На Южно-Украинской АЭС завершен контроль корпуса и внутрикорпусных устройств реактора энергоблока №3

На Южно-Украинской АЭС 10 июня полностью завершен контроль корпуса и внутрикорпусных устройств реактора энергоблока №3 – одна из обязательных процедур, предусмотренных программой подготовки блока к сверхпроектной эксплуатации. «На сегодня мы имеем полную картину состояния металла корпуса реактора третьего блока. Полученные результаты свидетельствуют о том, что он о удовлетворительное, недопустимые несплошности отсутствуют. А это значит, что срок службы корпуса реактора, и как следствие, производственную жизнь энергоблок а можно продлевать», - сообщает начальник лаборатории дистанционных средств контроля и ремонта службы контроля металла ЮУАЭС Владимир Ничепуренко.

Корпус реактора - единственный элемент, который не подлежит замене, поэтому продление его производственной жизни является определяющим фактором для сверхпроектной эксплуатации всего энергоблока.

Напомним, 3-й энергоблок ЮУ АЭС введен в эксплуатацию 29 декабря 1989. Срок проектной эксплуатации реактора ВВЭР-1000 составляет 30 лет.

Масштабная работа по контролю корпуса реактора, выполняемая в рамках подготовки к продлению срока эксплуатации блока №3, была начата в минувшем году. Тогда в ходе капитального планово-предупредительного ремонта, наряду с регламентной процедурой по контролю корпуса реактора с наружной стороны (проводится раз в 4 года в объемах типовой программы) была выполнена проверка состояния металла патрубковой зоны реактора изнутри (включая радиусные переходы, сам патрубок и сварной шов приварки главного циркуляционного трубопровода к патрубку). Первую работу специалисты ЮУАЭС выполнили своими силами: для такого типа обследований атомная станция имеет собственную аттестованную систему СК-187МЮ. Для выполнения второй - проверки антикоррозионной наплавки и основного металла патрубковой зоны корпуса реактора изнутри - привлекалась аттестованная система дистанционного контроля RPV-ISI-INETEC, доставленная с Хмельницкой АЭС.

С началом ремонтной кампании 2017 года на энергоблоке №3 работа по подготовке к продлению срока эксплуатации реактора была продолжена. Занявшая по времени примерно полтора месяца, она также состояла из двух этапов – контроля корпуса реактора изнутри (оставшегося объема: цилиндрической части и днища), а также контроля состояния внутрикорпусных устройств корпуса реактора.

Выполнить первый этап южно-украинским специалистам помогали представители двух АЭС Украины - Хмельницкой и Ровенской. Хмельничане непосредственно провели контроль корпуса реактора изнутри, а ровенчане предоставили специализированный контейнер для перевозки оборудования контроля с ХАЭС и обратно. Работы выполнены в соответствии с графиком.

Система контроля RPV-ISI-INETEC производства хорватской фирмы «Inetec» позволяет оценивать состояние металла разными методами: визуальным, вихретоковым и ультразвуковым. Исследование в 2017 году выполнялось сплошным сканированием по цилиндрической части корпуса и по эллиптической части днища ректора.

Еще одна обязательная процедура в плане подготовки к продлению срока эксплуатации атомного энергоблока – визуальный и измерительный контроль металла внутрикорпусных устройств реактора - внутрикорпусной шахты, выгородки и блока защитных труб, а также измерение твердости внутрикорпусной шахты. «Для этой работы привлекались персонал и оборудование Запорожской АЭС - система телевизионного контроля СТС-К-78П производства фирмы «Диаконт», имеющая в своем составе функцию измерения и комплекс дистанционного измерения твердости «DНАТ-1», - рассказывает Владимир Ничепуренко. – Чтобы вписаться в плотный график и не задерживать плановый ремонтный процесс, контроль внутрикорпусных устройств также был разбит на этапы: исследование блока защитных труб и замер твердости внутрикорпусной шахты сделаны во время разборки реактора, а визуально-измерительный контроль шахты внутрикорпусной и выгородки был выполнен в процессе его сборки. Работа полностью завершена 10 июня. Ее итоги – положительные».

Все результаты, полученные в ходе контроля состояния металла корпуса реактора и внутрикорпусных устройств, будут использованы для анализа и обоснования продления срока эксплуатации энергоблока №3.

ЮУ АЭС
АЭС 3-йэнергоблок реактор ЮУАЭС Южноукраинск
Если вы заметили ошибку, выделите необходимый текст и нажмите Ctrl+Enter, чтобы сообщить об этом редакции