Продление сроков эксплуатации энергоблоков ЛАЭС на основе исследования состояния и модернизации реакторных установок тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Ананьев, Александр Николаевич

• Ананьев, Александр Николаевич
• кандидат технических наук
• 2007

Оглавление диссертации кандидат технических наук Ананьев, Александр Николаевич

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ХАРАКТЕРИСТИКА ЛЕНИНГРАДСКОЙ АЭС КАК ОБЪЕКТА ПРОДЛЕНИЯ СРОКА ЭКСПЛУАТАЦИИ.

1.1. Характеристика энергоблоков.

1.1.1. Основные проектные решения и современное состояние.

1.1.2. Технико-экономические показатели работы энергоблоков.

1.2. Радиационная и ядерная безопасность.

1.3. Радиационные технологии и производство изотопов.

ГЛАВА 2.

НОРМАТИВНАЯ БАЗА. РАЗРАБОТКА КОНЦЕПЦИИ И ПРОГРАММ ПОДГОТОВКИ ЭНЕРГОБЛОКОВ К ПСЭ.

2.1. Основные нормативные и руководящие документы.

2.2. Концептуальные положения ПСЭ энергоблоков.

2.3. Разработка программ подготовки энергоблоков к продлению срока эксплуатации.

ГЛАВА 3. КОМПЛЕКСНОЕ ОБСЛЕДОВАНИЕ ЭНЕРГОБЛОКОВ №№1,2 И ОБЩЕСТАНЦИОННЫХ СИСТЕМ ДЛЯ ПСЭ.

3.1. Цель обследования. Разработка программ комплексного обследования и отчетов об их выполнении.

3.2. Общие результаты комплексного обследования.

ГЛАВА 4. МОДЕРНИЗАЦИЯ И ПОВЫШЕНИЕ УРОВНЯ БЕЗОПАСНОСТИ ЭНЕРГОБЛОКОВ.

4.1. Концепция модернизации энергоблоков.

4.2. Этапы модернизации.

4.3. Оценка уровня безопасности энергоблока, достигнутого в результате выполненной модернизации

4.4. Модернизация реакторных установок.

4.4.1. Исследование состояния технологических каналов и графитовой кладки.

4.4.2. Замена каналов и восстановление графитовой кладки реакторных установок.

4.4.3. Перевод реакторов РБМК-1000 на уран-эрбиевое топливо.

4.4.4. Внедрение СКУЗ-ВСО.

4.4.5. Модернизация КМПЦ.

4.4.5.1. Внедрение полномасштабной САОР.

4.4.5.2. Модернизация внутрикорпусныхустройств сепараторов пара и внедрение системы длительного расхолаживания.

4.4.5.3. Эффективность замены РГК и создание системы ПТЗ.

4.4.5.4. Внедрение безасбестовых уплотнительных материалов.

ГЛАВА 5. УПРАВЛЕНИЕ РЕСУРСОМ СИСТЕМ И ЭЛЕМЕНТОВ.

5.1. Деградация элементов энергоблоков АЭС с РБМК в процессе эксплуатации и управление старением.

5.1.1. Факторы и основные механизмы старения материалов элементов энергоблоков.

5.1.2. Доминирующие механизмы старения. Параметры технического состояния и его оценка.

5.1.3. Контроль и управление старением для обеспечения долговечности систем и элементов.

5.2. Методология и порядок управления ресурсом систем и элементов.

5.3. Контроль выработки проектного ресурса основного оборудования.

5.3.1. Регламентные режимы эксплуатации энергоблоков.

5.3.2. Фактические режимы эксплуатации и оценка выработки проектного ресурса основного оборудования.

5.4. Техническое обслуживание и ремонт. Эксплуатационный контроль.

5.4.1. Эксплуатационный контроль состояния металла элементов и оборудования СВБ.

5.4.2. Эксплуатационный контроль ТК, КСУЗ и графитовой кладки реакторов РБМК-1000.

5.5. Оценка остаточного ресурса и продление срока службы незаменяемых (невосстанавливаемых) элементов реакторных установок.

5.5.1. Металлоконструкции реакторных установок.

5.5.1.1. Краткое описание металлоконструкций.

5.5.1.2. Оценка остаточного ресурса металлоконструкций энергоблоков №1 и №2.

5.5.2. Графитовая кладка.

5.5.2.1. Описание графитовой кладки.

5.5.2.1. Деградация и параметры старения графитовой кладки в процессе эксплуатации.

5.5.2.3. Оценка остаточного ресурса графитовых кладок энергоблоков.

5.5.3. Обоснование работоспособности и ПСЭ строительных конструкций.

5.6. Оценка остаточного ресурса и продление срока службы тепломеханического оборудования и трубопроводов.

