологической оснастки и технологий для сокращения продолжительности и повышения эффективности операций при замене ПГ.

3. Разработка усовершенствованных методов дезактивации и оптимизации работ в части снижения дозовых затрат ремонтного персонала.

4. Разработка алгоритма оптимизации сетевого графика замены ПГ.

Научная новизна диссертации состоит в усовершенствовании алгоритма оптимизации сетевого графика замены ПГ, комплексном исследовании организации всех отдельных видов работ, потенциальных путей

оптимизации работ с учетом дозовых нагрузок, использовании ультразвука для повышения эффективности дезактивации элементов ПГ.

Практическая ценность работы. Материалы диссертации использованы и планируются использоваться в будущем:

• для выработки обоснованных предложений по оптимизации работ при замене ПГ на АЭС с реакторами ВВЭР-1000;

• для конструирования оснастки, повышающей эффективность выполнения отдельных операций при замене ПГ;

• для минимизации продолжительности работ по замене ПГ;

• для переподготовки и повышения квалификации ремонтного персонала. Социальная значимость состоит в минимизации дозозатрат при замене ПГ. На защиту выносятся:

• методы и результаты оценки эффективности основных мероприятий по снижению трудо- и дозозатрат при замене ПГ;

• новая технологическая оснастка и усовершенствованные состав и технология работ по замене ПГ;

• метод ультразвукового сканирования, при котором увеличивается глубина дезактивации и снижаются дозозатраты персонала;

• алгоритм оптимизации сетевого графика замены четырех ПГ АЭС с ВВЭР-1000.

Личный вклад автора в получение научных результатов, изложенных в диссертации. Анализ радиационных и технологических характеристик при проведении работ по замене ПГ АЭС с ВВЭР, создание алгоритма оптимизации сетевого графика замены ПГ, расчетно-экспериментальные исследования радиационной обстановки, оптимизация работ при комплексной замене 4-х ПГ; использование ультразвука в технологии дезактивации элементов ПГ. Апробация работы. Основные результаты диссертационной работы и отдельные ее положения были доложены в 2001+2007 на ряде Международных научно-технических конференций, семинаров и опубликованы в работах [1 + 18].

Внедрение. Отдельные материалы диссертациии использовались автором при разработке проекта производства работ по замене ПГ на Балаковской (Бал) АЭС, Нововоронежской (НВ) АЭС.

Публикации. Всего по теме диссертации опубликовано 18 работ, в том числе получены 4 патента РФ.

Структура и объем работы. Диссертация и состоит из введения, 5 глав, заключения, 9 приложений, списка использованных источников, включающего 75 наименований. Общий объем диссертации 153 страницы. Работа содержит 42 рисунка и 3 таблицы.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обосновываются выбор цели, задачи и актуальность исследований. Замена ПГ АЭС с ВВЭР является одной из наиболее трудо- и дозозатратных работ. С введением в действие в отечественной атомной энергетике НРБ-99 резко ужесточились требования к дозовым нагрузкам персонала. Это требует принятия дополнительных мер и использования новых эффективных методов дезактивации, защитных материалов и т.д. Поэтому оптимизация работ при замене ПГ важна для снижения трудозатрат, повышения коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) АЭС, а с социальной точки зрения - минимизации дозовых затрат.

В первой главе приводится анализ состояния ПГ с целью определения необходимости замены для поддержания проектного и продления сверх проектного срока эксплуатации. В связи с тем, что ПГ являются третьим физическим барьером между радиоактивной и нерадиоактивной частью АЭС и они эксплуатируются в наиболее тяжелых условиях, должны быть обеспечены их работоспособность и межконтурная плотность. Предельное состояние ПГ наступает в случае: исчерпания технологического запаса теплообменных труб (ТОТ) или нарушения пределов безопасной эксплуатации (невозможности восстановления целостности барьера). ПГ - наиболее уязвимые узлы АЭС, поскольку ТОТ подвержены неблагоприятным воздействиям - усталости, образованию питтингов, коррози-

онному растрескиванию и другим процессам повреждения. Эти процессы -причина отказов и снижения КИУМ энергоблока.

За рубежом на АЭС с PWR к 2007 году уже заменено порядка 200 ПГ из 475 действующих. На АЭС с ВВЭР-1000 из 104 ПГ - заменено 40. Замена на АЭС с PWR проводится из-за повреждений теплообменных труб. На АЭС с ВВЭР-1000 в 1987 + 1992 годах 34 ПГ были заменены из-за повреждения коллекторов в районе перфорации. После выполнения комплекса мер, случаев повреждения не встречалось с 1995 г. Определяющим фактический срок службы ПГ на АЭС с ВВЭР является коррозионный ресурс ТОТ. В 1999+2004 годах 6 ПГВ-1000 были заменены по этой причине.

Проблемы эксплуатации ПГ АЭС с ВВЭР включают: целостность коллекторов ПГВ-1000; плотность фланцевых разъемов ПГВ-440; коррозионно-эрозионный износ раздающих коллекторов питательной воды; трещины в районе сварного шва №111 (ПГВ-1000); коррозионная деградация ТОТ. Значительные различия в повреждении ТОТ на ПГ различых энергоблоков (и в пределах одного энергоблока) связаны с качеством поддержания водно-химического режима и химическими промывками. Для ряда ПГ продолжа-ется процесс интенсивной деградации и требуется уточнение остаточного ресурса ТОТ. В то же время ПГ Калининской ( Клн ) АЭС проработали более 150000 часов с ТОТ в хорошем состоянии (например, 2ПГ-1 и 2ПГ-2).

Контроль герметичности ТОТ ПГ АЭС с ВВЭР производится гидравлическим или пневмогидравлическим аквариумным методом и гидроиспытаниями. ТОТ со сквозными дефектами подлежат глушению. Основной метод контроля дефицита толщины стенки ТОТ - вихретоковый (ВТК). По его результатам производится превентивное глушение дефектных ТОТ, что позволяет избежать внепланового останова энергоблока. Как показывают исследования, проведенные автором, имеются значительные резервы на пути оптимизации затрат на контроль и обслуживание, которые сейчас слабо увязаны с реальным состоянием ПГ, и они могут быть сокращены.

Анализ количества ежегодно заглушаемых теплообменных труб на наиболее проблемных ПГ (например, 1ПГ-1, 1ПГ-2, 1ПГ-3 ЮУ АЭС, где доля заглушённых ТОТ составляет 8+9%) показывает, что в последние годы, благодаря принимаемым мерам, количество заглушаемых ТОТ уменьшается (рис.1) и проблема замены ПГ отодвигается на более поздние сроки, но не исключается. Так, ЗПГ-4 Бал АЭС имеет 9,23% заглушённых труб. Работа реакторной установки на номинальной мощности возможна при глушении до 12% труб, что может быть достигнуто в 2009 году (по данным ВНИИАЭС за 2006).

