Перечень новых разработок:

1. Система измерения расхода пара
   
2. Технические предложения по повышению эффективности эксплуатации теплоэнергетического оборудования
   
3. Разработка ресурсосберегающего оборудования
   
4. Разработка СКУ ВХР для АЭС с ВВЭР
   
5. Разработка систем отбора и подготовки проб технологических водных сред
   
6. Эксплуатация, контроль и испытания турбинных и трансформаторных масел на энергоблоках АЭС с реакторами ВВЭР
7. Стенды для измерения средних и локальных скоростей теплоносителя в ячейках сборок

1. Коды нового поколения
2. Теплогидравлика реакторов с водой сверхкритических параметров
3. Перспективы использования кольцевых твэлов в атомной энергетике
4. База данных «Экологическая, технологическая и атомная безопасность предприятий, использующих в своей деятельности ядерные материалы, источники ионизирующих излучений, радиоактивные вещества и радиоактивные отходы»
5. Проектирование электротехнического оборудования
6. Переосвидетельствование комплекта имитаторов активной зоны ТВСА и ПС СУЗ,
   поставляемых для проведения пуско–наладочных работ на энергоблоках с РУ В–320
7. Центр управления качеством
   
   

Система измерения расхода пара

      В лаборатории сепарационных и гидродинамических процессов в парогенерирующем оборудовании АЭС ОАО «ЭНИЦ» разработана измерительная система, предназначенная для непрерывного измерения расхода пара в паропроводах энергоблоков ВВЭР-1000. Система может быть использована в информационном канале с выводом показаний на блочный щит управления (БЩУ), в системе СВРК для определения тепловой мощности реакторной установки, а также в схеме автоматического регулирования уровня воды в парогенераторе (ПГ).
      В настоящее время в системе автоматического регулирования уровня воды в ПГ энергоблоков с ВВЭР-1000 используется входной сигнал по расходу генерируемого пара. Этот сигнал формируется по косвенному параметру – перепаду температуры теплоносителя первого контура на входе и выходе из ПГ. Такой способ косвенного определения расхода генерируемого пара имеет существенный недостаток, заключающийся в его инерционности, которая особенно значительно проявляется в переходных режимах.
      Для улучшения качества регулирования уровня воды в ПГ энергоблоков ВВЭР-1000 в стационарных и переходных режимах в ОАО «ЭНИЦ» разработана система прямого безинерционного измерения расхода пара после ПГ с использованием пневмометрических трубок специальной конструкции и блока корректора тока, учитывающего изменения давления пара. Подобная измерительная система применяется и на зарубежных АЭС.
      В основе физического метода измерения расхода лежат известные закономерности распределения давления на поверхности неподвижного стержня, обтекаемого турбулентным поперечным потоком среды. В «лобовой» зоне формируется область максимального давления, а в «кормовой» зоне – область с пониженным давлением. Разность давления между лобовой и кормовой зонами трубки более чем в 2 раза превышает скоростной напор набегающего потока, что выгодно отличает ее от других типов пневмометрических трубок.
      Пневмометрическая трубка устанавливается в паропроводе на расстоянии от стенки, равным 0,25хR, где имеет место средняя расходная скорость потока. При этом применительно к условиям блока ВВЭР-1000 расстояние от стенки паропровода до отборов давления составляет 72,5 мм. При диаметре трубки 18 мм это обеспечивает ее достаточно высокие прочностные и вибрационные характеристики.
      Преимущество пневмометрических трубок по сравнению с другими измерительными устройствами заключается в их конструктивной простоте, высокой эрозийной стойкости и отсутствии необратимых потерь при измерении расхода пара.
      Система прошла опытную эксплуатацию на энергоблоке № 3 Балаковской АЭС и показала свою эффективность.
      Характеристики системы позволяют использовать ее не только в схеме вычисления расхода пара в паропроводах энергоблоков ВВЭР-1000, но также и на энергоблоках ВВЭР-440 и РБМК-1000.

Технические предложения по повышению эффективности эксплуатации теплоэнергетического оборудования

      В лаборатории теплоэнергетики и экологии ОАО «ЭНИЦ» разрабатываются технические предложения по повышению эффективности эксплуатации оборудования промышленных предприятий, в том числе ТЭС и АЭС.
      В лаборатории разработано техническое предложение по модернизации пароэжекторных холодильных машин (ПЭМ), использующихся для поддержания заданных характеристик внутреннего воздуха в производственных помещениях. Техническое предложение внедрено на Балаковской АЭС. Лабораторией были разработаны новые проточные части струйных аппаратов ПЭМ (сопла главных и вспомогательных эжекторов). Предложены модернизированные сопла со скруглением проточной части вместо ранее установленных сопел с упрощенной проточной частью, состоящей из двух конусов. Сопла, изготовленные на производственной базе ОАО «ЭНИЦ», были успешно испытаны и в настоящее время эксплуатируются на блоке №1 Балаковской АЭС.
      По итогам эксплуатации ПЭМ с изменённым профилем сопел на Балаковской АЭС было принято решение о замене штатных сопел на ПЭМ всех 4 энергоблоков.
      Также была изготовлена и поставлена партия новых сопел на ПЭМ Волгодонской АЭС.
      Лабораторией был предложен способ защиты от стояночной коррозии труб конденсаторов турбин АЭС. Техническое предложение основано на методе термической сушки труб со стороны охлаждающей воды для удаления остаточной влаги. Данное предложение внедрено на Волгодонской и Балаковской АЭС.

Разработка ресурсосберегающего оборудования

      Лабораторией теплоэнергетики и экологии ОАО “ЭНИЦ” разрабатывается и внедряется топливо- и ресурсосберегающее оборудование, повышающее надежность, экономическую эффективность и экологическую безопасность работы промышленных и энергетических объектов. Лабораторией разрабатываются газовые горелки и акустико-механические форсунки с регулируемым факелом, проводятся теплотехнические балансовые и режимно-наладочных испытания на топливосжигающем оборудовании. Данное оборудование разрабатывается и изготавливается в соответствии с условиями и требованиями конкретного заказчика (расход и давление топлива, угол раскрытия факела, габаритные и присоединительные размеры).
      Минимальное давление жидкого топлива 0,2 МПа, распыливающего агента (пар, воздух) 0,2 МПа.
      Акустико-механические форсунки типа ФАМ с регулируемыми параметрами факела (длина, форма) предназначены для работы в топках технологических и промышленных печей, паровых и водогрейных котлов, сушильных агрегатов и других топливосжигающих установок. Основное отличие акустико-механической форсунок от существующих состоит в возможности управления длиной и формой факела при постоянной тепловой мощности горелки. Разработанные форсунки внедрены на котлах типа ДКВР, ДЕ, БКЗ, ГМ, ПТВМ, КГВМ. Для решения задачи эффективного сжигания мазута в водогрейных котлах, оснащенных горелками РГМГ, лабораторией была успешно реконструирована мазутная часть горелки с установкой вместо ротационных форсунок акустико-механических для качественного сжигания тяжелых топлив. Перед поставкой все форсунки подвергаются индивидуальной тарировке на пневмогидравлическом стенде.
      Газовые горелки типа ГРФ с регулируемыми параметрами факела (длина, форма, светимость) предназначены для работы в топках технологических и промышленных печей, паровых и водогрейных котлов, сушильных агрегатов и других топливосжигающих установок различных отраслей промышленности. Основным отличием разработанной горелки ГРФ от существующих является возможность управления длиной, формой и светимостью факела непосредственно в процессе эксплуатации при постоянной теплопроизводительности горелки.
      Лаборатория проводит теплотехнические балансовые и режимно-наладочные испытания (РНИ) на различном топливосжигающем оборудовании энергетических и промышленных предприятий (котлы, печи) с выдачей режимных карт работы оборудования.
      Экономия топлива как по результатам внедрения оборудования, так и по результатам РНИ 1–5%.

