«СОДЕРЖАНИЕ ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ 1 ВВЕДЕНИЕ 2 БАЗОВАЯ ИНФОРМАЦИЯ О ЦЕЛИ И ЗАДАЧАХ ОППБ 3 РЕЗУЛЬТАТЫ ОЦЕНКИ ФАКТОРОВ БЕЗОПАСНОСТИ 4 4.1 Фактор безопасности № 1 Проект энергоблока 4.2 Фактор безопасности № 2 Текущее ...»

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

Южно-Украинская АЭС. Энергоблок №1.

ОППБ. «Комплексный анализ безопасности»

стр.4

23.1.95.ОППБ.00

СОДЕРЖАНИЕ

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ

1 ВВЕДЕНИЕ

2 БАЗОВАЯ ИНФОРМАЦИЯ О ЦЕЛИ И ЗАДАЧАХ ОППБ

3 РЕЗУЛЬТАТЫ ОЦЕНКИ ФАКТОРОВ БЕЗОПАСНОСТИ

4 4.1 Фактор безопасности № 1 «Проект энергоблока»

4.2 Фактор безопасности № 2 «Текущее состояние систем, сооружений и элементов энергоблока»

4.3 Фактор безопасности № 3 «Квалификация оборудования»

4.4 Фактор безопасности № 4 «Старение сооружений, систем и элементов»........ 4.1 Обобщающие выводы по анализу ФБ-04 «Старение сооружений, систем и элементов»

4.5 Фактор безопасности № 5 «Детерминистический анализ безопасности»......... 4.6 Фактор безопасности № 6 «Вероятностный анализ безопасности»................. 4.7 Фактор безопасности № 7 «Анализ влияния на безопасность энергоблока внутренних и внешних и событий»

4.8 Фактор безопасности № 8 «Эксплуатационная безопасность»

4.9 Фактор безопасности № 9 «Использование опыта других АЭС и результатов научных исследований»

Фактор безопасности № 10 «Организация и управление»

4. Фактор безопасности № 11 «Эксплуатационная документация»................. 4. Фактор безопасности № 12 «Человеческий фактор»

4. Фактор безопасности № 13 «Аварийная готовность и планирование»....... 4. 4.14 Фактор безопасности № 14 «Воздействие эксплуатации АЭС на окружающую среду»

АНАЛИЗ ИЗМЕНЕНИЙ ПО ФАКТОРАМ БЕЗОПАСНОСТИ ЗА ПЕРИОД

2011-2013 (6 МЕСЯЦЕВ)

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

Южно-Украинская АЭС. Энергоблок №1.

ОППБ. «Комплексный анализ безопасности»

стр. 23.1.95.ОППБ. 5.1 Изменения в ФБ №1 «Проект энергоблока»

5.2 Изменения в ФБ №3 «Квалификация оборудования»

5.3 Изменения в ФБ №5 «Детерминистический анализ безопасности»................ 5.4 Изменения в ФБ №6 Вероятностный анализ безопасности

5.5 Изменения в ФБ №7 «Анализ влияния на безопасность энергоблока внутренних и внешних событий»

5.6 Изменения в ФБ №8 «Эксплуатационная безопасность»

5.7 Изменения в ФБ №10 «Организация и управление»

5.8 Изменения в ФБ №11 «Эксплуатационная документация»

5.9 Изменения произошедшие в ФБ №13 Аварийная готовность и планирование 5.10 Изменения произошедшие в ФБ №14 «Воздействие эксплуатации АЭС на окружающую среду»

5.11 Заключение по разделу 5 «Анализ изменений по факторам безопасности за период 2011-2013»

ОЦЕНКА БЕЗОПАСНОСТИ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЭНЕРГОБЛОКА НА

ПЕРИОД ДО СЛЕДУЮЩЕЙ ППБ

ПЛАН РЕАЛИЗАЦИИ КОРРЕКТИРУЮЩИХ МЕРОПРИЯТИЙ.................. 7.1 Мероприятия по повышению безопасности

7.2 Изменения в плане мероприятий по результатам анализа событий на АЭС Фукусима

ВЫВОДЫ О ВОЗМОЖНОСТИ ДАЛЬНЕЙШЕЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ

ЭНЕРГОБЛОКА

ПЕРЕЧЕНЬ ССЫЛОК

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ.

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ

АКРБ Аппаратура контроля радиационной безопасности АСКРО Автоматическая система контроля радиационной обстановки БРУ-К Быстродействующая редукционная установка сброса пара в

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. «Энергоатом» Энергетическая Компания «Энергоатом»

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. ОПБ Общие положения обеспечения безопасности атомных станций

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. ШЭМ-М Привод шаговый электромагнитный

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. ЭРП - Энергоремонтное подразделение ЮУАЭС - Южно-украинская атомная электростанция ЯППУ - Ядерная паропроизводящая установка ЯЭУ - Ядерная энергетическая установка

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ.

ВВЕДЕНИЕ

Продление эксплуатации энергоблоков АЭС Украины предусмотрено государственной энергетической стратегией на период до 2030 года [72] и В период с 2010 г. по 2020 г. большинство действующих энергоблоков АЭС Украины исчерпают проектный срок эксплуатации, в связи с чем ГП НАЭК «Энергоатом» предусматривает продление срока их эксплуатации не менее чем на 10 лет в соответствии с [20]. В 2011 году срок эксплуатации был продлен для двух наиболее старых украинских энергоблоков - 1-го и 2-го энергоблоков ОП «Ровенская АЭС» типа ВВЭР-440. В 2013 году истекает проектный срок эксплуатации первого украинского ВВЭР-1000 - энергоблока Южно-Украинская АЭС расположена на левобережье реки Южный Буг в Арбузинском районе Николаевской области. Технико-экономическое обоснование сооружения АЭС выполнено Харьковским отделением института "Атомэнергопроект" (в настоящее время ОАО ХНИПКИ «Энергопроект»), утверждено Минэнерго СССР приказом от 18 февраля года №10 и согласовано Совмином УССР Постановлением от 2 декабря Строительство АЭС осуществлялось на основании технических проектов 1ой очереди (2000МВт) и 2-ой очереди (2000МВт) утвержденных распоряжениями Совета Министров СССР от 23.01.75г. №163-РС и №8787/41 от 25 июня 1980 года. Однако строительство 4-го энергоблока не было завершено. Таким образом, общая установленная мощность станции Блок №1 установленной мощностью 1000 МВт (эл.) был включен в сеть 22.12.82г., освоение мощности завершено 18.10.83г. С целью подготовки к эксплуатации в сверхпроектной срок энергоблок 5.03.2013 остановлен в капитальный ремонт, включающий комплекс модернизаций. С начала эксплуатации до останова энергоблок выработал 173,2676 млрд. кВт·часов Энергоблок включает следующее основное оборудование:

';

Водо-водяной энергетический реактор ВВЭР-1000 (проект В-302);

Турбоустановка К-1000-60/1500;

Электрогенератор ТВВ-1000-4УЗ.

Строительство осуществлялось генеральным подрядчиком - Управлением строительства Южно-Украинской АЭС треста «Донбассэнергострой» ВПО "Союзатомэнергострой". Генеральным проектировщиком является открытое акционерное общество Харьковский научно-исследовательский и проектноконструкторский институт "Энергопроект".

угольной промышленности Украины. На момент выполнения переоценки энергоблок №1 находится в эксплуатации, способен нести проектный

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ.

БАЗОВАЯ ИНФОРМАЦИЯ О ЦЕЛИ И ЗАДАЧАХ ОППБ

Работы по продлению эксплуатации энергоблоков АЭС в сверхпроектный срок регламентируются требованиями следующих документов:

Закон України «Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку», №39/95 ВР, зі змінами та доповненнями [70];

Закон України «Про дозвільну діяльність у сфері використання ядерної «Загальні положення безпеки атомних станцій», НП 306.2.141-2008 [19];

«Вимоги до проведення модифікацій ядерних установок та порядку оцінки «Загальні вимоги до продовження експлуатації енергоблоків АЕС у понадпроектний строк за результатами здійснення періодичної переоцінки «Вимоги до структури і змісту звіту з періодичної переоцінки безпеки енергоблоків діючих АЕС». Узгоджено ДКЯРУ вих. №15-32/7040 від В соответствии с требованиями документов НП 306.2.141-2008 «Общие положения безопасности атомных станций» [19] и СОУ-Н ЯЕК 1.004: «Требования к структуре и содержанию отчета по периодической переоценке безопасности энергоблоков, действующих АЭС» [20], периодически, но не реже, чем раз в 10 лет после начала эксплуатации или по требованию ГИЯРУ эксплуатирующая организация осуществляет переоценку безопасности энергоблока. Целью этой переоценки является определение:

соответствия уровня безопасности энергоблока действующим нормам и правилам ядерной и радиационной безопасности, а также проектной и эксплуатационной документации, Отчета по анализу безопасности и другой документации, которая указана в лицензии на эксплуатацию;

достаточности существующих условий, обеспечивающих поддержку надлежащего уровня безопасности энергоблока до следующей периодической переоценки или к сроку прекращения его эксплуатации;

перечня и сроков внедрения мероприятий по повышению безопасности энергоблока, которые необходимы для устранения или послабления недостатков, выявленных при исследовании безопасности.

По результатам переоценки разрабатывается Отчет по периодической переоценке безопасности энергоблока, который предоставляется в Регулирующий орган. Аналогичный подход рекомендуется соответствующим документам МАГАТЭ NS-G-2.10 «IAEA. Стандарты Безопасности МАГАТЭ.

Периодическая оценка безопасности атомных электростанций» [21].

ОППБ разрабатывается для каждого энергоблока и охватывает все аспекты, важные для безопасности. Энергоблок рассматривается как производственный комплекс, который включает все установки, сооружения и объекты, обеспечивающие жизнедеятельность энергоблока и обозначенные в лицензии на право осуществления деятельности «эксплуатация ядерной установки».

Разработка настоящего отчета по переоценке безопасности начата за три года

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. до окончания проектного срока эксплуатации энергоблока №1 ЮУАЭС. В отчете представлена информация, достаточная для оценки с целью принятия решения о возможности продолжения работы энергоблока в период сверх проектного срока:

текущего состояния систем и элементов энергоблока;

уровня его проектной безопасности с учетом выполненных уровня его эксплуатационной безопасности эффектов деградации оборудования, вызванной старением (с прогнозом на продленную эксплуатацию).

ОППБ разработан в соответствии с планом-графиком подготовки энергоблока №1 ЮУАЭС к продлению эксплуатации на сверхпроектный срок [50] и планом лицензирования энергоблока №1 ЮУАЭС при продлении эксплуатации на сверхпроектный срок [51].