5.6.1. Методология продления срока службы (переназначения ресурсных характеристик) тепломеханического оборудования.

5.6.2. Разработка программ технического диагностирования.

5.6.3. Расчеты остаточного ресурса.

5.7. Реализация концепции «течь перед разрушением».

5.7.1. Основные положения концепции ТПР.

5.7.2. Внедрение концепции ТПР на энергоблоках №1 и №2.

5.7.2.1. Расчетное обоснование применимости концепции ТПР для элементов КМПЦ.

5.7.2.2. Разработка системы эксплуатационного контроля сварных соединений и основного металла трубопроводов и оборудования КМПЦ.

5.7.2.3. Внедрение полномасштабной системы обнаружения течи теплоносителя.

ГЛАВА 6. РАЗРАБОТКА И РЕАЛИЗАЦИЯ МЕРОПРИЯТИЙ ПО ЗАМЕНЕ ОБОРУДОВАНИЯ, ОБРАЩЕНИЮ С ОЯТ И РАО, ОБЕСПЕЧЕНИЮ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ПСЭ ЭНЕРГОБЛОКОВ.

6.1. Замена оборудования.

6.2. Обращение с ОЯТ при ПСЭ энергоблоков.

6.2.1. Система длительного хранения отработавшего ядерного топлива.

6.2.2. Анализ динамики заполнения хранилищ и обоснование возможности обеспечения временного хранения и вывоза ОЯТ при ПСЭ энергоблоков.

6.3. Обращение с РАО при ПСЭ энергоблоков.

6.3.1. Комплекс переработки жидких РАО.

6.3.2. Модернизация систем обращения с ЖРО.

6.3.3. Анализ динамики заполнения хранилищ и обоснование возможности обеспечения хранения и переработки ЖРО при ПСЭ энергоблоков.

6.3.3.1. Гетерогенные ЖРО.

6.3.3.2. Гомогенные ЖРО.

6.3.4. Система обращения с ТРО.

6.3.4.1. Кондиционирование ихранение ТРО.

6.3.4.2. Анализ динамики заполнения хранилища и обоснование возможности хранения ТРО в период дополнительного срока эксплуатации энергоблоков.

6.4. Радиационная безопасность в период дополнительного срока эксплуатации.

6.4.1. Система радиационного контроля.

6.4.2. АСКРО Ленинградской АЭС.

6.4.3. Оценка радиационной безопасности за прошедший период и при ПСЭ энергоблоков.

ГЛАВА 7. УГЛУБЛЕННАЯ ОЦЕНКА БЕЗОПАСНОСТИ ЭНЕРГОБЛОКА №1 И ЭКОНОМИЧЕСКАЯ ЭФФЕКТИВНОСТЬ ПРОДЛЕНИЯ СРОКОВ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЭНЕРГОБЛОКОВ ПЕРВОЙ ОЧЕРЕДИ Л АЭС.

7.1. Цели проведения углубленной оценки безопасности. Организация разработки и экспертизы ОУОБ

7.2. Состав ОУОБ.

7.3. Анализ проектных и запроектных аварий.

7.4. Вероятностный анализ безопасности.

7.5. Экономическая эффективность ПСЭ энергоблоков первой очереди ЛАЭС.

7.5.1. Исходные данные.

7.5.2. Технико-экономические показатели и оценка затрат.

7.5.3. Оценка эффективности ПСЭ.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Продление сроков эксплуатации энергоблоков ЛАЭС на основе исследования состояния и модернизации реакторных установок»

Энергетическая политика России предусматривает, что часть выработки электроэнергии в настоящее время и в перспективе должна обеспечиваться атомными станциями в растущих масштабах. В современной экономической ситуации это означает продолжение эксплуатации действующих АЭС с обеспечением приемлемого уровня безопасности.

Энергоблоки АЭС с реакторами РБМК-1000, вводившиеся в эксплуатацию, начиная с первой половины 70-х годов прошлого столетия, исчерпали или приблизились к исчерпанию назначенных 30-летних сроков службы. Вместе с тем факт надежной работы энергоблоков, анализ международного опыта, ситуация с отставанием ввода замещающих электрогенери-рующих мощностей и прогнозируемый дефицит энергообеспечения при выводе энергоблоков из эксплуатации позволяют утверждать, что продление срока эксплуатации энергоблоков технически возможно, экономически эффективно и чрезвычайно актуально.

Действительно, сооружение энергоблоков с реакторами нового поколения требует значительных капиталовложений, которые затруднительно изыскать. Некомпенсированный вывод энергоблоков Ленинградской АЭС из эксплуатации может обусловить рост тарифов на электроэнергию и негативным образом отразиться на общих показателях социально-экономического развития региона, не говоря уже о крайне негативных последствиях такого решения для персонала АЭС и населения города-спутника Сосновый Бор, для которого ЛАЭС является градообразующим предприятием.