Длинный узкий факел (a_ф=25–30°)



Промежуточный факел (a_ф=75–90°)



Короткий широкий факел (a_ф=170–180°)

Тарировка форсунки ФАМ-400 на пневмогидравлическом стенде

Разработка СКУ ВХР для АЭС с ВВЭР

      В период 2000–2003 гг. ОАО «ЭНИЦ» совместно с ведущими российскими научными, проектными и конструкторскими организациями впервые была выполнена разработка технического проекта системы контроля и управления (СКУ) ВХР I и II контуров АЭС с ВВЭР-1000, частично реализованной на блоке 3 Калининской АЭС.
      СКУ ВХР должна обеспечивать информационную поддержку персонала в части контроля параметров ВХР I и II контуров, идентификации нарушений ВХР и определения их причин, формирования рекомендаций для принятия решений по управляющим воздействиям при нарушении показателей ВХР.
       В настоящее время (с декабря 2007 года) по договору с ОАО «Атомэнергопроект» ведется разработка технического проекта технологической части проекта системы контроля и управления водно-химическим режимом (СКУ ВХР) как подсистемы АСУ ТП энергоблока для систем обеспечения и поддержания ВХР I и II контуров Нововоронежской АЭС-2 (АЭС-2006). Соисполнителем работы является ИЯР НИЦ «Курчатовский институт».
      Проект для Нововоронежской АЭС-2 концептуально отличается от прежнего наличием функции управления средствами поддержания ВХР I контура, увеличением объема АХК, а также повышением уровня автоматизации лабораторного химического контроля.

Разработка систем отбора и подготовки проб технологических водных сред

      Представительность отбираемых проб водных сред из различных технологических потоков I и II контуров АЭС с ВВЭР обеспечивается специальными устройствами отбора и подготовки проб. С 90-х годов в ОАО «ЭНИЦ» выполняются различные работы, связанные с разработкой устройств и систем подготовки проб технологических сред АЭС к измерению химических параметров.

Система подготовки проб и измерений СППИ

      Подготовка проб технологических водных сред II контура АЭС с ВВЭР и их автоматизированный химический контроль осуществляется с помощью систем подготовки проб и измерений (СППИ). ОАО «ЭНИЦ» совместно с ПКТИ «Атомармпроект» и ОАО «Машиностроительная корпорация «Сплав» (г.Великий Новгород) по заданию концерна «Росэнергоатом» был разработан технический проект СППИ.
      СППИ предназначена для подготовки (охлаждение, снижение давления и очистка), подачи и анализа проб технологических водных сред (температура до 350°С, давление до 30 МПа) в режиме «on-line» в системах автоматического химического контроля и СКУ ВХР II контура АЭС с ВВЭР, а также ТЭС.
      В составе СППИ кроме устройства подготовки проб разработан специальный щит измерений, на котором размещаются средства визуального контроля, управления, тонкой очистки и распределения потоков к датчикам приборов АХК. СППИ и ее основные части относятся к 4-му классу безопасности нормальной эксплуатации.
      В настоящее время СППИ (щиты со стойками) эксплуатируются на блоке № 3 Калининской АЭС, щиты измерений – на блоке № 1 Ростовской АЭС.
      В развитие этой темы по договору с Технологическим филиалом концерна «Росэнергоатом» ОАО «ЭНИЦ» в 2009 году были разработаны «Технические требования к системе подготовки проб и измерений (СППИ)».

Комплекс подготовки проб и контроля химических параметров КПП-I

      ОАО «ЭНИЦ» совместно с ПКТИ «Атомармпроект» разработан технический проект комплекса оборудования для подготовки проб и контроля химических параметров теплоносителя I контура АЭС с ВВЭР (КПП-I).
      КПП-I предназначен для подготовки, подачи и анализа проб теплоносителя в режиме «on-line» в системах автоматического химического контроля и СКУ ВХР I контура АЭС с ВВЭР. Элементы КПП-I являются элементами нормальной эксплуатации, важными для безопасности, и относятся к классу 3Н.

Система отбора проб из трубопроводов, работающих под разрежением СОП

      Для решения задачи максимально быстрого обнаружения присосов в конденсаторах турбины, а также определения секции конденсатосборника, из которой поступают загрязнения, ОАО «ЭНИЦ» разработана система отбора проб (СОП) из трубопроводов, работающих под разрежением.
      Пробы рабочей среды из СОП могут подаваться на приборы АХК, входящие в СКУ ВХР, а также на лабораторный ручной анализ.
      Оборудование СОП относится к классу безопасности 4 и 3Н.

Эксплуатация, контроль и испытания турбинных и трансформаторных масел на энергоблоках АЭС с реакторами ВВЭР

      Потеря эксплуатационных свойств энергетических масел рассматривается сегодня специалистами-энергетиками как серьёзная проблема безопасной эксплуатации для турбоагрегатов по причине возможных отказов и повреждений в работе систем регулирования, смазки и уплотнения вала.
      Имеет также место недостаточная эффективность используемых сегодня методов и приборов контроля энергетических масел, отсутствие в лабораториях химических служб АЭС современных экспресс-лабораторий для определения класса чистоты и качества масел, отсутствует единый системный подход к решению этой проблемы.
      Назревшим требованием сегодняшнего дня является модернизация маслохозяйств. При этом основной целью является сокращение потребления свежих масел, повышение чистоты эксплуатирующихся масел, увеличение межремонтного периода и повышение надежности работы турбоагрегатов и трансформаторов.
      По договору ОАО «ЭНИЦ» с ОАО «Концерн Росэнергоатом» проведен анализ требований основных руководящих документов, отраслевых стандартов и тематических отечественных публикаций к трансформаторным и турбинным маслам, применяемым на АЭС (условия эксплуатации, методы определения и способы поддержания физико-химических показателей, диагностика и пр.).
      Анализ показал необходимость дальнейшего совершенствования и разработки дополнительных нормативных документов, в том числе отраслевого уровня, по организации контроля качества, методам выполнения измерений физико-химических показателей для обеспечения контроля при поставке, эксплуатации, очистке и утилизации энергетических масел применительно к условиям АЭС.
      На основании анализа опыта эксплуатации и организации контроля качества энергетических масел на АЭС с ВВЭР (в частности, на базе Балаковской АЭС, Калининской АЭС, Кольской АЭС, Нововоронежской АЭС и Ростовской АЭС) разработаны предложения по мероприятиям, направленным на повышение уровня эксплуатации, совершенствование методов испытаний и контроля качества трансформаторных и турбинных масел.
      Предусмотрена также разработка программ по отработке передовых технологий очистки и регенерации турбинных и трансформаторных масел, технологий по введению присадок для улучшения эксплуатационных свойств энергетических масел с последующим внедрением отработанных технологий на АЭС.