ОППБ разработан в соответствии с требованиями национальных нормативных документов [19], [20] и руководствуясь требованиями стандарта МАГАТЭ [21]. ОППБ состоит из 15-ти документов: 14-ти отчетов по каждому из нижеперечисленных факторов безопасности и настоящего комплексного анализа безопасности. В отчете по периодической переоценке безопасности анализируются следующие факторы безопасности:

ФБ №2 «Текущее техническое состояние систем и элементов»;

ФБ №3 «Квалификация оборудования»;

ФБ №4 «Старение сооружений, систем и элементов»;

ФБ №5 «Детерминистический анализ безопасности»;

ФБ №6 «Вероятностный анализ безопасности»;

ФБ №7 «Анализ внутренних и внешних событий»;

ФБ №8 «Эксплуатационная безопасность»;

ФБ №9 «Использование опыта других АЭС и результатов научных ФБ №10 «Организация и управление»;

ФБ №11 «Эксплуатационная документация»;

ФБ №12 «Человеческий фактор»;

ФБ №13 «Аварийная готовность и планирование»;

ФБ №14 «Влияние на окружающую среду».

За основу при разработке ОППБ приняты проектные, эксплуатационные данные, отчеты о проверках безопасности независимыми организациями (МАГАТЭ, ВАО АЭС), материалы по обоснованию безопасности энергоблока, представленные в ОАБ [49] энергоблока №1 (ТОБ, ДМАБ, АПА, ВАБ, АЗПА, СОАБ). Перечисленные материалы были обновлены и частично переработаны с учетом изменений и дополнений, которые были реализованы на энергоблоке в период разработки ОППБ с 2009 по 2011 г.г.

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. При разработке ОППБ был учтен опыт аналогичной работы, выполненной ОП РАЭС при продлении эксплуатации энергоблоков №1, 2, а также рекомендации международных экспертов, выполнявших консультативную поддержку и независимую проверку ОППБ ЮУАЭС-1 (SSM –инспекторат по ядерной и радиационной безопасности Королевства Швеция).

В соответствии с требованиями вышеупомянутых украинских НД и стандарта МАГАТЭ материалы ОППБ изложены в сжатом виде со ссылками на результаты предшествующих исследований и оценок безопасности, приведенных в ОАБ.

В ОППБ показано, что:

эксплуатация энергоблока осуществляется в соответствии с его проектом с соблюдением границ и условий безопасной эксплуатации, требований лицензионных документов и соответствует действующим нормам и правилам ядерной и радиационной безопасности;

за отчетный период были реализованы меры по реконструкции и модернизации систем и элементов энергоблока, направленные на повышение его безопасности, с соответствующими корректировками проектной документации и эксплуатационных процедур;

разработана и эффективно реализуется программа управления старением сооружений, систем и элементов энергоблока, и выполнено обоснование того, что их реальное техническое состояние обеспечивает безопасную эксплуатацию энергоблока в сверхпроектный период;

по выявленным несоответствиям требований действующих норм и правил ядерной и радиационной безопасности реализованы и запланированы мероприятия по устранению или ослаблению этих несоответствий;

реализованные на энергоблоке и АЭС в целом эксплуатационные процедуры, схемы административного управления, ведомственного надзора, система качества отвечают принципам безопасности и обеспечивают эффективное выполнение эксплуатирующей организацией и администрацией АЭС функций, предусмотренных законом Украины №39/95-ВР и соответствующим нормативно-правовым актам;

фактическое влияние эксплуатации энергоблока на персонал, население и окружающую среду не превышает критериев и границ радиационного и экологической безопасности, установленных нормативными документами;

существующие условия и реализация намеченных планов повышения безопасности обеспечивают необходимый уровень безопасности эксплуатации энергоблока в сверхпроектный период.

На основе комплексного анализа безопасности сформирован и обоснован обобщенный вывод про техническую возможность продолжения эксплуатации энергоблока в течение 10 лет после завершения проектного срока эксплуатации.

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ.

РЕЗУЛЬТАТЫ ОЦЕНКИ ФАКТОРОВ БЕЗОПАСНОСТИ

Фактор безопасности № 1 «Проект энергоблока»

4. Целью анализа данного фактора безопасности является:

оценка соответствия проекта энергоблока действующим нормам и правилам по ядерной и радиационной безопасности;

определение отклонений проекта энергоблока от действующих норм и правел ядерной и радиационной безопасности;

оценка деятельности эксплуатирующей организации по устранению подтверждение наличия на АЭС комплекта технической документации, которая необходима для обеспечения безопасной эксплуатации Подходы и объем анализа по фактору «Проект энергоблока»

4.1. В объем анализа ФБ-1 «Проект энергоблока» включено:

нормативно-техническая база проекта энергоблока и проектная концепция его безопасности. Соответствие энергоблока нормативной базе, на основании которой разрабатывался первоначальный проект;

отклонение проекта энергоблока от требований национальных норм и правил ЯБ и РБ и мероприятия по повышению безопасности;

отклонение проекта энергоблока от требований международных норм и Наличие, условия хранения и корректировка проектной документации.

4.1. Детально результаты выполненной оценки по фактору представлены в п. 4. 4.1.2. 4.1.2.1.1 Нормативная база разработки проекта энергоблока Энергоблок №1 ЮУАЭС проектировался в 70-е годы прошлого столетия.

Строительство энергоблока началось в 1975 году, а включен в сеть он был в декабре 1982г. После освоения номинальной мощности энергоблок был введен в промышленную эксплуатацию в декабре 1983г.

В качестве нормативной базы, на основании которой разрабатывался первоначальный проект блока, использовались действовавшие в то время в Советском Союзе нормативные документы, основные из них:

Общие положения обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительстве и эксплуатации, ОПБ-82.

Правила ядерной безопасности атомных электростанций, ПБЯ-04-74.

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. Нормы радиационной безопасности, НРБ-76. М.Энергоиздат.

Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных электростанций, СП-АЭС-79 №615/9-79. М.Энергоиздат.

Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и Нормы расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок, 1973г. Нормы расчета на сейсмические воздействия. Временная методика расчета на хрупкую Расчет трубопроводов атомных электростанций на прочность. РТМ Нормы строительного проектирования АЭС с реакторами различного типа. Правила и нормы ПиН АЭ-5.6.

Проект блока изначально «выполнен в соответствии с "Общими положениями обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, сооружении и эксплуатации" (ОПБ-82), а в настоящее время отвечает требованиям ныне действующих «Общих положений безопасности атомных станций» НП 306.2.141-2008.

Проектная концепция безопасности представляет собой совокупность:

критериев, которым должно удовлетворять радиационное воздействие АС на персонал, население, окружающую среду в условиях нормальной эксплуатации, при проектных и запроектных авариях;

принципов, с помощью которых достигаются установленные критерии технических мер и организационных мероприятий, принимаемых для обеспечения безопасности АС на стадиях проектирования, строительства, монтажа, пуска, эксплуатации и вывода из эксплуатации АС.

Критериями безопасности для действующих энергоблоков АС являются [19]:

непревышение оценочного значения частоты тяжелого повреждения активной зоны, равного 10-4 на реактор в год;

непревышение значения частоты предельного аварийного выброса радиоактивных веществ в окружающую природную среду для действующих АС устанавливается на уровне не более 10-5 на реактор в Энергоблок с реактором ВВЭР-1000 работает по двухконтурной схеме:

первый контур (радиоактивный) - водяной, непосредственно отбирающий тепло от реактора, второй контур (нерадиоактивный) - паровой, получающий тепло от первого контура и использующий его в турбогенераторе.

Источником выработки тепловой энергии является реактор ВВЭР- тепловой мощностью 3000МВт. Работа реактора основана на регулируемой цепной реакции деления ядер U235, входящего в состав ядерного топлива. В качестве замедлителя и теплоносителя используется борированная вода под

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. давлением 160кгс/см2. Реактор работает в составе реакторной установки, имеющей 4 петли главного циркуляционного контура. Каждая петля включает в себя парогенератор производительностью 1470т/час насыщенного пара давлением 64кгс/см2, главный циркуляционный насос производительностью 2000027000м3/час, по две главные запорные задвижки, трубопроводы с внутренним диаметром 850мм.

Циркулирующая вода первого контура омывает активную зону реактора и при этом становится радиоактивной. Общий расход теплоносителя через реактор 89000м3/час, температура воды на входе в реактор 286оС, на выходе 316оС.

Вода первого контура отдает тепло в парогенераторах воде второго контура и испаряет ее при давлении 64кгс/см2. На энергоблоке установлен турбогенератор, состоящий из паровой турбины К-1000-60/1500 мощностью 1030МВт и частотой вращения ротора 1500об/мин (давление 60кгс/см2, температура 274оС) и генератора ТВВ-1000-4-УЗ.

Выдача мощности в систему производится на напряжение 330кВ. Охлаждение конденсаторов турбины производится циркуляционной водой, подаваемой насосами, установленными на блочной насосной станции, связанной через подводящий канал с прудом-охладителем. Электроэнергия с энергоблока поступает в Объединенную систему Юга Украины, а также может передаваться в страны ближнего и дальнего зарубежья. Выдача электроэнергии осуществляется с открытых распределительных устройств (ОРУ) 750, 330 и 150кВ. Высоковольтными линиями электропередач «Винница», «Днепр», «Исакча», «Украинка», «Кварцит», «Трихаты» и другими ЮУАЭС связана с промышленными регионами Украины.

4.1.2.1.2 Реализация в проекте блока мероприятий по защите персонала, населения и окружающей среды от радиационной опасности Согласно ныне действующему нормативному документу НП 306.2.141-2008:

«АС удовлетворяет требованиям безопасности, если в результате принятых в проекте технических и организационных мер достигнута базовая цель безопасности – защита персонала, населения и окружающей природной среды от недопустимого радиационного воздействия при эксплуатации».

Критерии безопасности приведены выше.

В проекте энергоблока №1 реализованы технические и организационные мероприятия по защите персонала, населения и окружающей среды от радиационной опасности (внешнего и внутреннего облучения и радиационного загрязнения) описанные в 23.1.27.ОБ.05.03. «Техническое обоснование безопасности. Блок №1 Южно-Украинская АЭС». Книга 5 и частично приведенные ниже:

радиационная защита. Назначением систем радиационной защиты является снижение суммарной дозы от всех источников внешнего и внутреннего облучения до уровня, не превышающего предельно допустимой дозы (ПДД) или предела дозы для соответствующей категории лиц из населения и персонала;

радиационный контроль. Система радиационного контроля (СРК) является информационно-измерительной системой и предназначена для

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. сбора, обработки и представления информации о радиационных параметрах, необходимых для управления энергоблоком, а также соблюдения норм радиационной безопасности персонала и отдельных лиц из населения в соответствии с существующими нормами и Эффективность, достаточность принятых в проекте мер по защите персонала, населения и окружающей природной среды от недопустимого радиационного воздействия при режиме нормальной эксплуатации показана в отчете по ФБнарушения нормальной эксплуатации, проектных и запроектных авариях – в отчете по ФБ-05. Предусмотренные проектом энергоблока меры по защите от радиационного воздействия соответствуют требованиям действующих национальных правил по безопасности Украины.