Во второй главе содержатся особенности технологии работ по замене ПГ на энергоблоках АЭС с ВВЭР и сопоставление с аналогичными работами на АЭС с Проанализированы: возможности оптимизации этапов замены ПГ и структура затрат времени на демонтаж и монтаж ПГ. Продолжительность простоев при замене ПГ на зарубежных АЭС составляет от более 300 дней в 1993 + 1994 гг. на АЭС «Михояма-2» (Япония, два ПГ) до 40 суток, при замене на АЭС «Тианж» (Бельгия, три ПГ). Стоимость замены 100+200 млн. долларов (в зависимости от количества заменяемых ПГ)-В отечественной практике замена ПГ была впервые проведена в 1987 году на блоке №2 Южно-Украинской (Ю-У) АЭС. Два ПГ были заменены за 417 суток. В 1988 году на этом же блоке заменены остальные два. В период с 1987 по 2000 годы были заменены 38 ПГ. Процесс замены ПГ постоянно совершенствуется. В 1990+91 гг. при замене из-за трещин в коллекторе 2ПГ-2 Бал АЭС подготовительные работы по демонтажу ПГ заняли 14, а демонтаж старого, монтаж нового ПГ, восстановление трубопроводов - 56 сут.

--»-- 1ПГ-1 (вгод) —ш- - 1ПГ-1 (сумма)

-Л-1ПГ-2 ( в год) —X-ШГ-2 (сумма)

Год

Рис. 1. Динамика изменения количества заглушённых ТОТ в 1ПГ-1 и 1ПГ-2 ЮУ АЭС

Большая продолжительность простоев при замене ПГ на АЭС с ВВЭР обусловлена рядом принципиальных различий в конструкциях вертикальных и горизонтальных ПГ (табл.1). Эти причины можно устранить только в новых проектах, некоторые из них могут бьггь исключены или минимизировано их влияние организационными или техническими методами (рис.2).

Проведенный автором анализ фактических данных в период ремонтных кампаний по замене 38 парогенераторов на АЭС с реакторами ВВЭР-1000, позволил выявить: типичные недостатки в планировании, организации и процессе работ; пути сокращения длительности отдельных операций; установить связь производственных, организационных факторов с перепростоем энергоблоков АЭС в ремонте и, как следствие, снижения КИУМ. Исследование и анализ структуры затрат времени по замене 4-х ПГ блока №2 Бал АЭС в 1999+2000 годах с учетом опыта позволили сформулировать предложения по оптимизации: а) новые ПГ должны быть полностью готовы к началу проведения работ по замене. Комплектующие (коллекторы пара, цапфы и т.д.) должны храниться в условиях, исключающих загрязнение и повреждение; б) необходима доработка проекта организации работ (технологии сварки при восстановлении кромок ГЦТ, усовершенствования оснастки).

Третья глава содержит результаты исследований радиационной обстановки при замене ПГ и выявление потенциальных путей минимизации облучения персонала, т.к. социальная и экономическая приемлемость АЭС определяется дозовыми нагрузками, возникающими при обслуживании, ремонте, реконструкции, снятии с эксплуатации.

Установлено, что снаружи ПГ мощность дозы у-излучения составляет в среднем 0,01+0,02 мкЗв/с, максимальное значение - 0,03 мкЗв/с. Заполнение водой не дает значительного эффекта в снижении мощности дозы, тем более в абсолютных единицах. В среднем мощность дозы у-излучения внутри ПГ со стороны П контура составляет 1 + 1,5 мкЗв/с, максимальные значения достигают 2,5 мкЗв/с и наблюдаются в районах гибов ТОТ. Однако работ внутри ПГ практически нет.

Таблица 1

Сопоставление проектов с вертикальными и горизонтальными ПГ

Горизонт&тьные парогенераторы Вертикальные парогенераторы

Замена ПГ не предусмотрена проектом. Необходим демонтаж, а затем обратный монтаж оборудования в центральном зале, транспортном коридоре и боксах ПГ (токопровода и рельсов перегрузочной машины, около 100 различных трубопроводов, облицовки перекрытия над боксами ПГ и т.д.). Проектом зарубежных АЭС предусмотрена замена ПГ. Приоритет отдается максимальному сокращению сроков работ, определяющих коллективную дозу облучения и материальные затраты. Обязательна отработка операций по замене ПГ на макетах.

Меняют, как правило, 4 ПГ Меняют 2 или 3 ПГ

Коллектор пара (паук) имеет 10 патрубков 0455x30 на корпусе ПГ ПГ имеет один патрубок пара.

Для заварки плакирующего слоя необходимо выполнить 12 проходок длиной 2700 мм изнутри трубопровода первого контура в стесненных условиях при мощности излучения 0,05+2 мкЗв/с. Главный циркуляционный трубопровод не имеет наплавки.

Цапфы после монтажа ПГ срезаются по техническому решению главного конструктора. Перед демонтажем необходимо повторно приварить цапфы, а затем срезать их в транспортном коридоре из-за узости ворот. К корпусу нового ПГ приваривают цапфы в транспортном коридоре и срезают их после монтажа в боксе ПГ. Цапфы для подъема ПГ не срезаются после монтажа.

Исследовано распределение мощности дозы у-излучения внутри коллекторов ПГ, где производится основной объем работ при замене ПГ (рис.3): внутри коллекторов 1ПГ-4 мощность дозы у-излучения в зоне вальцовки ТОТ и соединения коллекторов ПГ с ГЦТ составляет 1 + 1,5 мкЗв/с, а в ПГ-1- 3+4,5 мкЗв/с. Такое двух-, трехкратное отличие в одном (иногда двух) ПГ одной реакторной установки от ПГ другой наблюдается практически во всех проанализированных фактических данных по радиационной обстановке.

Рис.2. Мероприятия по минимизации продолжительности замены парогенераторов

Данные по радиационной обстановке и трудозатратам на резку соединений коллекторов одного ПГ с ГЦТ и обработку кромок - 3874,5 чел-ч, сварку ГЦТ с коллекторами (включая полировку, зачистку, наплавку, термообработку и контроль) -13083 чел-ч показывают, что имеют место значительные коллективные дозы облучения, и возникает необходимость их максимального снижения. Обычная дезактивация не дает необходимого эффекта в наиболее напряженной рабочей зоне - районе сварного соединения коллекторов ПГ с трубопроводом контура. Во время замены ПГ на блоке №2 Бал АЭС в 1999+2000 гг. уровень у-излучения внутри и у кромок ГЦТ составлял до 2 мкЗв/с, вследствие чего дозы ведущих специалистов (сварщики, труборезчики, термисты, дефектоскописты) достигали контрольного уровня 20 мЗв до начала работ на «чистых» трубопроводах.

0 1 2 3 4 5

Мощность дозы, мкЗв/с

Рис.3. Распределение мощности дозы излучения внутри коллекторов: ХК- холодный коллектор; ГК - горячий коллектор; 1 +6 -точки контроля.

Автором выявлена низкая эффективность используемых средств улучшения радиационной обстановки в рабочей зоне при замене ПГ. Поэтому одним из основных мероприятий, снижающих коллективную дозу, является разработка и внедрение методов и средств эффективной дезактивации внутренних поверхностей коллекторов ПГ и ГЦТ.