Стенды для измерения средних и локальных скоростей теплоносителя в ячейках сборок

      Стенды ЛИС (локальные и средние скорости) были разработаны и изготовлены для проведения экспериментальных исследований по контракту с KAERI (Научно-исследовательский институт атомных энергетических установок. Южная Корея). Стенды предназначены для определения средних и локальных (вектор скорости) скоростей в ячейках сборок реакторных установок.
      Стенд ЛИС-А предназначен для исследования в сборках номинальных размеров (55 имитаторов твэл, шаг закрутки 0,4 м гидравлический диаметр 2,3 мм, число ячеек 138) с плотноупакованными закрученными имитаторами твэл. Изготовлены три типа сборок отличающиеся формой вытеснителей в том числе сборка с блокировкой половины входного сечения.
      Стенд ЛИС-В предназначен для исследования в сборках увеличенных размеров (7-м стержней, шаг закрутки и размеры твэл увеличены примерно в 11,5 раз). Изготовлено три типа сборок, в том числе сборка с блокировкой половины входного сечения и сборка с укороченной длиной
(1/4 длины).
      В качестве теплоносителя на стендах используется вода при атмосферном давлении.
      В ходе проведения экспериментов на рабочем участке измеряются и записываются следующие параметры:

• давление на выходе из рабочего участка;
• перепады давления на всей длине рабочего участка и на отдельных его участках;
• температура воды на входе и выходе из рабочего участка;
• массовый расход воды через рабочий участок;
• расходы воды в ячейках сборки (метод изокинетического отбора);
• вектор скорости в отдельных точках ячеек сборки.

      Сборки оснащались участками визуализации, системами перемещения и установки в ячейки пробоотборника и трубки статического давления, позволяющие осуществить изокинетический отбор проб, устройством для измерения вектора скорости.

Результаты

      В ходе проведения экспериментов на стенде ЛИС-А:

• получены экспериментальные данные по перепадам давления по высоте сборки и на отдельных ее участках (0,25; 0,5; 0,75 полной длины);
• выполнены измерения скорости воды по сечению входного участка сборки;
• на всех ячейках сборки (138) выполнены измерения расходов воды в ячейках сборок номинальных размеров и определены средние скорости при Reсб =3500, 10000, 30000.

      В ходе проведения экспериментов на стенде ЛИС-В:

• получены экспериментальные данные по перепадам давления по высоте сборки и на отдельных ее участках;
• на всех ячейках сборки (24) выполнены измерения расходов воды в ячейках сборок увеличенных размеров и определены средние скорости при Reсб =3500, 30000;
• выполнены измерения вектора скорости в 11 ячейках сборок при числах Re =3500 и 30000. Для этого в ЭНИЦ была разработана методика измерения величины и направления скорости, разработан и изготовлен трехканальный датчик скорости.

      В настоящее время стенды ЛИС-А и ЛИС-В находятся в рабочем состоянии (возможна их модернизация для решения более широкого диапазона задач). Стенды позволяют проводить измерения средних и локальных (вектор скорости) скоростей в ячейках сборок. На основе этих измерений возможна оптимизация конструкций ТВС с точки зрения межъячейкового перемешивания, повышения энергонапряженности, верификации трехмерных и поячейковых кодов.

Пример измеренного вектора скорости в различных точках одной из ячеек сборки	Рис. 1. Основные элементы стенда ЛИС-А: 1 — сборка из имитаторов твэл, 2 — корпус, в котором размещена сборка, 3 — верхняя решетка, 4 — входной участок, 5 — участок визуализации, 6 — выходной участок

Коды нового поколения

      Уровень экономичности, безопасности и конкурентоспособности новых проектов АЭС впрямую зависит от уровня их научно–технического обоснования. Основные достижения теории и эксперимента используются при этом в виде сложных программных комплексов (расчетных кодов). Повышение точности расчетов приводит к снижению консервативности проектных решений, а значит к уменьшению стоимости блока при одновременном росте показателей безопасности. Современные расчетные коды позволяют существенно снизить сроки проектирования и отработки конструкции новых энергоблоков и, в конечном итоге, интенсифицировать атомное энергомашиностроение. Таким образом конкурентоспособность АЭС, во многом, определяется уровнем кодов, используемых для расчетов нейтронно-физических, теплогидравлических, прочностных процессов, переноса продуктов деления и т.д.
      В Европе 49 организаций из 13 стран уже девятый год координированно работают в рамках проекта NURESIM (NUclear REactor SIMulation) над созданием расчетного инструмента, позволяющего анализировать связанные нейтронно-физические, теплогидравлические, механические, физико-химические и другие процессы, включая распространение продуктов деления и их воздействие на окружающую среду. Особый упор делается на разработку методов расчета трехмерных многофазных процессов. Во Франции к 2010 г. планируется создать расчетный код NEPTUNE, превосходящий самые современные требования, с областью применения, далеко выходящей за рамки атомной энергетики. В проекте участвуют все организации, причастные к атомной индустрии: CEA (комиссариат), IRSN (надзорный орган), EDF (эксплуатирующая организация) и FRAMATOM (промышленность). Работа началась с определения перечня из 44 “критических” задач для существующих и перспективных РУ, решение которых практически невозможно без кодов нового поколения. Это в первую очередь:

• новые конструкции ТВС;
• обоснование продления срока службы;
• процессы повторного залива, включая “термошок” корпуса;
• критические тепловые потоки для ТВС произвольных геометрий;
• неравновесное взаимодействие пара с большими объемами жидкости в новых проектах АЭС с пассивными системами безопасности;
• гидроудары;
• вибрации трубок парогенераторов;
• механические нагрузки при двухфазном течении в запорно-регулирующей арматуре;
• кавитация;
• водно-химический режим в зоне и парогенераторах;
• процессы в контайнменте и др.