Следовательно, постановка вопроса о ПСЭ энергоблоков Ленинградской АЭС является необходимой и правомерной.

Осуществление мероприятий, направленных на продление срока эксплуатации АЭС предусмотрено «Программой развития атомной энергетики Российской Федерации на 19982005 годы и на период до 2010 года», а также является важнейшей целью «Федеральной целевой программы «энергоэффективная экономика» на 2002-2005 годы и на перспективу до 2010 г.» (утверждены Постановлениями Правительства Российской Федерации №815 от 21.07.1998 г. и №796 от 17.11.2000г.) [1,2].

Для реализации ПСЭ требуется тщательная организация, научно-техническая и про-ектно-технологическая проработка комплекса необходимых мероприятий.

Из анализа имеющегося зарубежного опыта следует, что подготовку к ПСЭ необходимо начинать не позднее, чем за 5 лет до исчерпания их назначенного (проектного) срока службы. Это время требуется, чтобы провести комплексное инженерное обследование, оценку остаточного ресурса и на основе полученных результатов обосновать возможность продления срока службы систем и элементов, осуществить (а для Ленинградской АЭС -завершить) необходимую модернизацию энергоблоков.

Первым направлением работ по продлению срока эксплуатации энергоблоков, реализованным на ЛАЭС, явилась экономически оправданная модернизация основных систем и элементов энергоблоков в целях максимально возможного приведения их в соответствие требованиям современной нормативной документации по безопасности. Выполнение необходимой модернизации (включая замену выработавшего ресурс оборудования) является одним из условий возможности дальнейшей эксплуатации энергоблока АЭС.

Вторым направлением работ, проводимых на ЛАЭС при подготовке к ПСЭ, является обследование технического состояния и подтверждение на базе полученных результатов значений остаточного ресурса невосстанавливаемых элементов, систем, конструкций, зданий и сооружений энергоблоков, а также других элементов, замена которых нецелесообразна по экономическим соображениям.

Продолжение эксплуатации невозможно без получения соответствующих лицензий Ростехнадзора РФ на основе анализа и оценки уровня безопасности, что составляет суть третьего основного направления необходимых работ в обеспечение ПСЭ.

Углубленная оценка безопасности энергоблоков, включающая рассмотрение и изучение всех аспектов их эксплуатации, проводилась и проводится в соответствии с требованиями Ростехнадзора РФ и рекомендациями международных организаций. В соответствии с межправительственными соглашениями для проведения УОБ привлекались специалисты и научно-исследовательские организации США, Великобритании, Швеции и Финляндии.

Направления и объемы научных исследований, проектных, опытно-конструкторских и строительно-монтажных работ, а также методы выполнения тех или иных мероприятий для ПСЭ энергоблоков конкретизируются в рамках научно-технических Программ подготовки к ГТСЭ. Работы проводятся с привлечением предприятий Федерального агентства по атомной энергии (Росатома), других специализированных предприятий Российской Федерации: ФГУП «НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля», ФГУП «ГИ «ВНИПИЭТ», РНЦ «Курчатовский институт», ОАО «НПО ЦКТИ», ЦНИИ КМ «Прометей», ОАО «ВНИИАЭС», СГПИИ «ВНИПИЭТ» и др.

В 2003-2004 гг. были успешно завершены работы по продлению срока экплуатации энергоблока №1, близок к завершению проект ПСЭ энергоблока №2.

Цель данной дисертационной работы - обобщить опыт исследований, разработок и осуществления программ ПСЭ на первом и втором энергоблоках ЛАЭС, проанализировать их результаты, оценить эффективность и предложить рекомендации по реализации ПСЭ на других энергоблоках АЭС с реакторами РБМК-1000.

Личное участие диссертанта в работах по ПСЭ заключалось в следующем:

• разработка концепции и программ ПСЭ применительно к конкретным характеристикам энергоблоков ЛАЭС как объектов ПСЭ с учетом достигнутого уровня безопасности и современных нормативных требований;

• разработка мероприятий по модернизации энергоблоков и анализ их результатов (в первую очередь реакторных установок РБМК-1000);

• научно-методическое руководство работами по обследованию энергоблоков №1 и №2, анализ результатов обследования, проведение расчетных оценок ресурсных характеристик оборудования для обоснования возможности ПСЭ;

• оценка безопасности энергоблоков первой очереди и эффективности ПСЭ.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Ананьев, Александр Николаевич

Выводы

Крайне успешное завершение проекта УОБ-1 обусловлено в первую очередь атмосферой открытости, доверия и сотрудничества, поощряемой координационным комитетом, а также здоровыми рабочими взаимоотношениями между специалистами.