В четвертой главе приведены организационные и технологические мероприятия по оптимизации замены ПГ с учетом снижения дозозатрат, внедренные автором на Бал АЭС (1999-2000) и предполагаемые к внедрению на предстоящих заменах на НВ и Бал АЭС. В связи с этим при участии автора диссертации впервые была спроектирована и изготовлена биологическая защита (рис.4), позволившая в 2,7 раза снизить дозы облучения при восстановлении наплавки внутри коллектора.

Ультразвуковая дезактивация (УЗД) является одним из наиболее эффективных методов удаления поверхностных радиоактивных загрязнений при использовании дезактивирующие растворов того же состава, как при

Рис. 4. Защитное устройство в коллекторе парогенератора: 1 - холодная петля ГЦТ; 2,3 - защитный контейнер; 4 - коллектор ПГ; 5 -подача сжатого воздуха; 6 - вытяжной вентилятор; 7 - лестница; 8 -

прокладка; 9 - горячая петля ГЦТ.

обычной химической дезактивации, но меньшей концентрации, скорость дезактивации увеличивается более, чем на два порядка. Наибольший эффект от УЗД можно получить, используя метод сканирования УЗ-излучателем по загрязненной поверхности на месте.

По инициативе и при участии автора было разработано и изготовлено портативное устройство для ручной УЗД труднодоступных мест, а также локальных стойких загрязнений участков поверхности оборудования, не поддающихся дезактивации обычнными методами (рис.5).

йов ГЛ-

'П

Рис.5. Схема устройства дня ультразвуковой дезактивации: ] — генератор ультразвуковой частоты; 2 - магнитострикционный преобразователь; 3 - излучатель; 4 - емкость с дезактивирующим раствором; 5 - клапан

В качестве дезактивирующего раствора можно применять обычную воду, в том числе и воду, подаваемую на охлаждение магнитостриктора. Кроме того, могут использоваться так называемые «отверждаемые растворы», на которые автором получены два патента на изобретения РФ. С помощью этого устройства были проведены испытания на образцах,

длительное время проработавших в контуре циркуляции теплоносителя Белоярской (Бел), Нововоронежской (НВ) и Курской (Ку) АЭС. Материал -сталь 12Х18Н10Т.

На рис. 6 приведены результаты испытания устройства для УЗД на образцах труб 010x2, вырезанных из первого контура первой очереди Бел АЭС, с использованием воды, глинистого и цементного растворов. Дезактивации подвергалась внутренняя поверхность трубопроводов. Аналогичные результаты получены в экспериментах на Ку АЭС с реакторами РБМК-1000. На НВ АЭС испытания проводились на образцах-фрагментах ТОТ ПГ блока № 3 (реакторная установка с ВВЭР-440). Дезактивация образцов ТОТ производилась в кюветах воздействием ультразвукового поля контактным методом продолжительностью 60 секунд при использовании в качестве дезактивирующего раствора химически обессоленной воды и 30 секунд при использовании глинистого раствора. В результате дезактивации уровень -/-излучения снизился до естественного.

Рис.6. Результаты ультразвуковой дезактивации образцов труб, с использованием в качестве дезактивирующей среды воды, глинистого и цементного растворов: 1 - вода, 2 - цементный раствор; 3 -цементный раствор с абразивом; 4 -глинистый раствор; 5 - глинистый раствор с абразивом

При участии автора было

разработано устройство,

предназначенное для дезактивации внутренней поверхности коллекторов ПГ АЭС с ВВЭР (рис.7). Привод поворотной обоймы производит маятниковые повороты магнитострикционных преобразователей на ±180° лебедка, раздвигает телескопическую штангу и перемещает магнитострик-ционные преобразователи, генерирующие ультразвуковые колебания, по вы-

¡01 н2азд4а5]

2 5 15 20 25

Продолжительность двзкшвации, с

соте коллектора. При этом удаляются радиоактивные загрязнения с поверхности. Также рассмотрены устройства для транспортировки ПГ и защитных люков ПГ и т.д., разработанные при участии автора.

Пятая глава содержит усовершенствованный алгоритм оптимизации сетевого графика замены 4-х ПГ, впервые разработанный автором совместно с кафедрой «Прикладная математика» УГТУ-УПИ, который позволяет минимизировать общую продолжительность работ. Для построения математической модели сетевой график работ по замене ПГ представлен в упрощенном виде с максимальным укрупнением работ по специализациям работников (рис.8). По представленному варианту сетевого графика продолжительность замены четырех ПГ (гкр) составляет 192 суток. При заданном количестве работников добиться минимизации сроков выполнения всех работ по замене можно только перераспределением специалистов между работами на отдельных ПГ. При этом увеличивается время на замену первого ПГ и уменьшается на замену последующих. Работы по замене отдельных ПГ должны закончиться одновременно (или с минимальной разницей во времени) (рис. 9).

Цель оптимизации - минимум затрат времени. Математическая модель задачи состоит в следующем. Через Мобозначена трудоемкость всех работ с 3 по 7 событие на 1-ом ПГ (при численности персонала 45 человек в данном случае А/=6840 чел-суток. Пусть х:] - количество человек, работающих на

П нирная подвеска; 4 - емкость для 12 сбора кабеля; 5 - кабель; б - генера-

Рис.7. Устройство для дезактивации коллекторов ПГ: 1 - коллектор теплоносителя; 2 - магнитострик-ционный преобразователь; 3 - шар

тор электрических колебаний; 7 -блок управления; 8 - прижимной ролик подачи кабеля; 9 - лебедка; 10 - телескопическая штанга; 11 -поворотная обойма с приводом; 12 -опора

/-м этапе работ по замене ¿-го ПГ в течение суток (т.е. за 3 смены).

Рис.8. Исходная сетевая модель задачи: 1-2 - демонтаж ПГ; 2-3 - установка нового ПГ; 3-4 - приварка главного циркуляционного трубопровода; 4-5 -приварка парового коллектора и паропровода; 5-6 - приварка трубопроводов обвязки ПГ; 6-7 - завершающие работы на ПГ.

Рис. 9 Оптимизированный сетевой график замены четырех ПГ: щ - продолжительность выполнения ]-то этапа работ на ¿-м парогенераторе;

-общее количество человек, работающих на у'-м этапе работ по замене г-го парогенератора (в течение суток)

Из общей трудоемкости по замене ПГ вычтем объемы работ, которые

сделает за 10 суток бригада численностью 45 человек, за время /,, (10 суток) -численностью хп, за время (10 суток) - численностью х12 (см . рис.9). Делением полученного значения на х,л, получим время, за которое будут проведены все последующие работы на первом ПГ. Это время не должно превосходить время, за которое будут проведены работы с 3-го по 7-ое событие на четвертом ПГ.