4.1.2.1.3 Проектные величины предельного повреждения тепловыделяющих элементов и границы радиологического аварийного влияния на персонал В проект АС в соответствии с НП 306.2.145-2008 «Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций с реакторами с водой под давлением» заложены следующие величины предельного повреждения Эксплуатационный предел повреждения твэлов за счет образования микротрещин с дефектом типа газовой неплотности оболочки не должен превышать 0,2 % твэлов и 0,02% твэлов при прямом контакте ядерного Предел безопасной эксплуатации по количеству и характеру дефектов твэлов составляет 1% твэлов с дефектами типа газовой неплотности и 0,1% твэлов, для которых имеет место прямой контакт теплоносителя и Максимальный проектный предел повреждения твэлов соответствует непревышению любого из следующих предельных параметров:

локальная глубина окисления оболочек твэлов – 18% от предельной доля прореагировавшего циркония – 1% от его массы в оболочках В проект энергоблока в соответствии с требованиями СП-АЭС-79 №615/9- заложено, что значения эквивалентных индивидуальных доз при максимальной проектной аварии на границе санитарно-защитной зоны и за ее пределами не должны превышать:

0,3Зв/год (30Бэр/год) на щитовидную железу ребенка за счет ингаляции;

0,1Зв/год (10Бэр/год) на все тело за счет внешнего облучения.

4.1.2.1.4 Принцип глубоко эшелонированной защиты в проекте блока Проект энергоблока №1 ЮУАЭС, выполнен согласно ОПБ-82 с соблюдением принципов безопасности, в том числе и принципа реализации стратегии

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. глубокоэшелонированной защиты, основанной на применении системы физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду.

Система физических барьеров энергоблока №1 включает согласно НП второй барьер - оболочки тепловыделяющих элементов;

третий барьер - граница первого контура;

четвертый барьер - герметичное ограждение локализующих систем безопасности (защитная оболочка);

пятый барьер – биологическая защита.

Стратегия глубокоэшелонированной защиты предусматривает систему технических и организационных мер по защите физических барьеров.

Согласно требований п. 5.3.4. НП 306.2.141-2008 стратегия глубоко эшелонированной защиты реализуется на пяти уровнях:

Уровень 1. Предотвращение нарушений нормальной эксплуатации;

Уровень 2. Обеспечение безопасности при нарушениях нормальной эксплуатации и предотвращение аварийных ситуаций;

Уровень 3. Предотвращение и ликвидация аварий;

Уровень 4. Управление запроектными авариями;

Уровень 5. Аварийная готовность и реагирование.

4.1.2.1.5 Основные принципы безопасности, использованные при формировании проектной концепции безопасности энергоблока Основные принципы и функции безопасности, которые используются во время формирования проектной концепции безопасности энергоблока принципы поведения с радиоактивными отходами;

принципы радиологической защиты.

При формировании проектной концепции безопасности энергоблока №1 и при дальнейшем ее развитии, в ходе проектирования модификаций оборудования и систем блока, в нее были заложены фундаментальные и общие организационно-технические принципы обеспечения безопасности АС.

К фундаментальным принципам относятся:

обеспечение культуры безопасности;

ответственность эксплуатирующей организации;

государственное регулирование безопасности;

реализация стратегии глубокоэшелонированной защиты.

К общим организационно-техническим принципам относятся:

применение апробированной инженерно-технической практики;

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. обеспечение радиационной безопасности;

Что соответствует требованиям п.п. 4.2.1, 4.2.2, 4.2.3 ныне действующих национальных НП 306.2.141-2008 и требованиям стандартов МАГАТЭ, в которых сформулированы десять принципов безопасности:

Ответственность за обеспечение безопасности.

Руководство и управление в интересах обеспечения безопасности.

Обоснование установок и деятельности.

Ограничение рисков в отношении физических лиц.

Защитные меры по уменьшению имеющихся или нерегулируемых Принципы безопасности взаимосвязаны и применяются в своей совокупности.

4.1.2.1.6 Функции безопасности, реализованные в проекте энергоблока № В проекте энергоблока согласно требованиям нормативных документов, на основе которых разрабатывался проект энергоблока, заложены функции безопасности, включая такие основные функции как:

аварийной остановки реакторной установки и поддержание реактора в обеспечение надежного охлаждения активной зоны реактора и ядерного топлива в бассейне выдержки, в том числе в аварийных ситуациях;

удержание радиоактивных веществ в установленных границах.

Отклонение проекта энергоблока от требований национальных норм и 4.1.2. правил ЯБ и РБ и мероприятия по повышению безопасности 4.1.2.2.1 Анализ отклонения проекта от требований действующих норм В ОАБ (23.1.39.ОБ.01.07 ДМАБ, книга 8, часть 5) энергоблока №1 выполнен анализ отступлений от требований действующей НТД по состоянию на В основу анализа отклонений проекта энергоблока от требований

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. действующих норм и правил ЯБ и РБ положено результаты анализа в рамках Сводный перечень отступлений от действующей НТД по состоянию на 01.01.2010г. блока 1 Южно-Украинской АЭС представлен в табл. 4.3.3.1 [74].

Для приведения состояния энергоблока №1 к требованиям вновь вышедших нормативных документов [19] и НП 306.2.145-2008 «Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций с реакторами с водой под давлением» [73] был проведен сравнительный анализ [19] с НП 306.1.02/1.034-2000 «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» и [73] с ПБЯ РУ АС-89. По результатам сравнительного анализа были разработаны план-графики мероприятий по приведению состояния действующих энергоблоков ОП АЭС в соответствие к требованиям НП 306.2.141-2008 и НП 306.2.145-2008. (см. также раздел 5).

4.1.2.2.2 Рекомендации по повышению безопасности энергоблока На ЮУАЭС 819 июля 1996г. проходила миссия МАГАТЭ, целью которой являлось идентифицировать основополагающие дефициты эксплуатационной безопасности и проектных решений ВВЭР-1000/302 и ВВЭР-1000/338 и дать консультацию с точки зрения полноты и адекватности мероприятий по повышению безопасности. По результатам миссии был разработан отчет IAEA-EBP-WWER-14 «Проблемы безопасности и их категорирование для АЭС с ВВЭР-1000 "малой серии"» [75]. Целью отчета являлось представление сводного перечня дефицитов безопасности и проблем безопасности, категорированных в соответствии с их значимостью для безопасности В соответствии с [75] были выявлены следующие основные проблемы, по которым имеется необходимость в повышении безопасности:

не выполнено физическое разделение и функциональная изоляция между резервными системами, важными для безопасности;

отсутствует резервирование системы защиты реактора;

не учтены в анализе проектных аварий сценарии с повреждения имеется вероятность отказа введения регулирующих стержней;

потенциальной проблемой, с точки зрения поддержания и контроля целостности границ давления первого контура является корпус реактора;

отсутствуют усовершенствованные системы эксплуатационного контроля необходима аттестация оборудования СБ и СВБ;

требуется усовершенствование пожарной защиты и возможностей борьбы необходим всеобъемлющий анализ безопасности каждого энергоблока, а именно разработать полный отчет по анализу безопасности энергоблока;

не в полной мере учтена важность человеческого фактора при

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. Все выявленные миссией МАГАТЭ дефициты безопасности были разделены Категория I: отступления, которые отражают отклонения от общепринятой международной практики;

Категория II: отступления, которые являются важными для обеспечения безопасности, являются причиной снижения «глубокоэшелонированной защиты», требуют принятия действий для решения данного вопроса;

Категория III: отступления, которые являются очень важными для обеспечения безопасности и приводят к тому, что «глубокоэшелонированная защита» является недостаточной. Требуются немедленные действия по исправлению ситуации, может также потребоваться принятие временных мер;

Категория IV: Отступления, которые являются исключительно важными или приводят к тому, что «глубокоэшелонированная защита» неприемлема.

Требуются немедленные действия для решения проблемы. Должны приниматься компенсирующие меры до тех пор, пока не будут решены проблемы обеспечения безопасности.

В рамках Совместного проекта Еврокомиссии, МАГАТЭ и Украины февраля 2009 года на энергоблоке № 1 ЮУАЭС работала миссия МАГАТЭ по оценке проектной безопасности.

По результатам работы миссии был разработан отчет IAEA/EC/UA-T.1-MR «Отчет о результатах миссии по оценке проектной безопасности. Задание-1.

Оценка проектной безопасности. Южно-Украинская АЭС. Энергоблок №1»

В [77] экспертами МАГАТЭ был сделан вывод, о том, что проект ЮУАЭС- полностью соответствует большей части требований [76]. Требования, по которым не было достигнуто полного соответствия, касаются: аттестации оборудования, учета тяжелых аварий, обеспечения в проекте запаса сейсмостойкости, защиты от внутренних событий и отказов по общей причине, а также вероятностной оценки безопасности, которые требуют дополнительных мер по их реализации.

Ведется активная работа по осуществлению мероприятий, направленных на устранение этих несоответствий. Достигнут значительный прогресс в достижении соответствия проектным требованиям МАГАТЭ.

4.1.2.2.3 Реализация мероприятий по устранению обнаруженных отклонений За истекший период после миссии МАГАТЭ был выполнен большой объем работы по устранению замечаний определенных в [75]. Проблемы, отнесенные к категории IV были в полном объеме устранены, проблемы категории III практически все решены, за исключением некоторых, которые находятся в завершающей стадии. Большой объем работ был выполнен и в решении проблем относящихся к категориям I и II. Окончательное выполнение всех незавершенных мероприятий будет реализовано в рамках Комплексной (сводной) программы повышения безопасности энергоблоков АЭС Украины. В таблице 4.3.4.1 [74] представлены проблемы безопасности по характерным областям, перечислены отдельные проблемы и категории и приведено текущее состояние решения данных проблем энергоблока №1 ОП

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. Категория проблемы

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. Категория проблемы

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. Категория проблемы

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. Категория проблемы

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. Категория проблемы Примечание:

- проблемы безопасности Cl2 и I&C7 будут устранены после реализации в 2013 году - проблемы безопасности Cl3 и Cl7 будут устранены после реализации в 2013 году мероприятия КсППБ №22102 «Внедрение концепции течь перед разрушением для - проблем безопасности I&C8 будет устранена после реализации в 2013 году мероприятия КсППБ №24101 «Приборное обеспечение во время и после запроектных аварий».