      Затраты на NEPTUNE – 6 млн евро (шесть миллионов евро) ежегодно. Проект активно поддерживается университетской и академической наукой. Необходимость развития кодов нового поколения связана в первую очередь с повышением точности теплогидравлических расчетов АЭС, снижением неопределенностей при обосновании безопасности. Эта потребность вызвана на Западе конкуренцией атомной энергетики с другими типами электростанций, что вынуждает постоянно проводить оптимизацию реакторов и систем безопасности в новых проектах АЭС, увеличивать топливный цикл, снижать эксплуатационные затраты и продлевать срок действия существующих АЭС. Отставание в области создания кодов нового поколения неизбежно повлечет за собой проигрыш и в конкуренции внутри мировой атомной энергетики: экспорт АЭС на мировой рынок будет практически невозможен, если обоснование их безопасности выполнено не на уровне самых строгих стандартов.
      Создание кодов нового поколения должно вестись по нескольким направлениям:

• эволюционное совершенствование существующих реалистических кодов, пополнение их новыми, в том числе 3–D моделями и численными схемами;
• совершенствование и расширение области применения имеющихся CFD-кодов, пополнение их моделями двухфазной гидродинамики;
• отработка новых физических моделей, подходов к замыкающим соотношениям и численным методам в рамках отдельных пилотных кодов;
• отработка новых методов проведения теплофизического эксперимента и средств измерений для создания моделей новых кодов и их верификации:
• создание компьютерных программных комплексов в качестве коммерческих кодов нового поколения.

      Существующие заделы в ОАО «ЭНИЦ»:

• сложившийся коллектив ЭНИЦ, результаты и опыт работы;
• выполненные работы (feasibility study), подтверждающие возможность создания кодов нового поколения и определившие основные направления первоочередных работ. Основные результаты опубликованы в ведущих российских и международных журналах;
• накопленный опыт использования западных современных кодов для анализа безопасности и оптимизации конструктивных решений для АЭС с РБМК и ВВЭР (например, расчетным путем, используя CFD-коды, показано, что количество водоуравнительных трубопроводов в РБМК можно сократить в 1,5 раза и т.д.);
• тесная связь с западными участниками проекта NURESIM, в том числе хорошие личные отношения и опыт плодотворной совместной работы в рамках международных проектов.

      Проект может быть реализован за 5 лет. Конечный результат – аттестация программного средства в Ростехнадзоре.

Теплогидравлика реакторов с водой сверхкритических параметров

      Совершенно очевидно, что атомная энергетика, также как и тепловая, будет развиваться по пути повышения параметров теплоносителя вплоть до сверхкритического давления (СКД), и соответственно существенного увеличения коэффициента полезного действия (КПД). Разработка легководного корпусного реактора с теплоносителем, находящемся при СКД – одно из 6 направлений международной программы GIF (Generation IV International Forum) по разработке реакторов четвертого поколения. Согласно этой программе, новые реакторы должны появиться на рынке производства энергии к 2030 году или даже раньше. Главная задача энергоблоков с СКД – производство дешевой электроэнергии.
      Сформулируем основные, достаточно очевидные преимущества атомных энергоблоков со сверхкритическими параметрами.
Значительный рост КПД — по различным оценкам до 40-45%, по сравнению с 32–34,5% для существующих легководных реакторов различных типов. Уменьшение на порядок расхода теплоносителя через активную зону. Это связано с ростом теплоемкости при СКД и возможностью значительного подогрева теплоносителя (до 270°С) в активной зоне (от 280°С на входе в АЗ, до 550°С на выходе), по сравнению с подогревом в 20–35°С, характерным для действующих LWR. Уменьшение расхода сопровождается снижением затрат энергии на прокачку теплоносителя. Кроме того уменьшается количество петель (до двух) и проходные сечения главных циркуляционных трубопроводов (в 2.5-3 раза), размеры запорно-регулирующей аппаратуры, мощность и размеры главных циркуляционных насосов и т.д.
      Существенно уменьшается масса теплоносителя в циркуляционном контуре вследствие значительного снижения средней плотности теплоносителя в активной зоне и уменьшения объема контура. Соответственно, при авариях с течью теплоносителя (LOCA) полная масса истекающего теплоносителя существенно меньше, что приводит к снижению силовых и тепловых нагрузок на контайнмент и позволяет значительно уменьшить его размеры, тем более, что нет необходимости размещать в контайнменте оборудование, отмеченное в следующем пункте.
      Отсутствие фазовых переходов при СКД приводит к отказу от использования парогенераторов, компенсаторов давления, циркуляционных насосов второго контура присущих PWR и сепараторов, устройств уменьшения влажности пара, систем контуров рециркуляции характерных для BWR и т.д. Таким образом, реакторную установку можно сделать прямоточной и одноконтурной, что существенно ее удешевляет.
      Отсутствует кризис теплообмена при кипении, ограничивающий удельную мощность АЗ.
      Практически отсутствует проблема водородной безопасности и соответствующие компоненты системы безопасности (рекомбинаторы, датчики водорода и т.д.) при использовании оболочек из никелевых сплавов или нержавеющих сталей.
Появляется возможность использовать малогабаритные высокоскоростные турбоустановки низкого давления, кроме того, появляется возможность снизить количество конденсаторов.
      Детальный анализ процессов в РУ СКД позволил составить предварительный перечень проблем и задач, которые необходимо решить для успешного внедрения концепции РУ с СКД:

• Развитие и верификация расчетных кодов.
• Критическое истечение.
• Теплообмен и гидродинамика в сборках, влияние дистанционирующих решеток.
• Переход из состояния с подкритическим давлением в состояние с СКД и обратно.
• Устойчивость в номинальных и переходных режимах.
• Естественная циркуляция при СКД.
• Влияние растворенных газов и примесей.
• Термоакустические колебания.
• Влияние дросселирования на входе.
• Повторный залив.
• Определение критериев приемлемости.
• Работа систем аварийной защиты.
• Схема регулирования (мощность-расход).
• Процессы в контайнменте.
• Система автоматического сброса давления.
• Радиолиз, влияние на ВХР.
• Вопросы прочности, выбор материалов.
• Раздутие оболочек твэлов при сбросе давления.

      В ЭНИЦ в 2007–2008 гг. выполнен тщательный анализ роли отмеченных проблем в номинальных, переходных и аварийных режимах, предложены пути их решения. Основные результаты исследований опубликованы в совместной с НИКИЭТ научной работе “Нерешенные проблемы тепло– и массобмена водоохлаждаемых реакторных установок со сверхкритическими параметрами теплоносителя” (Препринт ET–08/76). В ней обосновывается необходимость проведения определенных экспериментов. Для экспериментального обоснования РУ СКД предлагается использовать экспериментальную базу ОАО «ЭНИЦ».
      Первоочередными являются следующие работы.