М -45-10—Ю-лгц -К)'*,, ^ М ^

Рассуждая аналогично для П-го ПГ, получим неравенство

а для Ш-го ПГ -

(3)

Из условия максимальной численности бригады 45 человек можно записать три уравнения: хп + х21 =90; хп + хп+х3[ = 135; xl, + х2, + хп + xtl =180 (4) М

Функционал / = — (5) задает время выполнения работ на последнем ПГ и в Ли

силу неравенств (1)+(3) определяет время завершения всех работ. В итоге получаем задачу нелинейного программирования: требуется минимизировать / при выполнении (1)+(4) и условия неотрицательности на все переменные. Численное решение этой задачи нелинейного программирования показало, что минимальное значение функционала (5) будет иметь место тогда, когда в выражениях (1)+(3) будет реализовываться равенство. Такое решение представляется естественным, т.к. при этом работы на всех ПГ закончатся одновременно и людские ресурсы будут использованы максимально эффективно. Учитывая это свойство оптимального решения, можно получить явный вид для искомого решения. Для оптимального решения переменные должны удовлетворять системе уравнений (6).

М —45-10—10-л:,, - -Ю-хп М

*13 х»

М-10-х21-10-хг2 _ м

Хх Х„

М -10-лэ, М

Х32 х41

х„ + хг, = 90

х1г ^ Х22 — 135

х1} + X2J + х32 + х41 = 180

(6)

Из этой системы величина определяется однозначно при заданных

исходных параметрах х., = —180— = 49,93 чел. к г 41 4-М-2700

Минимальное время, за которое могут быть выполнены работы с 3 по 7

событие при замене IV ПГ составляет t = — = 137 суток.

Продолжительность выполнения работ по оптимизированному сетевому графику равна 177 суток. При этом относительное сокращение продолжительности замены четырех ПГ при оптимизации сетевого графика составляет

8 = Kf~Kp =7,8%.

Дальнейшей целью является распределение работников по этапам работ, которое и обеспечивает сокращение продолжительности замены за счет выравнивания сроков завершения работ на отдельных ПГ.

Проведя преобразования системы из 6 уравнений с 9-ю неизвестными и произвольно выбрав 3 свободных переменных (метод перебора)

выражаем через них остальные. Выявлено 9 вариантов оптимального распределения работников по этапам работ, в том числе дробные, что означает переход работников с объекта на объект в течение смены, а это невозможно. Введение дополнительного условия, исключающего переход работников с объекта на объект в течение смены, позволило получить один вариант оптимального распределения работников по этапам работ (табл. 2). Для решения аналогичных задач было специально разработано программное обеспечение в среде программирования DELPHI, которое позволяет определять оптимальное распределение работников по этапам параллельно выполняемых работ с целью минимизации сроков их выполнения.

Таблица 2

Один из вариантов оптимального распределения работников по этапам работ

м '■3 I» 'и '4, *21 •*23 *41

6840,00 135 137 136 137 11 43 11 49 16 42 16 17 50

ВЫВОДЫ

1. По результатам фактического анализа сведений о состоянии отечественных ПГ АЭС с ВВЭР автором выявлено, что в ряде случаев для

обеспечения проектного ресурса или эксплуатации энергоблока сверх проектного потребуется замена ПГ.

2. Для реализации замены ПГ с минимальными сроками простоя энергоблока и минимума дозозатрат ремонтного персонала проведена оценка эффективности основных мероприятий по снижению трудо- и дозозатрат, разработана новая технологическая оснастка и усовершенствованы состав и технология работ; разработан и внедрен метод ультразвукового сканирования, при котором увеличивается глубина дезактивации и снижаются дозозатраты ремонтного персонала.

3. Разработан алгоритм оптимизации сетевого графика замены 4-х ПГ АЭС с ВВЭР-1000, что позволяет сократить относительный простой энергоблока на 7,8%; в частности, оптимизация отдельных работ по замене ПГ на блоке №2 Балаковской АЭС (1999+2000 гг.), обеспечила сокращение общей продолжительности работ на 42 суток; реализация же организационных и технологических мероприятий, впервые обоснованных автором, позволяет сократить длительность замены ПГ еще на 20+30 суток.

4. Для снижения дозовых нагрузок при замене ПГ необходимо проведение расконсервации и подготовки узлов и деталей к монтажу вне зоны контролируемого доступа, разработка быстросъемной биозащиты главного циркуляционного трубопровода.

Основные результаты работы изложены в публикациях

1. Шастин А.Г. Использование магнитострикционного эффекта для разработки новых технологий ремонта и технического обслуживания оборудования АЭС / А.Г.Шастин, С.Е.Щеклеин, С.Е.Чертов, А.А.Кадников, А.ИЛевит // Экология, экономика, безопасность и подготовка кадров дня атомной энергетики: сборник научных трудов. Екатеринбург. УГТУ-УПИ. 2001. С.49.

2. Кадников A.A. Портативное устройство для ультразвуковой дезактивации / А.А.Кадников, А.Г.Шастин, С.Е.Щеклеин // Вестник ГОУ ВПО УГТУ-УПИ. Теоретические и экспериментальные исследования в энерготехнологии: межвуз. сб. тр. Екатеринбург: ГОУ ВПО УГТУ-УПИ, 2005. С .260-262.

3. Кадников A.A. Оптимизация работ по замене парогенераторов АЭС с ВВЭР-1000 / А.А.Кадников, О.Л.Ташлыков, С.Е.Щеклеин // Безопасность,

эффективность и экономика атомной энергетики : тез. докл. пятой международной научно-технической конференции, Москва, 19-21 апреля 2006 г. - Москва: Росэнергоатом, 2006. с.141-143

4. Сесекин А.Н. Использование метода динамического программирования для оптимизации траектории перемещения работников в радиационно опасных зонах с целью минимизации облучения / А.Н.Сесекин, О.Л.Ташлыков, С.Е.Щеклеин, М.Ю.Куклин, А.Г.Ченцов, А.А.Кадников // Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2006. -№2. -С.41-48.

5. Кадников A.A. Опыт проведения вихретокового контроля теплообменных трубок парогенератора / А.А.Кадников, А.В.Никаноров // 7-й Международный семинар по горизонтальным парогенераторам: тез. докл. - Подольск: ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2006.-С.40-41.

6. Никитенко В.Г. Из опыта экспериментальных работ предприятия «Атомэнергоремонт» по обращению с твердыми радиоактивными отходами на Курской АЭС / В.Г.Никитенко, А.А.Кадников, A.B.Гладких // Новые промышленные технологии. Минатом России. - 2006. -№1. -С.28-29.

7. Ташлыков О.Л. О проблеме продления ресурса и замене парогенераторов АЭС с реакторами ВВЭР-1000 / О.Л.Ташлыков, А.А.Кадников II Перспективные энергетические технологии. Экология, экономика, безопасность и подготовка кадров: сборник научных трудов,-Екатеринбург, ООО ИД «Урал Юр Издат», -2006. -С.36-46.

8. Ташлыков О.Л. Обобщение опыта эксплуатации и надежности парогенераторов АЭС с реакторами типа ВВЭР / О.Л.Ташлыков, С.Е.Щеклеин, А.А.Кадников // Проблемы безопасности критичных инфраструктур территорий и муниципальных образований: тез. докл. Всероссийской научно-технической конференции и XI школы молодых ученых - Екатеринбург: УрО РАН, 2007, ISBN 5-7691-1873-3. -С. 109111.