На диаграмме приведены общие данные о прогнозе состояния выполнения проблемных вопросов безопасности на энергоблоке №1 ОП ЮУАЭС по

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. 4.1.2.2.4 Сроки внедрений мероприятий по устранению дефицитов безопасности («зеленые книги МАГАТЭ») После реализации в период ППР-2013 мероприятий №22102 и 23502 будут сняты одна проблема категории III и три проблемы категории II. После реализации мероприятия №24101 «Приборное обеспечение во время и после запроектных аварий» будет снята одна проблема категории II. Т.е. после ППРостанется всего три проблемы, две из которых фактически являются рекомендациями, а одна (изменение класса оборудования пожаротушения на 2-ой) не имеет под собой обоснования в нормативной базе Украины.

4.1.2.2.5 Наличие технической документации Безопасная эксплуатация систем и элементов, важных для безопасности для всех режимов эксплуатации энергоблока №1 ОП ЮУАЭС, а также деятельность, связанная с проведением ремонта (восстановление ресурса, реконструкция и модернизация), технического обслуживания, периодических испытаний осуществляется на основании документов сформированных в следующие основные группы:

проектно-конструкторские документы;

производственно технические документы;

нормативные документы внешних организаций;

организационно-распорядительная документация.

4.1.2.2.6 Наличие необходимой технической документации для систем и элементов В результате проверки было выявлено, что для ряда элементов систем, важных для безопасности, комплект документации является не полным, в частности, отсутствуют ТУ, ТП и документация на капитальный ремонт. В связи с этим ОП ЮУАЭС был разработан «График разработки недостающей ремонтной документации для систем, важных для безопасности»

4.1.2.2.7 Хранение технической документации Зарегистрированный экземпляр документа (оригинал) хранится в производственном отделе документации ПТС в качестве контрольного экземпляра после размножения (выполнения копий). На оригинале проставляется штамп «Контрольний примірник». Документы и отчеты хранятся в двух архивах ПТС и архивах подразделений станции. Во всех архивах есть противопожарная сигнализация, передающая сигналы на ЦЩУ, где оперативный персонал готов реагировать на любую проблему.

Размещение стационарных стеллажей и шкафов в архивах выполнено с Начиная с 2005 года, на АЭС внедряется проект хранения проектной документации в виде микрофильмов. Микрофильмы хранятся в архиве Украинского Северного регионального центра страхового фонда документации (РЦ СФД) в г. Харькове

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. Обобщающие выводы по анализу ФБ-01 «Проект энергоблока»

4.1. В ходе оценки фактора безопасности №1 «Проект энергоблока»

подтверждено, что концепция безопасности и текущая проектная конфигурация энергоблока в основном соответствуют современным национальным и международным требованиям для эксплуатируемых энергоблоков. Выявленные отклонения от требований современных НД по безопасности не препятствуют безопасной эксплуатации энергоблока, тем не менее, все отклонения проанализированы в части их влияния на безопасность, разработаны и последовательно реализуются мероприятия (см. раздел 7) по смягчению влияния отступления или по ликвидации отступлений.

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. Фактор безопасности № 2 «Текущее состояние систем, сооружений и 4. Подходы и объем анализа по фактору « Текущее состояние систем, 4.2. сооружений и элементов энергоблока»

Целью анализа фактора безопасности «Текущее состояние систем, сооружений и элементов энергоблока» является установление соответствия текущего состояния систем, сооружений и элементов проектным требованиям и доказательство того, что в период сверхпроектной эксплуатации будет обеспечено соответствие проектным требованиям, с учетом запланированных модернизаций и исследований.

Задачами анализа данного фактора безопасности является:

проведение исследования по определению соответствия текущего состояния систем, сооружений и элементов энергоблока № 1 ОП ЮУАЭС, важных для безопасности, проектным требованиям;

определение текущего состояния сооружений, систем и элементов, подтверждение того, что состояние сооружений, систем и элементов, важных для безопасности энергоблока № 1 ОП ЮУАЭС, отвечает своему проектному назначению в части выполнения возложенных на них функциональных задач, в том числе функции безопасности;

подтверждение эффективного осуществления на АЭС мероприятий по техническому обслуживанию и ремонту сооружений, систем и элементов, важных для безопасности, их периодическим функциональным испытаниям, диагностике и контролю состояния, в том числе контролю металла и метрологического обеспечения;

подтверждение существования эффективной системы документирования состояния сооружений, систем и элементов, важных для безопасности.

В рамках переоценки безопасности по данному фактору рассмотрены контроль состояния систем и элементов, важных для безопасности;

техническое обслуживание, ремонт систем и элементов, важных для оценка текущего состояния систем и элементов, важных для безопасности.

4.2. Детально результаты выполненной оценки по фактору представлены в п. 4. Контроль состояния систем и элементов, важных для безопасности 4.2.2. Учет и анализ циклов нагружения ЯППУ, ее элементов и тепловыделяющих

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. сборок выполняется ежемесячно в табличной форме. В таблицах указываются регламентированное количество циклов за проектный срок службы, фактическое количество, накопленное с начала эксплуатации и количество циклов накопленных за данный месяц.

Проведение проверок, опробований и испытаний СВБ. Проверка работоспособности систем важных для безопасности и их отдельных элементов производится в течение всего срока эксплуатации энергоблоков АЭС с документированием результатов.

К способам определения работоспособности относятся функциональные испытания, опробования и проверки, которые по своему назначению подразделяются на предремонтные, послеремонтные и эксплуатационные.

Предремонтное определение работоспособности проводится с целью уточнения дефектации элементов, выводимого в ремонт оборудования.

Для оценки предремонтного состояния работоспособности отдельных элементов оборудования СБ могут быть использованы результаты анализа параметров их работы при периодических эксплуатационных опробованиях за межремонтный период, включая последнее перед ремонтом, с определением тенденций и степени деградации элементов оборудования перед выводом канала в ремонт. Для элементов оборудования систем нормальной эксплуатации, важных для безопасности в качестве данных для анализа и оценки предремонтного состояния могут быть использованы данные, определенные при работе оборудования в режиме эксплуатации энергоблока и из архива ИВС за межремонтный период.

Послеремонтное определение работоспособности проводится для оценки эффективности ремонта и определения работоспособности СВБ и их отдельных элементов в соответствии с критериями работоспособности.

Результаты проведения послеремонтного определения работоспособности, наряду с другими документами, являются основанием для приемки оборудования в эксплуатацию.

Эксплуатационное определение работоспособности СВБ и их отдельных элементов проводится с целью подтверждения не превышения критериев работоспособности для возможности дальнейшей эксплуатации. К эксплуатационному определению работоспособности относятся опробования периодические, проводимые с определнным интервалом времени в соответствии с графиком проверок работоспособности;

двух каналов СБ перед выводом в ремонт третьего при обнаружении перед пуском энергоблока после останова на срок от 3-х до 7-ми суток или на срок более 7-ми суток для СВБ и их отдельных элементов, которые не внеочередные, по требованию Госатомрегулирования Украины.

Испытание, опробование или проверка считаются успешными, если персоналом, осуществляющим техническое сопровождение, после анализа дискретных и аналоговых параметров по распечаткам ИВС, а также

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. зафиксированных переносными приборами, по согласованию с НСО подтверждена работоспособность систем и их отдельных элементов в соответствии с критериями работоспособности согласно рабочей программе.

О результатах испытаний НСО докладывает НС АЭС.

Для проведения испытаний, опробований и проверок работоспособности СВБ и их отдельных элементов разрабатываются:

график проведения периодических эксплуатационных опробований и графики проведения эксплуатационных и послеремонтных испытаний, опробований и проверок при пусках энергоблока после остановов на срок от 3-х до 7-ми суток, более 7-ми суток в период топливной кампании, а также при плановых остановах и пусках на ремонт с перегрузкой топлива Контроля металла оборудования и трубопроводов. Согласно п. 7.1. ПНАЭ Г-7Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок» целью контроля за состоянием металла оборудования и трубопроводов в процессе эксплуатации выявление и фиксация дефектов металла;

выявление и фиксация изменения физико-механических свойств и оценка состояния металла.

Контроль за состоянием металла подразделяется на следующие виды:

предэксплуатационный;

периодический (эксплуатационный);

В то же время, контроль за состоянием металла является составной частью процесса управления старением и ресурсом металла.

Основными направлениями периодического (эксплуатационного) контроля металла оборудования и трубопроводов АЭС для прогнозирования остаточного ресурса безопасной эксплуатации являются:

обнаружение, фиксации и предупреждения внешних и внутренних дефектов с использованием методов неразрушающего контроля;

выявление и предупреждение зон эрозионно-коррозионного износа, возникающих в процессе эксплуатации;

определение изменения механических свойств, структуры металла и других его характеристик.

Эксплуатационный контроль разрушающими и неразрушающими методами дает возможность выявлять тенденцию к деградации отдельных свойств металла элементов оборудования и трубопроводов за время их эксплуатации, и, таким образом, осуществлять:

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. мониторинг (отслеживание) возможных изменений свойств металла;

своевременное внедрение мероприятий, направленных на сдерживание Работы по контролю металла выполняются на основании типовых программ контроля, которые распространяются на все атомные электростанции Украины. На основании типовой программы на АЭС разрабатывается рабочая программа контроля, которая должна включать в себя всю необходимую для соответствовать требованиям п. 7.4 ПНАЭ Г-7-008-89, рабочей программы – п. 7.5 ПНАЭ Г-7-008-89. Отчетная документация по контролю металла должна соответствовать п. 7.8 ПНАЭ Г-7-008-89.

документированию. Результаты оформляются в виде протоколов, заключений, актов, отчетов, которые служат отчетной документацией, и подшиваются в паспорта оборудования (трубопроводов). Кроме того, все результаты заносятся в журналы, отдельные для каждого метода контроля, журналы хранятся в службе контроля металла, и, в свою очередь, служат учетной Техническое обслуживание, ремонт систем и элементов, важных для 4.2.2. ремонтируемыми объектами, т. е. обязательным организационным условием их эксплуатации является ТО и ремонт в течение срока службы. ТО и Р проводятся с целью обеспечения надежности в соответствии с «Общими положениями безопасности атомных станций» НП 306.2.141-2008 и «Правилами организации технического обслуживания и ремонта систем и оборудования атомных электростанций» СОУ-Н ЯЕК 1.010:2008.