• Модернизация стенда по исследованию критических расходов при аварийной разгерметизации циркуляционного контура ВВЭР-СКД.
  В ходе экспериментов исследуется истечение из труб с острой, конической и плавно изменяющейся кромкой при различных соотношениях L/d. Неизометричность теплоносителя моделируется с помощью двух емкостей, имеющих общую камеру смешения. Камера смешения соединяется трубопроводом с имитатором разрыва. Давление в емкостях одинаково и изменяется в диапазоне 23,0-27,5 МПа. Температура теплоносителя в емкости I 380-600 °С, в емкости II 200-380 °С. Между емкостями I и II и камерой смешения размещены гидравлические сопротивления переменной величины. В ходе экспериментов изменяется давление в установке, температура воды в емкостях, гидравлические сопротивления между емкостями и камерой смешения, между камерой смешения и местом разрыва. Измеряются величина расхода в разрыв, давление, температура и скорость в различных точках (емкостях, камере смешения, трубопроводе). В результате экспериментальных исследований и анализа данных будет разработана методика расчета критического истечения теплоносителя сверхкритических параметров, с учетом эффекта термической неравновесности теплоносителя; создана база данных для верификации системных теплогидравлических кодов.
• Создание стенда по измерению локальных характеристик теплообмена и гидродинамики в тепловыделяющих сборках с малым эквивалентным гидравлическим диаметром с учетом влияния дистанционирующих решеток.
  Необходимо изучить влияние геометрии (типа решетки) ТВС, диаметра твэлов, шага, типа дистанционирующей решетки, их расположения, осевой и радиальной неравномерности тепловыделения, скорости давления и температуры теплоносителя и т.д. В ходе экспериментов с использованием прецизионных методов измерения полей скорости и температуры (LDA, PIV и т.д. методы) планируется получить турбулентные характеристики переноса энергии и количества движения (импульса), которые необходимы для описания процессов тепломассообмена и верификации CFD-кодов (Computational Fluid Dynamics). Результатом выполненных экспериментальных исследований будут обоснованные предложения по оптимальным конструкциям ТВС и база данных для верификации системных теплогидравлических кодов, пучковых (поячеистых) кодов и кодов CFD класса. Эксперименты будут проведены при давлениях, температурах, паросодержаниях (недогревах) и скоростях, соответствующих параметрам ВВЭР-СКД в номинальных и аварийных процессах.
• Модернизация полномасштабного стенда ПСБ-ВВЭР для исследования контурной теплогидравлики и теплообмена применительно к номинальным переходным (включаю остановку и пуск) и аварийным режимам ВВЭР-СКД.
  В ходе модернизации стенд будет оснащен моделями систем безопасности и управления, присущими прямоточному одноконтурному реактору со сверхкритическими параметрами теплоносителя. Это в первую очередь система автоматического сброса давления, гидроемкости высокого давления, система аварийного сброса пара, аварийные гидроемкости с насосами высокого давления и т.д. Стенд должен быть оснащен запорно-регулирующей арматурой, рассчитанной на работу при СКД. Программа экспериментов основывается на матрицах верификации системных теплогидравлических кодов для расчета всех режимов ВВЭР-СКД. Такие матрицы должны быть разработаны в первую очередь. Эксперименты включают моделирование пусковых и переходных процессов, режимов LOCA-течи из холодной и горячей ниток разной интенсивности, реактивностных аварий, ATWS, снижения расхода и/или температуры питательной воды, несанкционированного закрытия главного парового клапана (перед турбиной) и т.д.
  
  

Перспективы использования кольцевых твэлов в атомной энергетике

      Конкуренция атомной энергетики с другими способами производства энергии требует снижения стоимости электроэнергии при сохранении или даже повышении уровня безопасности. Постоянно проводится оптимизация реакторных установок и систем безопасности, увеличиваются продолжительность топливной компании и глубина выгорания топлива, снижаются капитальные и эксплуатационные затраты, продлевается срок службы. Одним из привлекательных способов улучшения экономических показателей действующих и новых АЭС является повышение удельной (литровой) мощности, что позволяет производить больше энергии, не увеличивая корпус реактора.
      Традиционные твэлы работают в весьма напряженных условиях. Максимальная температура топлива в центре твэла (особенно в зоне максимального тепловыделения) очень высока (превышает 2200 °С), а среднее по твэлу значение температуры достигает величины 1300 °С. Отклонение режимных параметров от номинальных значений (снижение расхода, повышение мощности и т.д.) приводит к дальнейшему повышению температуры, что может привести к нарушению герметичности твэлов. Аккумулированная в топливе энергия определяет начальные условия протекания аварии с потерей теплоносителя (в частности, первый после разгерметизации контура пик температуры оболочки твэла полностью определяется запасенной в твэле теплотой) и тем самым оказывает существенное влияние на ее развитие и последствия. Кроме того, повышение температуры оболочки твэла из сплава циркония может привести к экзотермической химической реакции последнего с водой с выделением водорода и дополнительным ростом температуры твэла.
      Таким образом, интенсификация теплообмена в активной зоне с одновременным снижением аккумулированной теплоты – реальные пути повышения мощности и уровня безопасности АЭС. Это было осознано с самого начала развития атомной энергетики. Достижения в технологии изготовления топлива и оболочки твэлов позволили перейти на твэлы меньшего диаметра, тем самым увеличиваются число твэлов в тепловыделяющей сборке (ТВС) и поверхность теплообмена, снижается термическое сопротивление топлива. Так, при сохранении оптимального водно–топливного соотношения 1,7 для корпусных реакторов под давлением (PWR) и 2.0 для корпусных кипящих реакторов (BWR), число твэлов в ТВС PWR увеличено с 15x15 до 17x17 (при сохранении внешних размеров ТВС); для ТВС BWR осуществлялся переход от сборок 6x6 на 8x8, в настоящее время создаются сборки 9x9 и даже 10x10. Для ВВЭР–1 (1–й блок НВАЭС) и ВВЭР–2 (АЭС “Райнсберг”, ГДР) диаметр твэлов был 10,2 мм при шаге решетки 14,3 мм, в настоящее время в реакторах ВВЭР используются твэлы диаметром 9,1 мм при шаге 12,2 мм. В ходе работы над проектом ВВЭР–1500 рассматривался вариант ТВС с твэлами диаметром 7,6 мм.
      Однако дальнейшее уменьшение размеров твэла ограничено требованиями сохранения прочностных характеристик, например вибрационной стойкости, кроме того снижение диаметра твэла сопровождается снижением толщины оболочки – появляются проблемы коррозионного повреждения (в том числе фреттинг–коррозии) и механической устойчивости тонких оболочек. Таким образом возможности повышения удельной мощности водоохлаждаемых реакторов при использовании традиционных ТВС практически исчерпаны (достигнутая объемная мощность для PWR и ВВЭР составляет примерно 100–110 кВт/м3), поскольку требуют значительных дополнительных вложений в системы безопасности, что в свою очередь приводит к существенному удорожанию АЭС.
      Последние достижения в области разработки и производства материалов оболочек твэл и ядерного топлива позволяют реализовать эффективный метод значительного увеличения (до 50%) удельной мощности реакторной установки при одновременном повышении уровня безопасности. Он заключается в использовании кольцевых твэлов, в которых теплосъем осуществляется как с внешней, так и с внутренней теплоотдающих поверхностей, причем теплоноситель внутри твэла и снаружи движется в одном направлении.
      Идея использования кольцевых твэлов для ВВЭР, PWR и газоохлаждаемыхреакторов известна более 30 лет. Более того, она реализована на нескольких исследовательских реакторах и на Первой АЭС в Обнинске. Однако, до сих пор кольцевые твэлы не применяются в энергетических реакторах. Тем не менее, работы по научно-техническому обоснованию эффективности их использования активно ведутся в мире в последние 10 лет.Наиболее продвинутые результаты получены в Массачусетском технологическом институте (MIT). Работа выполнена под руководством Павла Хейзлара и МуджидаКазими. Заказчиком трехлетнего цикла исследований выступило Министерство энергетики США (DОЕ).
      В работах, кроме специалистов MIT, принимали участие исследователи из WestinghouseElectric, GammaEngineering, FramatomeANP S, Atomic­EnergyofCanada. Кроме того, значительный цикл теплогидравлических исследований выполнен в KAIST (Korea Advanced Instituteof Science and Technology).
      Переход от традиционных твэлов к кольцевым (при сохранении соотношения массы топлива и теплоносителя в зоне) практически удваивает поверхность теплообмена. При этом примерно в два раза снижается толщина топливного слоя. Это, учитывая теплообмен как с внутренней, так и внешней поверхности, приводит к четырехкратному снижению эффективного термического сопротивления топлива по сравнению с обычными твэл. На рисунке хорошо видно, что кольцевой твэл имеет существенно больший диаметр. Это вынужденное решение обеспечивает приемлемые условия охлаждения внутренней поверхности кольцевого твэл. Таким образом, разность между максимальной температурой топлива и температурой теплоносителя существенно понижается (примерно в 4 раза при сопоставимой мощности).