9. Кадников A.A., Сорокин Ю.И., Чертов С.С., Шастин А,Г. Транспортное устройство для управляемого перемещения по поверхности объектов с вертикальными стенками: патент РФ №2304541 от 20.08.2007

10.Кадников A.A. Многофункциональный комплекс «Аркус» для контроля оборудования АЭС с ВВЭР / А.А.Кадников, А.Г.Шастин, А.В.Беседин // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: тез. докл. 5-й международной научно-технической конференции, Подольск, 29.05-1.06.2007. Подольск: ОКБ «ГИДРОПРЕСС»,2007 -С.94-95.

П.Петров И.С. Методы эффективной дезактивации утилизируемого оборудования АЭС / И.С.Петров, А.Г.Шастин, С.Е.Щеклеин, О.Л.Ташлыков, А.А.Кадников // Безопасность АЭС и подготовка кадров: тез. докл. X Международной конференции, Обнинск, 1-4 октября 2007 г. -Обнинск: ИАТЭ, 2007. -Ч. 1. -С. 150-151.

12.Кадников A.A., Мальцев A.B., А.Г.Шастин, С.Е.Щеклеин Устройство для очистки труб от внутренних отложений: патент РФ № 63262, от 27.05.2007.

13.Баум С. Эксперимент по ультразвуковой дезактивации теплообменных труб парогенератора АЭС с ВВЭР-440 / С.Баум, А.Г.Шастин, О.Л.Ташлыков, А.А.Кадников // Энерго и ресурсосбережение. Нетрадиционные и возобновляемые источники энергии: тез. докл. Всероссийской научно-практической конференции, Екатеринбург, 2007. -Екатеринбург:2007. -С.247-249.

14.Евжик Н.И. Математические методы оптимизации продолжительности замены парогенераторов АЭС с ВВЭР-1000 / Н.И.Евжик, Ф.А.Корнилов, А.Н.Сесекин, О.Л.Ташлыков, А.А.Кадников // Энерго и ресурсосбережение. Нетрадиционные и возобновляемые источники энергии: тез. докл. Всероссийской научно-практической конференции, Екатеринбург, 2007. -Екатеринбург, 2007. -С.85-87.

15.Кадников A.A., Дементьев В.Н., Шастин А.Г., Щеклеин С.Е., Ярославцев Г.Ф. Способ дезактивации оборудования от поверхностных радиоактивных загрязнений: патент РФ № 2328785, от 10.07.2008

16.Кадников A.A., Дементьев В.Н., Шастин А.Г., Щеклеин С.Е., Ярославцев Г.Ф. Способ дезактивации оборудования от поверхностных радиоактивных загрязнений (изобретение). Патент РФ № 2329555, от 20.07.2008.

17.Ташлыков О.Л. Анализ повреждаемости парогенераторов, обогреваемых водой под давлением, с точки зрения контролируемого продления ресурса до замены парогенераторов / О.Л.Ташлыков, С.Е.Щеклеин, А.А.Кадников // Известия вузов. Ядерная энергетика. ~ 2007. -№4. С.93-102.

18.Евжик Н.И. Оптимизация сетевых графиков замены парогенераторов АЭС с ВВЭР-1000 с использованием аппарата нелинейного математического программирования / Н.И.Евжик, А.Н.Сесекин, О.Л.Ташлыков, С.Е.Щеклеин А.А.Кадников // Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2008. -№4. С.121-127.

Подписано к печати 2.03.08 г. Формат бумаги 60x84/16 Печать ризограф. Печ. л. 1,25 Заказ № 688. Тираж 100 экз,' Отпечатано в ГУП МО «Мытищинская типография». 141009 г. Мытищи, ул. Колонцова д 17/2

Введение "

ГЛАВА 1 .Анализ фактического состояния парогенераторов, 11 обогреваемых водой под давлением

1.1. Общие сведения о парогенераторах, обогреваемых водой под 11 давлением

1.2. Особенности конструкции парогенераторов, обогреваемых водой 12 под давлением

1.3. Анализ основных проблем эксплуатации горизонтальных 23 парогенераторов и путей их решения

1.3.1. Работоспособность коллекторов первого контура

1.3.2. Растрескивание шпилек и их гнезд в коллекторах ПГВ

1.3.3. Коррозионно-эрозионный износ коллекторов питательной воды

1.3.4. Растрескивание сварного соединения №

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 ТОТ

1.4.4. Контроль состояния теплообменных труб парогенераторов

1.4.5. Определение параметров предельного состояния парогенератора

ГЛАВА 2. Анализ возможности оптимизации работ по замене 58 парогенераторов

2.1. Обзор технологий замен парогенераторов АЭС с водо-водяными 58 реакторами

2.1.1. Замена вертикальных парогенераторов АЭС с реакторами типа 58 PWR

2.1.2. Замена горизонтальных парогенераторов АЭС с реакторами типа 68 ВВЭР

2.1.3. Принципиальные отличия технологии замены парогенераторов на 74 российских и зарубежных АЭС

2.2. Анализ эффективности работ по замене парогенераторов 74 энергоблока № 2 Балаковской АЭС в 1999.2000 гг.

2.2.1. Общие сведения

2.2.2. Подготовительные работы

2.2.3. Особенности выполнения работ при демонтаже-монтаже ПГ

2.2.4. Анализ отклонений, нештатных ситуаций, задержек и их причин 78 при проведении работ по замене ПГ

2.3. Сварочные работы при замене парогенераторов энергоблоков АЭС 84 сВВЭР

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 водоводяными реакторами

ГЛАВА 4. Разработка и внедрение технологических мероприятий по 110 оптимизации процесса замены парогенераторов ПГВ

4.1. Общие сведения

4.2. Разработка технологии и экспериментальная отработка устройств 113 для ультразвуковой дезактивации элементов парогенератора

4.2.1. Общие сведения по ультразвуковой дезактивации

4.2.2. Ультразвуковая дезактивация методом сканирования

4.3. Оптимизация транспортно-технологических операций при замене 131 парогенераторов

ГЛАВА 5. Использование аппарата нелинейного математического программирования для оптимизации сетевых графиков замены парогенераторов АЭС с ВВЭР

Актуальность темы диссертации. Комплексная оптимизация работ по ремонту и замене парогенераторов (ПГ) АЭС с ВВЭР обусловлена необходимостью проведения замен ПГ с целью поддержания и продления срока эксплуатации энергоблоков АЭС с ВВЭР сверх проектного, а также:

1. Целесообразностью обобщения отечественного и зарубежного опыта при решении задач оптимизации работ по замене ПГ АЭС с ВВЭР.

2. Продолжительными простоями энергоблока при замене ПГ.

3. Отсутствием в доступных публикациях результатов исследований с решением задач в оптимизации работ по замене ПГ.

4. Возможностью совместного решения задач по снижению издержек и дозозатрат, а также сокращения до минимума продолжительности простоев энергоблоков, необходимых для работ по замене ПГ.

Цель, научные задачи. Целью исследования является обоснование и разработка методологических основ внедрения новых методов техобслуживания, ремонта и замены ПГ. Для достижения сформулированной цели необходимо решить следующие задачи при замене ПГ:

1. Анализ и обобщение фактических данных для отечественных и зарубежных АЭС с учетом технологии работ по замене ПГ, организационных факторов и эффективности факторов снижения радиационного параметра.