Система технического обслуживания и ремонта энергетического оборудования обеспечивает его эксплуатацию в течение срока службы до списания, в установленных нормативной документацией пределах, эффективности и безопасности.

Комплекс работ в рамках системы ТО и Р включает в себя:

организацию технического обслуживания и ремонта оборудования;

изучение и анализ ресурса деталей и узлов оборудования с установлением технически и экономически обоснованных норм и нормативов;

периодичности проведения капитальных, средних и текущих ремонтов по согласованию с заводами (или конструкторскими организациями) в случае назначения больших по сравнению с ТУ или инструкциями заводов межремонтной наработки оборудования в часах;

внедрение прогрессивных форм организации и управления ремонтов;

внедрение передовых методов ремонта, комплексной механизации и

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. широкое внедрение специализации ремонтных работ;

контроль качества выполняемых работ в процессе ремонта;

своевременное обеспечение ремонтных работ материалами, запчастями и комплектующим оборудованием с контролем их качества;

обеспечение техники безопасности, технической, радиационной и ядерной Общее руководство организацией ремонтного обслуживания, координацию действий всех ремонтных организаций и предприятий, принимающих участие в ремонте, осуществляет заместитель главного инженера по ремонту.

Вся ремонтная документация (руководство по ремонту, технические условия на ремонт, чертежи ремонтные, нормы расхода запасных частей на ремонт, нормы расходов материалов на ремонт, ведомость ЗИП на ремонт, техническая документация на средства оснащения ремонта, ведомость документов для ремонта), приходящая в адрес ОП ЮУАЭС, регистрируется в ОППР обеспечивает хранение контрольного экземпляра всей технической ремонтной документации и совместно с ПТС оформляет необходимое количество копий для ремонтных подразделений.

Основным организационно-техническим документом на ремонт основной установки (агрегата) является «Проект производства работ».

В проект производства работ входят следующие виды организационнотехнических документов на ремонт:

ведомость объема ремонта;

план размещения составных частей оборудования и схемы их программа вывода оборудования в ремонт;

программа приемно-сдаточных испытаний оборудования после ремонта;

технологическая документация на ремонт оборудования.

Документацию на работы по реконструкции и модернизации оборудования включать в план подготовки ремонта по представлению технологической документации на эти работы с приложением исполнительных схем подразделением-владельцем оборудования.

ОППР организовывает разработку ремонтных документов на основное оборудование в соответствии с разделом 4 ГОСТ 2.602-68 «Ремонтные Периодичность ТО определяется графиками ТО, составленными на основе требований регламентов, заводских инструкций, инструкций конструкторских, проектных организаций, ТУ. График составляется владельцем оборудования и техническими службами цехов и утверждается главным инженером АЭС. Перечень инструкций и других руководящих указаний по проведению ТО по видам оборудования составляется руководителями подразделений, в чьем ведении находится оборудование и направляется исполнителю для проведения ТО оборудования. Руководство

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. эксплуатационных служб (РЦ, ТЦ, ЭЦ, ЦТАИ, ХЦ, ЦВКВ и т.д.) назначает для каждой группы однотипного оборудования конкретных исполнителей, определяя должностных лиц, выполняющих ТО.

Техническое обслуживание оборудования, находящегося на складах или не смонтированного оборудования, осуществляет персонал УПТК или персонал подразделений ОП ЮУАЭС, по заявке УПТК.

Неплановый ремонт – ремонт, постановка изделий на который осуществляется без предварительного назначения.

В неплановый ремонт оборудование выводится, если оно в результате отказа перешло в неработоспособное состояние. Объем работ непланового ремонта определяется владельцем оборудования, оформляется и утверждается главным инженером ОП ЮУАЭС. Сроки и порядок их выполнения определяется руководителем ремонта.

Планирование ремонта включает разработку:

пятилетнего графика ремонта основного оборудования;

годового графика ремонта основного оборудования;

годового графика ремонта общестанционных систем и вспомогательного работы по модернизации (реконструкции) оборудования планируются на период его ремонта с учетом объемов реконструктивных работ;

объем ремонтных работ на узлах, определяющих продолжительность ремонта более нормативной (ремонт которых лежит на критическом пути) или периодичность ремонта менее нормативной, документы, подтверждающие необходимость его выполнения;

протокол исключения работ из ведомости объема предыдущего ремонта;

замена оборудования, не требующая изменений в исходящий проект (оборудование меняется на аналогичное), но требующая разработки дополнительной тех. документации, в части тепломеханического оборудования выполняется по соответствующим техническим решениям, утвержденным в установленном порядке. Комплектацию оборудованием и материалами выполняет УПТК.

Приемка оборудования из ремонта включает:

контроль деталей, сборочных единиц (узлов) оборудования и выполненных ремонтных операций в процессе ремонта (ответственный – руководитель ремонта), сдача ОТК;

приемно-сдаточные испытания установок (агрегатов) и систем, влияющих При сдаче оборудования из ремонта, исполнитель ремонта передает лицу, ответственному за исправное состояние, паспорт с записью о проведенном ремонте, заполненные формуляры (зазоров центровки), Акты дефектации, Акты выполненных работ (с указанием всех видов операций). Приемносдаточные испытания основных установок энергоблока проводятся в два

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. Испытания должны проводятся по разработанной владельцем оборудования программе, согласованной с исполнителями ремонта и утвержденной ГИС.

Пуск основной установки (агрегата) для проведения приемо-сдаточных испытаний производится после сдачи исполнителями ремонта наряда-допуска на ремонт эксплуатационному персоналу по распоряжению ГИС и в присутствии руководителей ремонта установки (агрегата) и в присутствии представителя владельца оборудования.

В процессе приемо-сдаточных испытаний эксплуатационные показатели узлов (систем) оборудования проверяются на разных испытательных режимах, а выявленные дефекты оформляются ответственным за проведение испытаний Приемочная комиссия осуществляет:

руководство проведением приемо-сдаточных испытаний установки определение предварительной оценки качества установки (агрегата) после ремонта и качества работ, выполненных исполнителями ремонта.

Приемочная комиссия проверяет:

полноту выполнения ремонтных работ, включенных в плановую и дополнительную ведомости объема ремонта установки;

протокол исключения работ из ведомости объема ремонта установки;

техническое состояние узлов (систем) оборудования после ремонта и выполнение ремонтных операций по документам приемочного контроля и другим данным технического контроля при ремонте. Наличие записей сведений о ремонте в паспорте отремонтированного оборудования;

соответствие эксплуатационных показателей оборудования и отдельных узлов (систем) и установок в целом при приемо-сдаточных испытаниях требованиям технических условий после капитального (среднего) ремонта Техническому состоянию отремонтированного оборудования устанавливается одна из следующих оценок: соответствует установленным техническим требованиям; соответствует установленным техническим требованиям с ограничением; не соответствует установленным техническим требованиям.

Выполненным ремонтным работам устанавливается одна из следующих оценок: «хорошо», «удовлетворительно».

Для проведения своевременного и качественного технического обслуживания и ремонта ремонтные службы подразделений располагают специально оборудованными мастерскими и лабораториями, находящимися как в чистой, так и в контролируемой зоне.

Все ремонтные подразделения располагают оборудованием, оснасткой и приспособлениями для проведения предремонтных и послеремонтных испытаний отремонтированного оборудования, в том числе для проведения высоковольтных испытаний электрооборудования.

Для проведения ремонта крупногабаритного тепломеханического и электротехнического оборудования предусмотрены ремонтные площадки в

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. турбинном отделении, в мастерских спецкорпусов.

В ЭРП имеются ремонтно-механические мастерские с парком станочного оборудования для выполнения ремонта деталей при проведении ремонтных работ на оборудовании.

Ремонт маслонаполненных трансформаторов на открытых распределительных устройствах ОРУ-750 производится в специальной мастерской ремонта трансформаторов. Воздушные выключатели ОРУ ремонтируются в специальных мастерских ремонта выключателей.

Финансирование капитального (среднего), текущего ремонта оборудования осуществляется в соответствии с основным положением по составу затрат, включаемых в себестоимость продукции (работ, услуг). Финансирование реконструктивных работ осуществляется за счет средств, направляемых на развитие и совершенствование производства.

Непредвиденные (аварийные) работы обеспечиваются запасными частями по аварийным заявкам, утвержденным ГИС, из аварийного запаса.

Завоз материалов для ремонта со склада УПТК в подразделения производится силами ремонтных подразделений и должен быть закончен до начала ремонта.

При производстве ремонтных работ на оборудовании выполняется входной контроль качества применяемых материалов и запасных частей.

За 15 суток до окончания ремонта составляется комплект отчетных технических документов, включающий документы общего назначения и документы специального назначения.

В состав отчетных технических документов общего назначения входят:

ведомость объема ремонтных работ;

дополнительная ведомость объема ремонтных работ;

протокол исключения работ из ведомости объема ремонта;

акт приемки установки из ремонта;

отчет о выполненных работах.

Комплектование отчетных технических документов завершается не позднее 15 дней после окончания периода подконтрольной эксплуатации отремонтированного оборудования.

С целью автоматизации ведения документации по ремонту, в ОП ЮУАЭС эксплуатируется специальная автоматизирования система формирования годовых графиков и ведомостей ремонтов арматуры и тепломеханического оборудования. Основными функциями данной автоматизированной системы автоматизированное формирование годовых графиков ремонта на основании технико-экономических нормативов (ТЭН) по цикличности, а также сведений о надежности оборудования;

автоматизированное формирование, редактирование и согласование ведомостей ремонтов;

учет выполненных, исключенных и дополнительных работ по ведомостям формирование справок и отчетов о планировании и проведении ремонтов;

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. хранения данных об истории ремонтов.

Для осуществления ТО и ремонта оборудования в структуре ОП ЮУАЭС предусмотрены соответствующие подразделения: службы, отделы, лаборатории, цеха, участки, которые составляют ремонтную службу.

Для выполнения отдельных работ по реконструкции оборудования и специальных работ, при необходимости, заключаются договоры с монтажными и специализированными ремонтными организациями при Взаимоотношения ОП ЮУАЭС и привлекаемых к ремонту оборудования подрядных организаций, определяются договорами и положениями о взаимоотношениях.

Обучение и поддержание квалификации ремонтного персонала ОП ЮУАЭС проводится в УТЦ ОП ЮУАЭС, на базе которого организован отдел подготовки ремонтного персонала, а также в специализированных учебных заведениях Украины.

В системе подготовки ремонтного персонала ЮУАЭС имеют место следующие виды подготовки:

поддержание квалификации;

повышение квалификации.