Схематическое изображение традиционного (слева) и кольцевого (справа) твэл

Кроме того, такое решение (кольцевые твэл) обладает дополнительными важными с точки зрения экономики и безопасности преимуществами перед традиционными ТВС:

• позволяет существенно (на 50%) увеличить удельную мощность РУ;
• существенно снизить максимальную температуру топлива (более чем на 1000 °С при увеличенной до 150% мощности РУ). Температура топлива уменьшается, т.к. более чем в два раза снижается толщина топливного слоя, кроме того, теплопроводность UO2 при снижении температуры растет;
• снизить энтальпию (запасенную энергию) топлива более чем в два раза, что повышает безопасность РУ при авариях с потерей теплоносителя и таким образом появится возможность оптимизации (уменьшения стоимости) систем безопасности.

      Снижение температуры топлива сопровождается снижением газовыделения в твэл и уменьшением механических напряжений в топливе, что приводит к увеличению выгорания топлива. Кроме того, существенно более низкие температуры топлива расширяют диапазон использования обратных связей между нейтронно-физическими и теплогидравлическими процессами в активной зоне, приводящих к снижению нейтронной мощности при росте температуры топлива и соответственно повышению безопасности РУ.
      Наконец первичный термомеханический анализ показывает существенное улучшение вибрационных характеристик ТВС. Это повышает долговечность конструкции активной зоны, что особенно важно в условиях увеличения расхода теплоносителя через активную зону (до 50%), аналогично росту мощности.
      Очевидно, что использование вышеперечисленных преимуществ новой конструкции твэл приводит к одновременному росту экономичности и безопасности АЭС.
      Однако для практического внедрения «трубчатых» твэл следует решить ряд проблем.
      Необходимо определить запасы до кризиса кипения на внешней и внутренней поверхностях теплообмена. Оптимизация ТВС должна быть направлена на выравнивание этих запасов, при этом величина запаса должна превышать значение 1.30. При определении запасов следует учитывать неравномерность энерговыделения в активной зоне по высоте и радиусу. Кроме того, в процессе эксплуатации за счет разбухания (swelling) и теплового расширения топлива изменяются толщины газовых кольцевых зазоров – внешний газовый зазор уменьшается, внутренний увеличивается. Это сопровождается перераспределением тепловых потоков, возрастает доля тепла, отводимого с внешней поверхности.
      Применение ТВС с трубчатыми твэл не должно приводить к существенному повышению перепада давления в активной зоне по сравнению с используемыми в настоящее время ТВС (при сопоставимых расходах теплоносителя).
Следует изучить поведение альтернативных ТВС с трубчатыми твэл в условиях повторного залива активной зоны. Необходимо предотвратить возможность возникновения значительных термомеханических напряжений в ТВС в случае неравномерного охлаждения, например в случае затрудненного проникновения жидкости во внутреннюю полость твэл.
      Необходимо изучить поведение ТВС при локальном кризисе на одной (скорее всего на внутренней) из поверхностей твэл.
Рост мощности сопровождается соответствующим увеличением расхода теплоносителя, поэтому, хотя вибрационные характеристики кольцевых твэл лучше, следует выполнить анализ поведения твэл и дистанционирующих решеток при повышенных в 1,5 раза скоростях теплоносителя.
      Повышение удельной мощности требует повышения обогащения топлива до 7-8%. Необходим цикл исследований по поведению такого топлива и его взаимодействию с оболочками твэл.
      Большая поверхность теплообмена в ТВС с трубчатыми твэл приводит к более интенсивной (в первый момент времени) генерации пара в зоне при аварии типа LOCA и соответственно к усилению влияния пустотного эффекта реактивности. Требуются нейтронно-физические и теплогидравлические исследования первой стадии LOCA для ТВС с трубчатыми твэл.
      Все сравнительные и оптимизационные расчеты должны проводиться при соблюдении двух условий:

• Соотношение между объемами топлива и замедлителя (воды) должно оставаться равным соответствующему значению для традиционных РУ.
• Рост энтальпии (подогрев) теплоносителя в активной зоне для РУ с традиционными и альтернативными ТВС должен быть одинаков.

      ОАО «ЭНИЦ» в инициативном порядке выполнил проработку конструкции ТВС с такими твэлами и владеет соответствующим патентом (Патент России 2220464 МКИ3G 21С3/00, 3/30, 3/32. Тепловыделяющая сборка / В.Н.Блинков, Э.А.Болтенко // Заявка №2002104121 от 20.02.2002. Открытия. Изобретения. 2003. №36).

База данных «Экологическая, технологическая и атомная безопасность предприятий, использующих в своей деятельности ядерные материалы, источники ионизирующих излучений, радиоактивные вещества и радиоактивные отходы»

      С 2008 года в ОАО «ЭНИЦ» разрабатывается база данных – в помощь руководителям и специалистам Предприятий, использующих в своей деятельности ядерные материалы, источники ионизирующих излучений, радиоактивные вещества и радиоактивные отходы. БД предназначена для систематизации, удобного поиска и использования законодательных, нормативных документов и стандартов в электронном виде, а также содержит лекции, презентации, компьютерные программы для подготовки и обучения персонала по экологической, технологической и атомной безопасности.
      В основе базы данных лежит множество материалов по следующим основным разделам:

• Материалы ОАО «ЭНИЦ»
• Руководящие документы
• Типовые инструкции и шаблоны
• Справочные материалы, интерактивные программы
• Обучающие программы «Дозиметрист»
• Дополнительные материалы Минтруда, Роспотребнадзора, Ростехнадзора, Росздрава и др.

База данных была создана для решения следующих основных задач:

• хранение информационных материалов, соответствующих тематике базы данных;
• накопление информации с возможностью расширения структуры БД;
• поиск в БД согласно тематике.