2. Разработка технологической оснастки и технологий для сокращения продолжительности и повышения эффективности операций при замене ПГ.

3. Разработка усовершенствованных методов дезактивации и оптимизации работ в части снижения дозовых затрат ремонтного персонала.

4. Разработка алгоритма оптимизации сетевого графика замены ПГ. Научная новизна диссертации состоит в: усовершенствовании алгоритма оптимизации сетевого графика замены ПГ; в комплексном исследовании организации всех отдельных видов работ, потенциальных путей оптимизации работ с учетом дозовых нагрузок, использование ультразвука для повышения эффективности дезактивации элементов ПГ.

Практическая ценность работы. Материалы диссертации использованы и планируются использоваться в будущем:

• для выработки обоснованных предложений по оптимизации работ при замене ПГ на АЭС с реакторами ВВЭР-1000.

• для конструирования оснастки, повышающей эффективность выполнения отдельных операций при замене ПГ;

• для минимизации продолжительности работ по замене ПГ;

• для переподготовки и повышения квалификации ремонтного персонала.

Социальная значимость состоит в минимизации дозозатрат при замене ПГ. На защиту выносятся:

• методы и результаты оценки эффективности основных мероприятий по снижению трудо- и дозозатрат при замене ПГ;

• новая технологическая оснастка и усовершенствованные состав и технология работ по замене ПГ;

• метод ультразвукового сканирования, при котором увеличивается глубина дезактивации и снижаются дозозатраты персонала;

• алгоритм оптимизации сетевого графика замены четырех ПГ АЭС с ВВЭР-1000.

Личный вклад автора в получение научных результатов, изложенных в диссертации. Анализ радиационных и технологических характеристик при проведении работ по замене ПГ АЭС с ВВЭР, создание алгоритма оптимизации сетевого графика замены ПГ, расчетно-экспериментальные исследования радиационной обстановки, оптимизация работ при комплексной замене 4-х ПГ; использование ультразвука в технологии дезактивации элементов ПГ. Апробация работы. Основные результаты диссертационной работы и отдельные ее положения были доложены и обсуждены в 2001^-2007 на ряде Международных научно-технических конференций, семинаров и опубликованы в работах [1,2,16,36,52,68,69,71,72,74].

Внедрение. Отдельные материалы диссертациии использовались автором в при разработке проекта производства работ по замене ПГ на Балаковской (Бал) АЭС (1999^2000 гг.), Нововоронежской (НВ) АЭС. Публикации. Всего по теме диссертации опубликовано 18 работ, в том числе получены 4 патента РФ.

Программой деятельности Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» на долгосрочный период (2009-2015 годы) от 20.09.2008г. предусмотрены мероприятия по модернизации действующих АЭС, в т.ч. продление эксплуатационного ресурса действующих АЭС на сумму 112342млн. рублей.

Впервые замена ПГ в отечественной практике была проведена в 1987 году на блоке №2 Южно-Украинской (ЮУ) АЭС. Два ПГ были заменены за 417 суток [2]. В 1988 году на этом же блоке заменены остальные два. В период с 1987 по 2000 годы были заменены 38 парогенераторов. Основные работы по замене ПГ выполнялись силами ПО «Атомэнергоремонт» с частичным привлечением ремонтного персонала АЭС.

Процесс замены ПГ постоянно совершенствуется, сокращаются сроки выполнения работ. Тем не менее, замена ПГ является одной из наиболее трудо- и дозозатратных ремонтных кампаний. В связи с переходом отечественной атомной энергетики на НРБ-99 [3] и ОСПОРБ-99 [4] резко ужесточились требования к дозовым нагрузкам персонала, что требует принятия дополнительных мер, чтобы уложиться в новые нормативы по облучаемости. Требуется разработка и использование новых эффективных методов дезактивации, защитных материалов, внедрение дистанционных и автоматизированных устройств и т.д.

В связи с этим вопросы оптимизации работ при замене ПГ имеют важное значение как с точки зрения снижения трудозатрат, повышения КИУМ, так и минимизации дозовых затрат персонала.

ПГ является важнейшим элементом АЭС, который обеспечивает выработку пара для турбогенератора и охлаждение активной зоны реактора. ПГ реакторных установок ВВЭР являются третьим физическим барьером между радиоактивной и нерадиоактивной частью АЭС и эксплуатируются в наиболее тяжелых коррозионных условиях. В связи с этим в процессе эксплуатации должны быть обеспечены как работоспособность ПГ, так и ' межконтурная плотность для исключения попадания воды первого контура во второй контур АЭС и окружающую среду.

Предельное состояние ПГ наступает в случае невозможности выполнять им свои функции (отвода теплоты от теплоносителя и генерации сухого насыщенного пара), а таюке нарушения пределов безопасной эксплуатации (целостности защитного барьера и невозможности его восстановления).

Работоспособность ПГ является одной из важнейших составляющих безопасной эксплуатации энергоблока АЭС с ВВЭР в течение его срока службы. Ресурс ПГ блоков АЭС с ВВЭР впрямую зависит от работоспособности, пучка теплообменных трубок (ТОТ). В 1980-^-90-е годы резко изменились прежние представления о надежности и долговечности ПГ АЭС. В первые годы развития ядерной энергетики среди специалистов бытовало мнение, что ПГ не будут существенно влиять на срок службы АЭС и их экономические показатели. В дальнейшем выяснилось, что они являются наиболее уязвимыми элементами паротрубной части станции, поскольку трубные системы ПГ подвержены неблагоприятным воздействиям — язвенной и межкристаллитной коррозии, коррозионному растрескиванию ^ под напряжением, износу под действием вибрационных нагрузок, вызываемых потоком теплоносителя и т.п. По мере накопления опыта эксплуатации выяснилось, что эти процессы решающе влияют на возникновение отказов и на коэффициент использования- установленной мощности (КИУМ) — обобщенный показатель эффективности работы АЭС.

Принятый подход к проектированию ПГ, выбор конструкционных материалов, технологии их изготовления и методов контроля пока не обеспечивают достижения экономически целесообразных сроков службы АЭС — примерно 30-^40 лет. Уже к концу первого десятилетия их эксплуатации оказалось, что доля вышедших из строя ТОТ ПГ велика, и необходимо сокращать интервалы между ее инспекционными осмотрами. Это ведет к увеличению простоев АЭС во время перегрузки ядерного топлива, когда проводят осмотр и ремонт ПГ. На отдельных ПГ доля дефектных трубок уже достигла пределов, требующих замены ПГ.

За рубежом на АЭС с PWR к 2007 году уже заменено более 200 ПГ из 475 действующих. На АЭС с ВВЭР-1000 из 104 ПГ - заменено 40. Замена ПГ на АЭС с PWR проводится из-за повреждений ТОТ. На АЭС с ВВЭР-1000 в 1987-Н 992 годах 34 ПГ были заменены из-за повреждения коллекторов теплоносителя в,районе перфорации. После выяснения причин повреждений и выполнения комплекса мер, подобных случаев разрушения не встречалось. В последние годы основным элементом, определяющим, фактический срок службы ПГ на АЭС с ВВЭР, являются ТОТ. В 1999 -^2004 годах шесть ПГВ-1000 были заменены по причине коррозионного повреждения металла ТОТ.