Начальная подготовка заключается в приобретении работником новых знаний и навыков, необходимых для выполнения должностных обязанностей, и подготовку вновь принятого на работу ремонтного персонала;

подготовку на другую должность (специальность);

Поддержание квалификации ремонтного персонала заключается в возобновлении и поддержании работником знаний и навыков на уровне, необходимом для выполнения должностных обязанностей, и состоит из:

Повышение квалификации заключается в углублении и расширении знаний и навыков работника, позволяющем выполнять более сложные работы в рамках той же либо вышестоящей должности (специальности), и включает в себя:

подготовку на повышение квалификационного разряда (для рабочих повышение квалификации специалистов.

подготовку по новым оборудованию, технологиям ремонта и Аттестация ремонтного персонала происходит по общей схеме согласно «Положение о порядке проведения аттестации персонала и присвоении квалификационных категорий» ПЛ.0.3402.0027.

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. Метрологическое обеспечение 4.2.2. Система метрологического обеспечения. Метрологическое обеспечение производства электрической и тепловой энергии осуществляется в соответствии с требованиями нормативных документов по метрологии:

Законом Украины «О метрологии и метрологической деятельности» № 113/98-ВР от 11.02.98 (с изменениями), государственными стандартами, Метрологическое обеспечение осуществляется с целью обеспечения единства измерений при эксплуатации АЭС, которое предусматривает получение в узаконенных единицах результатов измерений с известными погрешностями, с заданной вероятностью не выходящими за установленные границы.

Использование результатов измерений (параметров технологических процессов, отдельных технологических операций, которые контролируются на АЭС) с оценкой их вероятности позволяет:

обеспечить надежность и безопасность эксплуатации АЭС;

эффективно проводить технологические процессы на АЭС;

уменьшить риск принятия ошибочных решений и действий при управлении технологическими процессами и оборудованием;

повысить эффективность управления АЭС и таким образом увеличить коэффициент использования установленной мощности, повысить качество и снизить себестоимость тепловой и электрической энергии;

достоверно контролировать радиационную обстановку промплощадки обеспечить достоверный учет электроэнергии.

Для реализации главных задач по метрологическому обеспечению на ОП ЮУАЭС организован служба главного метролога.

Отдел главного метролога сегодня - это самостоятельное структурное подразделение, состоящее из трех лабораторий с численным составом человек: главный метролог - начальник ОГМ, заместитель главного метролога - заместитель начальника ОГМ, три начальника лабораторий, два ведущих инженера, инженеры различных категорий – 23 человек, техники – 5 человек, электрослесарь по ремонту и обслуживанию АиСИ – 1 человек, деятельность которых охватывает десять видов измерений.

Организационная структура ОГМ и метрологической службы ОП ЮУАЭС определена «Положением об отделе главного метролога» ПЛ.0.0020.0016.

организация и проведение метрологической аттестации и калибровки СИТ, измерительных каналов измерительных информационных систем и автоматизированных систем управления технологическими процессами;

организация государственной метрологической аттестации и поверки СИТ в территориальных органах Госпотребстандарта Украины;

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. метрологическая экспертиза технической документации, разрабатываемой проведение метрологического надзора за состоянием метрологического обеспечения подразделений ОП ЮУАЭС;

согласование графиков поверки (калибровки) СИТ подразделений и подготовка и организация аттестации подразделений АЭС на право выполнения метрологических работ;

подготовка персонала и повышение квалификации в учебных заведениях Госпотребстандарта Украины и Министерства энергетики и угольной промышленности Украины;

проведение систематического анализа состояния метрологического обеспечения ОП ЮУАЭС и разработка организационно-технических мероприятий по его совершенствованию;

работы по оптимизации метрологического обеспечения ОП ЮУАЭС, автоматизации поверок (калибровок), корректировке межкалибровочных изучение и внедрение отечественного и зарубежного передового опыта в области метрологического обеспечения;

внедрение современных методов и средств измерительной техники, автоматизированного контрольно-измерительного оборудования, измерительных информационных систем, исходных и рабочих эталонов, стандартных образцов состава и свойств веществ и материалов, испытательного и вспомогательного оборудования;

определение оптимальной номенклатуры СИТ, необходимой для контроля технологического процесса, и их внедрение для повышения эффективности производства;

согласование заявок подразделений АЭС на приобретение новых СИТ, стандартных образцов состава и свойств вещества и материалов;

осуществление контроля качества ремонта СИТ и ИИС;

взаимодействие с надзорными органами (Госпотребстандартом Украины, Государственной инспекцией по ядерной и радиационной безопасности и В ОП ЮУАЭС находится в эксплуатации 66 тыс. единиц СИТ, из которых поверке в органах Госпотребстандарта Украины подлежит 3 тыс. ед. (5 % от общего количества), а 63 тыс. СИТ (в том числе 16,8 тыс. измерительных каналов ИИС) подлежит метрологической, аттестации, первичной и периодической калибровке СИТ для собственных нужд согласно области аттестации. Соответственно по энергоблоку № 1: СИТ – 11500 единиц, ИК – Все средства измерительной техники подлежат государственной поверке или калибровке (согласно Закону Украины «О метрологии и метрологической деятельности» - поверке или калибровке). Требования об обязательном проведении поверки (или калибровки) средств измерительной техники,

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. находящихся в эксплуатации и на хранении, регламентируют следующие нормативные документы:

ДСТУ 2708:2006 Метрологія. Повірка засобів вимірювальної техніки.

Організація та порядок проведення.

ДСТУ 3989-2000 Метрология. Калибровка средств измерительной техники. Основные положения, организация, порядок проведения и оформления результатов.

ГКД 34.20.507-2003 Техническая эксплуатация электрических станций и СТП3.0020.023-2006 Система качества. Управление метрологическим обеспечением в ОП «Южно-Украинская АЭС».

СТП3.0020.024-2006 Система качества. Управление метрологическим обеспечением. Организация и порядок проведения поверки и калибровки средств измерительной техники в ОП «Южно-Украинская АЭС».

Технологические регламенты безопасной эксплуатации энергоблоков В сфере своей деятельности метрологическая служба, в частности ОГМ, осуществляет следующие виды метрологического контроля: калибровку средств измерительной техники, устанавливает периодичность калибровки, проводит экспертизу технической документации, разрабатываемой в ОП ЮУАЭС и направляемой на экспертизу с ГП НАЭК «Энергоатом», осуществляет надзор за состоянием средств измерительной техники в подразделениях.

ОГМ аттестован на право проведения калибровки для нужд ГП НАЭК «Энергоатом» и в 2008 г. подтвердил это право на 5 лет (Свидетельство об аттестации от 14.03.2008 № YU-2-2).

Ответственность за организацию метрологического обеспечения производства на АЭС в целом несут главный инженер и главный метролог. В подразделениях АЭС руководители подразделений, начальники участков, лабораторий, старшие мастера, мастера, специалисты каждый на закрепленном за ним участке. Для выполнения этой работы приказом (указанием) назначаются ответственные за метрологическое состояние в подразделении, на участке, лаборатории и т.д. В СТП3.0020.023- «Система качества. Управление метрологическим обеспечением на ОП «Южно-Украинская АЭС» оговорены их права и обязанности. Задача руководителей – осуществлять контроль за состоянием метрологического обеспечения и оказывать помощь в работе ответственным на каждом мастерском участке. ОГМ готов всегда оказать любому подразделению, участку организационную, методическую и техническую помощь.

В соответствии с действующей в ОП ЮУАЭС системой качества разработан ряд стандартов предприятия, регламентирующих порядок осуществления метрологического обеспечения (проведения метрологической аттестации, поверки, калибровки СИТ, метрологической экспертизы технической документации, аттестации испытательного оборудования).

В ОГМ ведется технический учет каждой единицы СИТ, применяемых в ОП

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. ЮУАЭС, составляются сводные по АЭС годовые графики поверки и калибровки эталонов, закрепленных за ОГМ и СИТ, закрепленных за подразделениями АЭС. Ежегодно составляются и согласовываются с территориальными органами Госпотребстандарта Украины перечни СИТ, находящихся в эксплуатации в ОП ЮУАЭС и подлежащих поверке.

Помещения для проведения калибровки СИТ соответствуют по оснащению, состоянию и обеспечиваемым в них условиям (значения температуры, влажности, запыленности, освещенности, звуко- и виброизоляции, электромагнитного и других физических полей) требованиям нормативных документов по калибровке СИТ, эксплуатационной документации на исходные и рабочие эталоны, вспомогательное оборудование, а также общим требованиям ГОСТ 8.395-80 «ГСИ. Нормальные условия измерений при поверке. Общие требования», санитарным нормам и правилам, требованиям безопасности труда и охраны окружающей среды.

Персонал, непосредственно участвующий в проведении калибровки СИТ, аттестован в установленном в ОП ЮУАЭС порядке на знание норм, правил и стандартов по ядерной и радиационной безопасности, охраны труда, пожарной безопасности; требований, правил и устройств безопасной эксплуатации соответствующих систем, технических средств и оборудования путем сдачи экзаменов по правилам охраны труда (ПОТ), правилам радиационной безопасности (ПРБ), правилам пожарной безопасности и правилам технической эксплуатации (ПТЭ).

Один раз в 5 лет производится повышение квалификации персонала ОГМ в учебных заведениях Госпотребстандарта Украины.

В ОГМ работает система управления качеством, которая обеспечивает качество калибровки, проведение постоянного контроля за установленными процессами, выявляет отклонения и проводит их корректировку.

Управляющие системы безопасности и системы контроля, управления и 4.2.2. На энергоблоке №1 Южно-Украинской АЭС установлены и эксплуатируются следующие системы, важные для безопасности:

система группового и индивидуального управления органами регулирования системы управления и защиты реактора (СГИУ-М СУЗ);

информационно-вычислительная система энергоблока (ИВС);

управляющая система безопасности (УСБ);

система автоматического регулирования оборудованием УСБ, РО и ТО аппаратура контроля нейтронного потока (АКНП-ИФ);

система аварийных и предупредительных защит реактора (АЗ-ПЗ);

система автоматического регулирования мощности, разгрузки и ограничения мощности, ускоренной предупредительной защиты (АРМРОМ-УПЗ);

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. система внутриреакторного контроля (СВРК);

система представления параметров безопасности (СППБ);

система управления питательной водой парогенераторов (СУПВ);

система контроля концентрации борной кислоты в теплоносителе первого теплоносителя в реакторе и системе первого контура (ПТК СКУТ).

Указанные программно-технические комплексы обеспечивают ядерную безопасность в области выполнения функций безопасности, управления и защиты реактора, контроля активной зоны при работе реактора, представления параметров безопасности в интегрированном виде, представления полной информации о состоянии всех систем энергоблока, регулирования ключевых технологическх параметров энергоблока (мощность реактора, давление во втором контуре, уровни питательной воды парогенераторов, уровень теплоносителя в компенсаторе давления, давление в первом контуре и т.п.).