База данных обладает следующими основными чертами:

• состоит из единого файла формата MDB (один из форматов баз данных в MS Access);
• содержит все материалы во внедренном виде.

Документы в структуре БД распределены по направлениям, разделам и темам. Структура БД является расширяемой: могут быть добавлены новые элементы. Основными направлениями являются: атомное, экологическое, технологическое. Пример списка тем в разделе «Руководящие документы»:

• Федеральные законы
• Постановления Правительства РФ
• Нормы и правила
• Руководства и методики
• Государственные и отраслевые стандарты
• Перечни руководящих документов

К настоящему моменту база данных содержит более 510 Мб данных и продолжает разрабатываться далее.
БД имеет свидетельство Роспатента № 2009620055 от 22.01.2009г.

За справками и по вопросам приобретения БД обращаться по телефону: 8 (49643) 3-08-51
E-mail: kostyukov@erec.ru, belyakoff@erec.ru
Контактные лица: Беляков О.А., Костюков О.Е.

Проектирование электротехнического оборудования

      Отделение проектирования электротехнического оборудования специализируется на разработке технических и проектных решений, ориентируясь в основном на высокий уровень европейских технологий. Разработка проектов осуществляется с учетом применения как импортного, так и отечественного электротехнического оборудования. Деятельность отделения осуществляется в интеграции и тесном контакте с Московским АЭП, МОЭСК, Региональной энергетической консалтинговой компанией (РЭКК), ЗАО «ЭКОэнергопроект», ЗАО «РТсофт».
      Основные виды деятельности:

• разработка комплексных схем электроснабжения и их оптимизация;
• проведение изыскательских мероприятий в области электроснабжения;
• проектирование, конструирование и внедрение ОРУ, ЗРУ до 750 кВ для АЭС;
• проектирование, конструирование и внедрение трансформаторных подстанций 220/110 кВ для МОЭСК;
• выполнение комплекса работ по проектированию новых отдельно стоящих и встроенных РП, РТП, ТП, а также реконструируемых;
• проектирование ГРЩ, ВРУ, поэтажных распределительных щитов;
• проектирование кабельных линий 0,4–10 кВ;
• проектирование АСУТП, АСДТУ, связи, АСКУЭ;
• разработка, проектирование, конструирование и внедрение в производство АВР-0,4 кВ, ABP-10 кВ;
• изучение, технический анализ развития рынка энергопотребления и внедрение оборудования 0,4 кВ, 10 кВ, отвечающего условиям перспективного развития;
• осуществление авторского надзора.

       Проектирование многоуровневых систем электроснабжения или интеграция отдельных элементов в эти системы - сложная и трудоемкая инженерная задача, требующая знаний нормативной документации, конструктивных особенностей и эксплуатационных характеристик применяемого оборудования. Многопрофильная деятельность ОАО «ЭНИЦ» позволяет использовать актуальные технические характеристики применяемого оборудования и предоставить Заказчику проектное решение, основанное на технико-экономическом анализе различных вариантов построения систем электроснабжения с учетом требуемой надежности питания электроприемников.
      Внедрение систем автоматизации и диспетчерского управления на современной цифровой технике коренным образом повышает качество и надежность процессов производства, передачи и распределения электроэнергии.
      Реализация проектов обеспечивается на базе современных технологий фирм АВВ, Siemens:

• АСУ ТП станций и подстанций;
• АСДУ электрических сетей;
• АСУ электрической части электростанций.

       В результате оснащения энергообъектов системами автоматизации, микропроцессорными средствами противоаварийной автоматики и релейной защиты достигается существенный экономический эффект за счет оптимизации режимов производства, передачи и распределения энергии, предотвращения аварийных ситуаций и минимизации ущерба в случае их возникновения.
      В 2005–2008 гг. спроектированы объекты релейной защиты автоматики, подсистем АСУТП и учета электроэнергии для МОЭСК на базе средств:

• АВВ – ПС «Ново-Гоголево»;
• Сименс – ПС «Одинцово»;
• Шнайдер Электрик – ГТУ-ТЭЦ, ПС «Звенигород».
  

• Разработка технического задания на внедрение частот­но-регулируемого привода (ЧРП) на теплофикационной установке (ТФУ) второго энергоблока Смоленской АЭС;
• Разработка методических рекомендации по применению светодиодных светильников разрабатываемых и поставляемых на АЭС;
• Обоснование работоспособности в 18 месячном ремонтном цикле оборудования КИП и А энергоблока № 3 Калининской атомной станции;
• Разработка рабочей документации на замену выключателей СН 6 кВ типа ВЭМ-6 на элегазовые в рамках ПСЭ энергоблока № 1 Смоленской АЭС.
  
  

Переосвидетельствование комплекта имитаторов активной зоны ТВСА и ПС СУЗ,
поставляемых для проведения пуско–наладочных работ на энергоблоках с РУ В–320

      В соответствии с решением №КлнАЭС4Р-277к(04-09)2010 ОАО «Концерн Росэнергоатом» о применении на энергоблоке №4 Калининской АЭС имитационной зоны, использовавшейся для проведения ПНР на энергоблоке №2 Ростовской АЭС в ОАО «ЭНИЦ» было проведено переосвидетельствование данной имитационной зоны.
      Имитационная зона с имитаторами ТВСА и ПС СУЗ предназначена для испытаний на этапах циркуляционной промывки и обкатки оборудования первого контура реактора ВВЭР-1000 в период проведения пуско-наладочных работ на вновь вводимом блоке №4 Калининской АЭС, а также на других вновь вводимых блоках ВВЭР-1000 с РУ В-320 и может быть использована повторно только после проведения переосвидетельствования составных частей имитационной зоны:

• основных имитаторов ТВСА;
• имитаторов ТВСА с измерительными устройствами;
• имитаторов ПС СУЗ
  и связанных с ними измерительных систем на соответствие требованиям конструкторской документации с оформлением актов, а также проведения, при необходимости, ремонтно-восстановительных работ.

      Переосвидетельствование изделий имитаторов осуществляется путем:

• отмывки всех изделий от поверхностных загрязнений, удаление посторонних предметов из конструкции имитатора;
• визуального и инструментального контроля каждого изделия;
• проведения гидравлических испытаний (3 изделий) имитаторов ТВСА.
• переоснащения 3 вибродиагностических имитаторов ТВСА в соответствии с проектом СПНИ.

      Проведение ремонтно-восстановительных работ изделий имитаторов осуществляется по результатам отмывки и визуального и инструментального контроля путем:

• замены отбракованных элементов на изделиях имитаторов, выявленных после визуального и инструментального осмотра;
• изготовления недостающих имитаторов до восстановления полного комплекта имитационной зоны.