Значительное отличие в количестве заглушённых ТОТ ПГ различных энергоблоков, а также в пределах одной реакторной установки свидетельствует о различных условиях их эксплуатации. Для ряда ПГ продолжается процесс интенсивного повреждения ТОТ и требуется подтверждение остаточного ресурса ТОТ. В то же время имеются ПГ, проработавшие более 150000 часов с ТОТ в хорошем состоянии (Калининская - Клн - АЭС ).

Анализ количества ежегодно заглушаемых ТОТ ПГ показывает, что ' благодаря принимаемым мерам эксплуатационного и конструкторского характера в последние годы количество заглушаемых ТОТ уменьшается и проблема замены ПГ отодвигается на более поздние сроки, но не исключается. Кроме того, программа развития атомной энергетики России предполагает продление сроков эксплуатации энергоблоков АЭС, что потребует замены ПГ ряда энергоблоков с ВВЭР-1000 (например, блока №5 Нововоронежской (НВ), блока №3 Балаковской (Б л к) АЭС) [1].

В представленном исследовании рассмотрены пути решения задачи оптимизации работ при замене ПГ путем организационных мероприятий (исключения непроизводительных простоев и задержек, совершенствования вопросов организации работ по входному контролю, подготовке материалов и оборудования и т.д.), а также технологическим путем (разработкой новых приспособлений, технологий выполнения отдельных работ, внедрением высокопроизводительных устройств для резки и сварки и т.д.).

Реализация организационных и технологических мероприятий позволит сократить сроки предстоящих замен ПГ на 20-^30 суток. Для дальнейшей минимизации продолжительности замены парогенераторов разработан алгоритм расчета критического пути с одновременной оптимизацией сетевого графика выполнения поточных работ. и

Выводы по главе 5:

1. Впервые с участием автора разработан и апробирован метод оптимизации (минимизации) сетевого графика работ по замене ПГ АЭС с ВВЭР при заданной численности персонала.

2. В одном из вариантов расчетов базовая продолжительность простоя (192 суток) снизилась до 177 суток, что создает предпосылки для дополнительной выработки 360 млн. кВт-ч.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В представленном исследовании рассмотрены пути решения задачи оптимизации работ при замене ПГ путем организационных мероприятий (исключения непроизводительных простоев и задержек, совершенствования вопросов организации работ по входному контролю, подготовке материалов и оборудования и т.д.), а также технологическим путем (разработкой новых приспособлений, технологий выполнения отдельных работ, внедрением высокопроизводительных устройств для резки и сварки и т.д.).

Реализация организационных и технологических мероприятий позволит сократить сроки предстоящих замен ПГ на 20-^30 суток. Для дальнейшей минимизации продолжительности замены ПГ разработан алгоритм расчета критического пути с одновременной оптимизацией сетевого графика выполнения поточных работ и получены следующие выводы:

1. По результатам фактического анализа сведений о состоянии отечественных ПГ АЭС с ВВЭР автором выявлено, что в ряде случаев для обеспечения проектного ресурса или эксплуатации энергоблока сверх проектного потребуется замена ПГ.

2. Для реализации замены ПГ с минимальными сроками простоя энергоблока и минимума дозозатрат ремонтного персонала проведена оценка эффективности основных мероприятий по снижению трудо- и дозозатрат, разработана новая технологическая оснастка и усовершенствованы состав и технология работ; разработан и внедрен метод ультразвукового сканирования, при котором увеличивается глубина дезактивации и снижаются дозозатраты ремонтного персонала.

3. Разработан алгоритм оптимизации сетевого графика замены четырех ПГ АЭС с ВВЭР-1000, что позволяет сократить относительный простой энергоблока на 7,8%; в частности, оптимизация отдельных работ по замене ПГ на блоке №2 Балаковской АЭС (1999.2000 гг.), обеспечила сокращение общей продолжительности работ на 42 суток; реализация же организационных и технологических мероприятий, впервые обоснованных автором диссертации, позволяет сократить длительность замены ПГ еще на 20^30 суток.

4. Для снижения дозовых нагрузок при замене ПГ необходимо проведение расконсервации и подготовки узлов и деталей к монтажу вне зоны контролируемого доступа, разработка быстросъемной биозащиты главного циркуляционного трубопровода.

1. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99).- М.: Минздрав России, 1999. -96 с.

2. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99). М.: Минздрав России, 2000. -78 с.

3. Трунов Н.Б. Гидродинамические и теплохимические процессы в парогенераторах АЭС с ВВЭР / Н.Б.Трунов, С.А.Логвинов, Ю.Г.Драгунов — М.: Энергоатомиздат, 2001.-316 с.

4. Андреев П.А. Теплообменные аппараты ядерных энергетических установок / П.А.Андреев, Д.И.Гремилов, Е.Д.Федорович. Л.: Судостроение, 1969.-230 с.

5. Нововоронежская АЭС. Справочно-информационные материалы. / Под ред. Ф.Я.Овчинникова Воронеж, Центрально-Черноземное изд. 1979. -192 с.

6. Ташлыков О.Л. Эксплуатация и ремонт ядерных паропроизводящих установок АЭС / О.Л.Ташлыков, А.Г.Кузнецов, О.Н. Арефьев. М.: Энергоатомиздат, 1995. Кн. 1. —256 с.

7. Альбом специализированного оборудования АЭС с серийными блоками ВВЭР-1000. М.: МХО Интератомэнерго. 1989. - 472 с.

8. Справочник по ядерной энерготехнологии: Пер. с англ. / Ф.Ран, А.Адамантиадес, Дж.Кентон, Ч.Браун; Под ред. В.А.Легасова. М.: Энергоатомиздат, 1989. -752 с.

9. П.Олейник С.Г. Влияние различных факторов на повреждаемость труб парогенераторов АЭС с ВВЭР / С.Г.Олейник // Атомная энергия, 2004, т. 96, вып. 6. -С.482-486.

10. S. Majumdar, Assessment of Current Understanding jf Mechanism of Initiation, Arrest and Reinitiation of Stress Corrosion Cracks in PWR Steam Generator Tubing, NUREG/CR-5752, ANL, Argonne, 2000.

11. Karwoski К. Regulatory Perspective on Steam Generator Tube Operating Experience / K.Karwoski, L.Miller, N.Morgan // Nuclear Pressure Equipment Expertise and Regulation Symposium 2005, U.S. NRC, Rocville, 2005

12. Ташлыков О. Л. Эксплуатация и ремонт ядерных паропроизводящих установок АЭС / О.Л.Ташлыков, А.Г.Кузнецов, О.Н.Арефьев. М.: Энергоатомиздат, 1995. Кн. 2. 352 с.

13. Ташлыков O.JL Ремонт оборудования атомных станций: учеб. пособие для вузов / Ташлыков O.JL: под ред. С.Е.Щеклеина. Екатеринбург. УГТУ-УПИ. 2003. -320 с.