В соответствии с п. 8.5.8 НП 306.2.141-2008 управляющие системы безопасности имеет непрерывную автоматическую диагностику состояния и периодическую диагностику работоспособности системы.

В соответствии с п. 8.4.9 НП 306.2.141-2008 система контроля и управления обеспечивает автоматическую и/или автоматизированную диагностику состояния и режимов эксплуатации, в том числе и собственно технических и программных средств системы контроля и управления.

Для обеспечения выполнения требований общих положений безопасности атомных станций, а также в рамках программы проведения поузловой замены подсистем АСУ ТП энергоблоков с ВВЕР-1000, ВВЕР-440, ПМ-Д.0.03.416-09, была выполнена модернизация систем АСУТП, важных для безопасности.

Цель модернизации – замена оборудования с ограниченным или выработанным ресурсом, оборудования морально и физически устаревшего, внедрение новых программно-технических комплексов на базе современного компьютерного оборудования и микроконтроллеров для повышения надежности работы, расширения возможностей контроля и диагностики, повышения качества предоставляемой информации операторам блочного щита управления энергоблоком (БЩУ).

Таким образом, большая часть оборудования АСУТП энергоблока №1, важного для безопасности, в период с 1996 по 2011 год заменена на современные программно-технические комплексы (ПТК):

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. Все перечисленные выше системы в соответствии с требованиями НП 306.2.141-2008 имеют развитую систему диагностики программных и технических средств. Документирование и надежное сбережение результатов диагностики и контроля состояния системы обеспечивается подсистемой архивирования и документирования информации.

Морально и физически устаревшее оборудование СКУ РО и ТО не обеспечивает в соответствии с НП 306.2.141-2008 автоматическую и/или автоматизированную диагностику состояния и режимов эксплуатации, в том числе и собственно технических и программных средств.

В соответствии с графиком работ по модернизации, реконструкции и замене оборудования с целью повышения безопасности при продлении сроков эксплуатации энергоблока №1 произведена замена оборудования СКУ РО и будет заменено оборудование СКУ ТО.

Реконструкция СКУ будет сводиться не только к замене или возможности продления срока эксплуатации существующих на энергоблоке систем и технических средств, но и к установке новых ПТК и технических средств, которые обеспечат повышение безопасности за счет внедрения систем Для контроля и оперативного выявления отказов подсистем контроля и управления (технологический контроль, технологические защиты и блокировки, технологическая сигнализация, автоматическое регулирование, дистанционное управление), важных для безопасности, на энергоблоке предусмотрены различные виды сигнализации.

Для выявления скрытых отказов в цепях подсистем контроля и управления важных для безопасности и проверки работоспособности всех подсистем проводится их периодическое опробование в объемах и сроках, определенных 4.2.2. 4.2.2.5.1 Оценка текущего состояния элементов, не подлежащих замене В соответствии с НП 306.2.141-2008 «Общие положения безопасности атомных станций», необходимым условием получения разрешения на продление срока эксплуатации конструкций, систем и элементов, важных для безопасности, является выполнение мероприятий по восстановлению их ресурса или подтверждению функциональных и надежностных характеристик по результатам специального обследования и оценки технического состояния.

Во исполнение данного требования и согласно порядку, согласованному с ГИЯРУ, в ОП ЮУАЭС реализуются мероприятия по оценке текущего состояния всех элементов энергоблока № 1, важных для безопасности, с целью продления срока их эксплуатации.

Для установления способности незаменяемых элементов энергоблока

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. выполнять возложенные на них функции, а также с целью продления срока их эксплуатации проведена оценка текущего состояния данных элементов в порядке, установленном в ПМ-Д.0.08.222-06 «Типовая программа управления старением энергоблока АЭС» и ПМ.1.3812.0196 «Программа управления старением элементов энергоблока №1.». По результатам указанной оценки разработаны отчеты о выполнении ОТС и ПСЭ.

Перечень элементов энергоблока, важных для безопасности, замена которых во время эксплуатации невозможна или затруднена по техническим или другим причинам установлен в ПР.1.3812.0295 «Перечень элементов энергоблока №1 ЮУАЭС, подлежащих управлению старением», и приведен ниже в таблице. Перечень соответствующих зданий и сооружений приведен отдельно ниже. Методология отбора элементов энергоблока № 1 ОП ЮУАЭС для включения в программу управления старением представлена в отчете по фактору безопасности № 4 «Старение сооружений, систем и элементов»

В результате выполненных работ по ОТС и ПСЭ можно сделать вывод о соответствии технического состояния обследованных элементов энергоблока №1 ОП ЮУАЭС действующим требованиям. Способность элементов обеспечивать возложенные на них функции на протяжении продлеваемого десятилетнего срока эксплуатации подтверждена. При этом надежность элементов обеспечивается на требуемом уровне.

ГП НАЭК

ОП ЮУАЭС

Табл. 4-1 Перечень критических элементов энергоблока № 1 ОП ЮУАЭС

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

ГЦТ (включая главные Примечание: * – с учетом выполнения согласованного с Госатомрегулирования Украины «Плана действий по обоснованию продления эксплуатации энергоблоков ВВЭР-1000/320» в части ВКУ до конца 2014 года.

ГП НАЭК ЮУАЭС

Оценка технического состояния элементов энергоблока выполнена по специальным рабочим программам с учетом требований ПМ.1.3812.0067 и НП 306.2.099-2004 «Общие требования к продлению эксплуатации энергоблоков АЭС в сверхпроектный срок по результатам выполнения периодической переоценки безопасности».

Методики проведения работ полностью соответствуют установленным в типовых программах ОТСиПСЭ.

В рамках оценки технического состояния и продления срока эксплуатации элементов, неподлежащих замене, выполняются следующие работы:

анализ достаточности технической документации анализ истории эксплуатации элемента;

дополнительное обследование;

оценка текущего технического состояния на основании анализа результатов обследования и результатов прогнозирования возможного срока продленной эксплуатации;

установление условий дальнейшей эксплуатации;

разработка мероприятий по управлению старением;

разработка отчета о проведении комплексного обследования технического состояния, оценки и переназначении ресурса эксплуатации;

разработка заключения о технической возможности продления срока эксплуатации элемента энергоблока;

утверждение и согласование с ГИЯРУ решения о продлении срока эксплуатации элемента энергоблока в сверхпроектный срок по результатам выполненной оценки технического состояния.

Мероприятия по управлению старением, разработанные при проведении ОТС и ПСЭ, учитываются в производственных графиках ОП ЮУАЭС.

В пункте 4.3.5 [9] приведено детальное описание текущего состояния незаменяемых элементов энергоблока с учетом выполненных работ по модернизации, с указанием контролируемых параметров и характеристик, их нормируемых и фактических значений, полученных по результатам обследования; результаты технического обслуживания и ремонта; заключение о соответствии текущего состояния проектным требованиям и условия дальнейшей эксплуатации.

4.2.2.5.2 Текущее состоянии строительных конструкций и зданий на предмет выполнения возложенных функциональных задач 4.2.2.5.2.1 Существующая на ЮУАЭС система диагностики и контроля состояния Основными задачами персонала и руководства ОП ЮУАЭС по эксплуатации и ремонту строительных конструкций зданий и сооружений (далее – ЗиС) надзор за техсостоянием, своевременное выявление и правильная оценка неисправностей (дефектов, повреждений и деформаций) строительных

ГП НАЭК ЮУАЭС

своевременное устранение выявленных неисправностей строительных конструкций путем проведения технического обслуживания и ППР.

Техническая эксплуатация ЗиС, а также внедрение системы ППР ЗиС представляют собой комплекс организационно-технических мероприятий по проведению надзора, обслуживания и всех видов ремонтных работ, производимых периодически, по заранее составленному плану, с целью предупреждения преждевременного износа, предотвращения аварий, а также содержание зданий и сооружений в надлежащей эксплуатационной К основным функциям подразделений ЮУАЭС по эксплуатации ЗиС использование зданий и сооружений для осуществления в них технологических процессов, определенных утвержденным проектом.

использование в зданиях и сооружениях строительных конструкций в (допускаемыми эксплуатационными и расчетными нагрузками, теплотехническими показателями, коррозионной стойкостью).

осуществление технического надзора за правильностью эксплуатации закрепленных за подразделением ЗиС с привлечением группы эксплуатации зданий и сооружений.

своевременное техническое и ремонтное обслуживание строительных конструкций зданий и сооружений собственными силами, либо с привлечением для этих работ РСЦ, СМУ и подрядных организаций;

участие в передаче цеховых зданий, помещений в капитальный ремонт организациям-исполнителям, в приемке их из ремонта, а также в работе объектовых комиссий по техническим осмотрам ПЗиС ОП ЮУАЭС.

В соответствии с документом «Методические указания по установлению функций руководителей и подразделений в рамках типовой структуры ОП ЮУАЭС», ГП НАЭК «Энергоатом», 2005 г., ответственные должностные лица за надежную и безопасную эксплуатацию зданий и сооружений, а также подразделения-владельцы помещений, обеспечивающие надлежащее эксплуатационное и санитарно-техническое состояние помещений выполняют следующие функции:

организация эксплуатации помещений, зданий и сооружений, закрепленных за подразделением;

эксплуатация, поддержание в исправном состоянии помещений, зданий, сооружений, закрепленных за подразделением;

организация периодических осмотров закрепленных за подразделением зданий и сооружений (не реже одного раза в 15 дней);

разработка мероприятий по выполнению текущего и капитального ремонтов зданий и сооружений, своевременная подача заявок на ремонт;

организация разработки проектной документации на ремонт и реконструкцию закрепленных ЗиС;

ГП НАЭК ЮУАЭС

контроль за качественным проведением работ на закрепленных объектах, приемка скрытых работ, приемка в эксплуатацию;

подготовка объектов к осенне-зимнему сезону, паводкам, ремонтностроительным работам.

4.2.2.5.2.2 Обследование и паспортизация производственных зданий и сооружений специализированными организациями Обследование и паспортизация ЗиС выполняются для определения и документирования в установленный срок их состояния и пригодности или непригодности к дальнейшей эксплуатации.

Обследование ЗиС могут выполняться как самостоятельный вид работ (без паспортизации технического состояния).

Паспортизация ЗиС как отдельный вид работы, разрешается только после выполнения обследований на основании анализа полученных данных.