Подготовительные работы

      Для проведения работ по переосвидетельствованию имитационной зоны в ОАО «ЭНИЦ» в 2010 году был заключен договор № 2010/4/52 с ОАО «Российский концерн по производствуэлектрической и тепловой энергии на атомных станциях» филиала ОАО «Концерн Росэнергоатом» «Калининская атомная станция» от 13.10.2010 г. на «Техническое переосвидетельствование и проведение ремонтно-восстановительных работ по комплекту имитаторов ТВСА и ПС СУЗ, поставляемых для строительства блока №4 Калининской атомной станции»..
      В рамках данной работы на первом этапе были проведены следующие подготовительные работы:

• подготовлены площадки для складирования и хранения транспортно-упаковочных контейнеров (ТУК) с имитаторами ТВСА и ПС СУЗ.
• подготовлено помещение для проведения пере­осви­детельствования имитаторов ТВСА и ПС СУЗ в том числе:
  - площадка визуального и инструментального контроля;
  - площадка для проведения замера суммарного усилия сжатия пружин;
  - площадка для проведения очистки ИТВСА;
  - площадка временного хранения ТУК;
  - смонтирована отмывочная установка.
• установлено необходимое оборудование для проведения визуального и инструментального обследования:
  - кантователь;
  - агрегат компрессорный мембранный с комплектом газовых баллонов;
  - динамометр для проведения замера суммарного усилия сжатия пружин;
  - динамометр для проведения замера массы;
  - стапель;
  - кран мостовой.
• комплект имитаторов перевезен с площадки Ростовской АЭС на площадку ОАО «ЭНИЦ».

Панорамное фото установки
Установка для снятия динамометрических характеристик пружинного блока	Взвешивание
Имитаторы ТВСА до и после очистки
Элемент имитатора ТВСА до и после очистки
Технологическая схема установки по отмывке имитационной зоны 1 — реторта с раствором кислоты, 2 — реторта с питательной водой, 3 — реторта с раствором аммиака, 4 — водонагреватель, 5 — насос, 6 — бак-расширитель, 7 — распылитель воздуха, 8 — воздушный редуктор.

Результаты

       В процессе переосвидетельствования 162 имитаторов ТВСА и 57 имитаторов ПС СУЗ были проведены следующие работы:

• произведена отмывка имитаторов ТВСА и ПС СУЗ в 2% растворе трилона Б с добавкой 0,5% раствора лимонной кислоты при температуре 90 °С с последующим ополаскиванием в горячей питательной воде, затем нейтрализацией в растворе аммиака (0,5%) и ополаскиванием в чистой горячей (80–90 °С) питательной воде с последующей сушкой горячим воздухом, очисткой внутренних поверхностей (продувкой) сжатым воздухом и протиркой внешних поверхностей ТВСА спиртом;
• проведен визуальный осмотр на наличие:
  - механических повреждений (отпечатки, риски, забоины, царапины, заусенцы, смятие твэлов и ободов ДР, разрывы, вырывы и надрывы части ободов ДР);
  - механических повреждений головки, хвостовика;
  - загрязнений в виде пятен нагара;
  - посторонних предметов во внутренних полостях.
• проведен измерительный контроль габаритных, установочных и присоединительных размеров;
• сняты динамометрические параметры пружин головок имитаторов - суммарное усилие сжатия (Н) пружинного блока головки на перемещение головки на 22±0,1 мм;
• проведено взвешивание имитаторов ТВСА и ПС СУЗ.
• проведена проверка проходимости каналов ИТВС, в том числе центральной трубы калибром Ø 8,7?10 (-0,058) мм,
  длиной — 100?12 (-0,35) мм;
• проведена проверка имитаторов твэлов на наличие люфтов;
• проведен контроль входимости в стапель;
• упаковка в ТУК в том же порядке как были получены с Калининской АЭС, опломбирование и отправка на 4-й энергоблок Калининской АЭС;
• проведена обработка результатов переосвидетельствования с составлением:
  - карт измерений и дефектных ведомостей по каждому изделию;
  - перечня обнаруженных дефектов;
  - перечня выполненных ремонтно-восстановительных работ;
  - актов обследования.

       В 2010 году–первом квартале 2011 года работа завершена в полном объеме, при этом выполнены:

• отмывка всего комплекта имитационной зоны от железо-оксидных отложений;
• переоснащение 3 вибродиагностических ими­таторов ТВСА виброизмерительными датчиками (исполнитель ОАО ОКБ «Гидропресс»);
• гидравлические испытания 3 ИТВСА с целью проверки изменения КГС имитаторов после использования на Ростовской АЭС (исполнитель ОАО ОКБ «Гидропресс»);
• изготовление (до полного комплекта) недостающих изделий имитаторов ТВСА и ПС СУЗ;
• вся имитационная зона перевезена на Калининскую АЭС.
  

Режим отмывки имитаторов ТВСА и ПС СУЗ

Центр управления качеством

      Решение о создании Центра управления качеством на базе ОАО «ЭНИЦ» принято руководством ОАО «Концерн Росэнергоатом» и оформлено следующими распорядительными документами:

• Протоколом оперативного совещания у Генерального директора от 24.01.2011 № 3-оп.
• Протоколом заседания Директората ОАО «Концерн Росэнергоатом» от 04.03.2011 № ЦА/2-Д.
• Приказом «Об организации работы по управлению качеством в ОАО «Концерн Росэнергоатом» от 05.03.2011 № 262.

      Этими распорядительными документами Центру управления качеством ОАО «ЭНИЦ» определены следующие основные функции:

1. Разработка, внедрение и сопровождение корпоративной системы качества ОАО «Концерн Росэнергоатом» (руководство по качеству, общая программа обеспечения качества, обязательные процедуры системы качества, внутренние нормативные документы, показатели результативности).
2. Разработка отраслевых технических требований (ОТТ) по видам оборудования.
3. Контроль деятельности уполномоченных организаций (УО) выполняющих оценку соответствия в форме приемки оборудования, изделий, комплектующих, материалов и полуфабрикатов, поставляемых на атомные станции (участие в приемочных испытаниях, контроль выполнения работы УО на местах).
4. Проверки поставщиков, производителей оборудования, изделий, комплектующих, материалов и полуфабрикатов и участников конкурсных процедур, проводимых в соответствии с Единым отраслевым стандартам закупок Госкорпорации «Росатом» (включая разработку требований и проведение аудита на предмет соответствия этим требованиям).
5. Управление несоответствиями (сбор информации о дефектах, отказах в работе оборудования; сбор данных о несоответствиях, выявленных при проведении входного контроля; систематизация данных по номенклатурным группам, по последствиям, по заводам-изготовителям, подготовка мероприятий по их устранению, контроль реализации мероприятий, анализ эффективности мероприятий).
6. Анализ конструкторской документации на оборудование, изделия, комплектующие, поставляемые на атомные станции, на соответствие требованиям ОТТ, нормам и правилам в области использования атомной энергии, национальным стандартам, требованиям Заказчика).
7. Информационно-аналитическое обеспечение Центрального аппарата ОАО «Концерн Росэнергоатом», АЭС, ДЗО, инжиниринговых компаний (разработка и ведение базы данных по оборудованию, поставляемому на атомные станции).