14. Драгунов Ю.Г. Эволюция развития проектов реакторных установок с реакторами типа ВВЭР-1000 / Ю.Г.Драгунов, С.Б.Рыжов, И.Н.Васильченко и др. // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. -Выпуск 11. Подольск, -2005. -С.3-20.

15. Нарушения в работе АЭС, обусловленные эрозионно-коррозионными повреждениями металла оборудования и трубопроводов в 2006 г.: информационное сообщение №753-ЦАЭ/О6.-М.,ОАО «ВНИИАЭС»,2006.-7 с.

16. Нарушения в работе АЭС, обусловленные эрозионно-коррозионными повреждениями металла оборудования и трубопроводов в 2006 г.: информационное сообщение №753-ЦАЭ/06. М., ОАО «ВНИИАЭС», 2006. -7 с.

17. Ягов В.П. Анализ теплогидравлических характеристик реакторных установок с ВВЭР в стационарных режимах работы после глушения теплообменных труб парогенераторов. / В.П.Ягов, Е.И.Левин, А.В.Воронков, Н.Б.Трунов,

18. Р.М.Следков, И.А.Воронков // Шестой международный семинар по горизонтальным парогенераторам. — Подольск, 2004. — С. 245-252.

19. Трунов Н.Б. Надежность и ресурс трубчатки парогенераторов АЭС с ВВЭР / Н.Б.Трунов, С.Е.Давыденко, В.В.Денисов и др. // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. Выпуск 9. Реакторные установки с ВВЭР. Подольск, 2005. С.45-54.

20. Парогенератор ПГВ-1000М с опорами. Техническое описание и инструкция по эксплуатации. Часть 1. 320.05.00.00.000 ТО. Подольск. ФГУП ОКБ «Гидропресс». 1999. 255 с.

21. Феофентов Н.А. Опыт эксплуатации парогенераторов ЮУ АЭС / Н.А.Феофентов // Оптимизация режимов работы ПГ энергоблоков атомных станций: Семинар ВАО АЭС-МЦ и МАГАТЭ Украина, 11 -14 06.2002 г. -С. 75-91.

22. Кадников А.А. Опыт проведения вихретокового контроля теплообменных трубок парогенератора / А.А.Кадников, А.В.Никаноров // 7-й Международный семинар по горизонтальным парогенераторам: тез. докл. — Подольск, 2006. С.40-41.

23. Ташлыков О. Л. Оптимизация ремонтных работ на радиоактивном оборудовании: дис. канд. техн. наук: 05.04.11: защищена 30.05.06 / О.Л.Ташлыков; УГТУ-УПИ. Екатеринбург, 2006. -200 с.

24. Бакиров М.Б. Подходы к управлению ресурсом теплообменных труб парогенераторов АЭС с ВВЭР / М.Б.Бакиров, С.М.Клещук, Е.А.Богданов,

25. Д.А.Николаев, В.И.Левчук, Н.Б.Трунов // Шестой международный семинар по горизонтальным парогенераторам. Подольск, 2004. - С.32-41.

26. Базыкин О.С. Специфика ремонта атомных электростанций / О.С.Базыкин. — М.: Энергоатомиздат, 1983. 160 с.

27. Румянцев В.В. Трудности, связанные с эксплуатацией и ремонтом парогенераторов на АЭС / В.В.Румянцев // Атомная техника за рубежом.1991.-№2.-С.14-20.

28. Опыт эксплуатации парогенераторов на АЭС // Атомная техника за рубежом.1992. №2. СЛ0-12.

29. Практическая реализация методологии ALARA на АЭС. Методическое пособие. -М.: «Росэнергоатом», 1999. 186 с.

30. Управление работами в атомной энергетике. Документы ОЭСР. Агентство по ядерной энергии. Воспроизведено МАГАТЭ. Вена, Австрия, 1998. 169 с.

31. Новиков А. Состояние радиационной безопасности АЭС России / А.Новиков // Бюллетень по атомной энергии. 2002. -№1. -С. 26-32.

32. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97 ПНАЭ Г-01-011-97. -М.: Энергоатомиздат, 1998. -42 с.

33. ПНАЭ Г-7-010-89. Оборудование и трубопроводы АЭУ. Сварные соединения и наплавки. Правила контроля (с изменением от 1999 г.). —119 с.

34. Парогенераторы 111 В-1000 и ПГВ-100М. Технические условия на ремонт. ТУ ЭО 0153-2001. М.: ГП «Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях» концерн «Росэнергоатом». 2001. -36 с.

35. РД ЭО 0280-01 Положение о порядке выдачи Эксплуатирующей организацией разрешения на превышение КУ индивидуальной дозы облучения персонала и лиц, командированных на атомные станции. —32 с.

36. Справка по обобщению и анализу опыта дезактиваций первого контура энергоблоков ВВЭР с учетом нарушения в работе энергоблока №2 АЭС «Пакш» 10.04.2003 и других негативных последствий на отечественных и зарубежных АЭС. -М.: «Росэнергоатом», 2004. -14 с.

37. Наливайко Е.М. Дезактивация парогенераторов ВВЭР-440 / Е.М.Наливайко // 7-й Международный семинар по горизонтальным парогенераторам, Подольск, 3-5 октября 2006. Подольск: ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2006. - С.108-109.

38. Шастин А.Г. Использование магнитострикционного эффекта для разработки -новых технологий ремонта и технического обслуживания оборудования АЭС

39. А.Г.Шастин, С.Е.Щеклеин, С.С.Чертов и др. // Экология. Экономика. Безопасность и подготовка кадров для атомной энергетики: сборник научных трудов конференции. — Екатеринбург. Издательство УГТУ-УПИ. 2001. —С.49.

40. Шастин А.Г. Ультразвуковая дезактивация методом сканирования / А.Г.Шастин, С.Е.Щеклеин, А.Е.Козырев // Белоярской АЭС 40 лет: сборник трудов научно-технической конференции. г.Заречный, 2004. -С. 75-81.

41. Кадников А.А., Мальцев А.В., А.Г.Шастин, С.Е.Щеклеин Устройство для очистки труб от внутренних отложений: патент РФ № 63262, от 27.05.2007.

42. Кадников А.А., Сорокин Ю.И., Чертов С.С., Шастин А,Г. Транспортное устройство для управляемого перемещения по поверхности объектов с вертикальными стенками: патент РФ №2304541 от 20.08.2007

43. Кадников А.А., Дементьев В.Н., Шастин А.Г., Щеклеин С.Е., Ярославцев Г.Ф. Способ дезактивации оборудования от поверхностных радиоактивных загрязнений: патент РФ № 2328785, от 10.07.2008

44. Кадников А.А., Дементьев В.Н., Шастин А.Г., Щеклеин С.Е., Ярославцев Г.Ф. Способ дезактивации оборудования от поверхностных радиоактивных загрязнений (изобретение): патент РФ № 2329555, от 20.07.2008.

45. Карманов В.Г. Математическое программирование / В.Г.Карманов. М.: Наука, 1980. 256 с.