специализированными организациями. Право специализированной организации на проведение обследования и паспортизации должно быть подтверждено Государственной лицензией на выполнение специальных видов работ при проектировании и строительстве с указанием в приложении к лицензии тех типов зданий и сооружений и их конструкций, которые в каждом конкретном случае необходимо обследовать и паспортизировать. Эти организации также должны отвечать требованиям, которые изложены в «Положенні про спеціалізовані організації з проведення обстежень та паспортизації існуючих будівель і споруд з метою забезпечення їх надійності й безпечної експлуатації», затвердженому наказом Державного комітету Держнаглядохоронпраці України 27.11.1997 №32/288.

Этот порядок распространяется также на организации, которые привлекаются к выполнению работ на субподрядных основаниях, в том числе к выполнению специальных обследований.

Обследование ЗиС как самостоятельный вид работ может выполняться как специализированными организациями, так и другими организациями, которые имеют Государственную лицензию на выполнение специальных видов работ по проектированию и строительству.

Все здания и сооружения, независимо от их назначения, формы собственности, возраста, капитальности, технических особенностей подлежат периодическим обследованиям с целью оценки их технического состояния и паспортизации, а также принятия обоснованных мероприятий к обеспечению наджности и безопасности при дальнейшей эксплуатации.

4.2.2.5.2.3 Мониторинг строительных конструкций Мониторинг строительных конструкций - это система производимых регулярно, по определнной программе, наблюдений, контроля и управления, оценок состояния ЗиС, анализа происходящих в них процессов, своевременного выявления изменения несущей способности и обеспечения их эксплуатационной пригодности, а также переназначения проектного

ГП НАЭК ЮУАЭС

Основные положения по мониторингу строительных конструкций АЭС 4.2.2.5.2.4 Технический надзор за производственными зданиями и сооружениями Технический надзор за состоянием, содержанием и ремонтом ЗиС осуществляется в соответствии с графиками общих очередных и текущих осмотров с учетом степени необходимой активности наблюдений за зданиями и сооружениями, придерживаясь установленной периодичности проведения Все замечания по осмотру зданий, сооружений и отдельных строительных конструкций, дефекты, деформации, повреждения, нарушение ПТЭ, которые ведут к снижению несущей способности конструкций зданий и сооружений вносятся в журналы технического осмотра конструкций зданий и сооружений и цеховые журналы технического осмотра конструкций зданий.

Кроме повседневных текущих осмотров выполняются общие технические осмотры всех зданий и сооружений в следующие сроки:

очередные осмотры два раза в год – весной и осенью;

внеочередные осмотры после пожаров, ливней, сильных ветров, снегопадов, наводнений, землетрясений и других явлений стихийного характера, а также аварий зданий, сооружений и технологического оборудования ОП ЮУАЭС.

Общие очередные весенние и осенние технические осмотры зданий и сооружений выполняются смотровой комиссией. Состав комиссии назначается приказом генерального директора ОП ЮУАЭС. Возглавляет комиссию главный инженер ОП ЮУАЭС.

Очередной или внеочередной осмотр ЗиС бывает общим или частичным.

При общем осмотре обследуются все здания или сооружения в целом, что включает все доступные для осмотра конструкции или сооружения, в том числе инженерное оборудование, разные виды обработки и все элементы внешней отделки или всего комплекса зданий и сооружений ОП ЮУАЭС.

При частичном осмотре обследованию подлежат отдельные здания или комплекс зданий и сооружений, или отдельные конструкции, например:

фермы и подкрановые балки, открытые металлоконструкции ОРУ, подстанции, или эстакады, мосты и водопроводные трубы на автомобильных Во время общих весенних и осенних осмотров учитываются замечания, которые влияют на противопожарное состояние всех ЗиС.

Кроме перечисленного выше, целью технического осмотра является разработка смотровой комиссией предложений по улучшению технической эксплуатации зданий и сооружений, а также качества всех производимых 4.2.2.5.2.5 Текущее состояние обследованных строительных конструкций зданий и сооружений энергоблока № 1 ОП ЮУАЭС C 2007 г. по настоящее время на ЮУАЭС выполнялись работы по оценке технического состояния строительных конструкций зданий и сооружений, в соответствии с перечнем работ подлежащих реализации в рамках

ГП НАЭК ЮУАЭС

«Программы управления старением элементов энергоблока №1.

ПМ.1.3812.0196».

Выполнено обследование строительных конструкций и элементов зданий и сооружений энергоблока № 1 ЮУАЭС, перечень которых приведен в таблице Оценка текущего состояния строительных конструкций зданий и сооружений выполнялась в порядке, установленном в ПМ-Д.0.08.222-06 «Типовая программа управления старением энергоблока АЭС».

Итоговый документ по ОТС защитной оболочки – «Решение о продлении срока эксплуатации защитной оболочки энергоблока № 1 ОП ЮУАЭС (основания, фундаментов, стен, перекрытий, защитной оболочки) по результатам выполненной оценки технического состояния» ТР.1.3812.3096 от 05.11.2013, согласован Госатомрегулирования исх. № 15-29/3-1/7603 от

ГП НАЭК

ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. Табл. 4-2 Перечень обследованных строительных конструкций и элементов зданий и сооружений энергоблока № ядерного топлива энергоблока № конструкциями и элементами, включая стеллажи

ГП НАЭК

ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. пристройкой ЭТУ для ремонта приводов СУЗ

ОП ЮУАЭС

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. С целью определения работоспособности несущих строительных конструкций зданий и сооружений ЮУАЭС, содержащих СВБ и, соответственно, влияния на системы важные для безопасности, были произведены проверочные расчеты с анализом изменений и дополнительных факторов в характеристике внешних воздействий с оценкой устойчивости и сохранения основных функциональных характеристик.

В составе работ по проверочным расчетам основных несущих конструкций зданий и сооружений ЮУАЭС, содержащих СВБ, было выполнено произведен детальный анализ имеющейся нормативно-технической, проектной, рабочей и эксплуатационной документации;

разработаны расчетные конечно-элементные модели;

определены и учтены в расчетных моделях все расчетные ситуации (РС), предусмотренные нормативной документацией, в том числе РС, включающие в себя нагрузки от уточненных сейсмических воздействий;

выполнено определение напряженно-деформированного состояния (НДС) численных конечных элементов (КЭ) моделей в различных постановках метода конечных элементов, а именно выполнен линейный расчет на статические воздействия, расчет собственных значений и форм колебаний, расчет на динамические воздействия;

проанализировать безопасность дальнейшей эксплуатации строительных выполнен анализ напряжений в наиболее загруженных конструктивных элементах на предмет соответствия основных несущих конструкций критериям работоспособности;

выполнена оценка безопасности дальнейшей эксплуатации основных В расчетах учитывались факторы, определяющие напряженное и деформированное состояния, особенности взаимодействия элементов конструкций между собой, пространственная работа конструкций, физикомеханические свойства материалов, упругие связи. При анализе напряжений особое внимание уделялось определению артефактов математических алгоритмов и определению всплесков напряжений вследствие особенностей расчетных моделей, не относящимся к реальной работе конструкций.

В результате проведенных проверочных расчетов в рамках данного отчета сейсмостойкость зданий и сооружений ЮУАЭС II категории сейсмостойкости подтверждена для землетрясений уровня ПЗ, повторяемостью 1 раз в 100 лет. Для зданий и сооружений ЮУАЭС I категории сейсмостойкости сейсмостойкость была подтверждена для уровня сейсмического воздействия МРЗ (особо мощное землетрясение со средней повторяемостью один раз в 10 000 лет).

На основании результатов проведнных работ можно утверждать, что техническое состояние конструкций и элементов зданий и сооружений

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. энергоблока № 1 ЮУАЭС соответствует требованиям строительных норм и правил, проекта и выполняют свои функции в полном объме.

4.2.2.5.3 Оценка текущего состояния оборудования, которое подлежит замене Работы по ресурсному обследованию оборудования с ограниченным сроком службы (ресурсом) проводятся в соответствии с Решением Коллегии ГАНУ Порядок работ определяется следующими документами:

НП.306.5.02.068-2003 «Требования к порядку и содержанию работ для продления срока эксплуатации информационных и управляющих систем, важных для безопасности атомных электростанций»;

Отраслевое решение ТР-С.0.03.031.02 «Об оптимизации системы ТО и Р арматуры и организации работ по продлению ресурса ее выемных Отраслевое решение ТР-С. 1234.03.032.02 «О порядке продления срока эксплуатации тепломеханического оборудования СВБ группы В и С», согласованное ГКЯРУ письмом № 16/3-16/4767 от 19.11.2002;

Отраслевое решение ТР-С. 1234.08.054-03 «Порядок продления срока эксплуатации кабелей типа КПЭТИнг систем ВРК ОП АЭС», согласованное ГКЯРУ письмом № 16/3-16/4816 от 17.10.2003;

эксплуатации/службы оборудования систем важных для безопасности»;

ПМ-Д.0.08.222-06 «Типовая программа по управлению старением СТП 3.3108.057-2010 «Управление производством. Порядок продления срока эксплуатации оборудования. Порядок замены оборудования, выработавшего регламентированный срок эксплуатации, на однотипное».

Установленный порядок продления разрешенного срока эксплуатации оборудования АСУ ТП, средств контроля и управления, а также электротехнического оборудования и неразборной арматуры требует следующего объема выполняемых работ:

разработки программ проведения обследования технического состояния;

проведение обследования технического состояния оборудования для оборудования к выполнению требуемых функций в течение продленного сверх регламентированного срока эксплуатации с надежностью не ниже, указанной в технической документации;

принятие решения о продлении срока эксплуатации оборудования.

Для продления разрешенного срока эксплуатации тепломеханического оборудования, ресурс которого восстанавливается по результатам проведения капитальных ремонтов, техническое решение о продлении

ГП НАЭК ОП ЮУАЭС

23.1.95.ОППБ. срока эксплуатации оформляется на основании отчетной ремонтной Детальные сведения по конкретным элементам энергоблока приведены в Обобщающие выводы по анализу ФБ-02 «Текущее состояние систем, 4.2. сооружений и элементов энергоблока»

Проведенный анализ показывает, что текущее состояние рассмотренных элементов СВБ является удовлетворительным и возможна дальнейшая эксплуатация энергоблока с соблюдением требований норм и правил, действующих в сфере использования ядерной энергии. Существующие на АЭС средства контроля и диагностики позволяют контролировать состояние элементов, а существующая периодичность испытаний позволяет поддерживать оборудование в работоспособном состоянии с учетом обеспечения пределов и условий безопасной эксплуатации. На ОП ЮУАЭС существует эффективная система документирования состояния сооружений, систем и элементов, важных для безопасности. Подробно система документирования описана в рамках ФБ-10 «Организация и управление»