2of 3

УОБ-1 представляет собой подробную и всестороннюю оценку безопасности действующей АЭС, и может быть использован ЛАЭС для получения лицензии на долгосрочную эксплуатацию блока 1, Отчеты по УОБ будут периодически обновляться для обоснования безопасности энергоблоков ЛАЭС первого поколения. Средства оценки безопасности будут использоваться для контроля безопасности эксплуатации и при принятии решений о выполнении мер по повышению безопасности.

Выполнение УОБ-1 было взаимовыгодным для всех сторон. ЛАЭС получила своевременную поддержку в составлении всеобъемлющего, качественного пакета документов для представления в ГАН в рамках заявки на получение лицензии на долгосрочную эксплуатацию, а ее руководство - мощный инструмент для принятия решения о мерах по повышению безопасности. Западные партнеры углубили свои знания о конструкции, эксплуатации и управлении РБМК и об обязанностях российских институтов.

Перспективы для дальнейшего сотрудничества

По некоторым направлениям безопасности необходимо проведение дополнительных работ, в данный момент обсуждаются возможные способы их выполнения. Руководство ЛАЭС и Росэнергоатома, а также западные партнеры, имеют твердое намерение продолжать международное сотрудничество направленное на дальнейшее повышение ядерной и радиационной безопасности.

Steering Committee Chairman

Director Swedish International Project Nuclear Safety (SIP)

Jouko Marttila

Финляндия Radiation and Nuclear Safety Authority (STUK)

Department of Energy (USDOE)

Stephen Foyle

ВБ for the Department of Trade and Industry (DTI)

Россия

Главный инженер ЛАЭС

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. В работе дано научно-техническое и экономическое обоснование и приведены результаты продления срока эксплуатации энергоблоков первой очереди Ленинградской АЭС, сопровождавшегося повышением уровня их безопасности и расширением возможностей управления ресурсом систем и элементов. Изложены принципы, порядок организации и процедуры ПСЭ энергоблоков, включая выполненные работы по модернизации энергоблоков и углубленной оценке безопасности, приведены результаты работ по управлению ресурсом и продлению сроков службы элементов энергоблоков.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Ананьев, Александр Николаевич, 2007 год

1. «Программа развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998-2005 годы и на период до 2010 года», утвержденная Постановлением Правительства РФ №815 от 21.07.98 г.

2. Федеральная целевая программа «энергоэффективная экономика» на 2002-2005 годы и на перспективу до 2010 г., утвержденная Постановлениями Правительства Российской Федерации №796 от 17 Л1.2000г.

3. Лебедев В.И., Черников О.Г., Ананьев А.Н. и др. Продление срока эксплуатации энергоблоков Ленинградской АЭС. М.: ЗАО «Издательство Атомэнергоиздат», 2006.

4. ГОСТ 26291-84. Надежность атомных станций и их оборудования. Общие положения и номенклатура показателей. М.: Изд-во стандартов, 1984.

5. Федеральные нормы и правила НП-017-2000 «Основные требования к продлению срока эксплуатации блока атомной станции», введенные в действие Постановлением №4 Госатомнадзора России от 18.09.2000 г.

6. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ -88/97): ПНАЭ Г-01-011-97/М: Энергоатомиздат, 1998.

7. Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов АЭУ; ПНАЭ Г-7-008-89/ М: Энергоатомиздат, 1990.

8. Требования к составу комплекта и содержанию документов, обосновывающих безопасность в период дополнительного срока эксплуатации блока АС: РД-04-31-2001 /Госатомнадзор РФ. М.: 2001.

9. Положение по управлению ресурсными характеристиками элементов АС: РД-ЭО-0281 -01/ Концерн «Росэнергоатом», М.: 2001.

10. Типовая программа комплексного обследования блока АС для продления срока эксплуатации: РД-ЭО-0283-01/ Концерн «Росэнергоатом», М.: 2001.

11. Нормы расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов АЭС, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок. М.: Металлургия, 1973 г.

12. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов АЭУ: ПНАЭ Г-7-002-86. М.: Энергоатомиздат, 1989.

13. Оборудование и трубопроводы АЭУ. Сварные соединения и наплавки. Правила контроля: ПНАЭ Г-7-010-89. М.: Энергоатомиздат, 1991.

14. Лебедев В.И., Черников О.Г., Ананьев А.Н. и др. Повышение безопасности и продление срока эксплуатации энергоблока №1 Ленинградской АЭС: Итоговый отчет. М.: Концерн «Росэнергоатом», 2005.

15. Белянин Л.А., Лебедев В.И., Рязанцев Е.П. и др. Безопасность атомных станций с канальными реакторами. Реконструкция активной зоны. М.: Энергоатомиздат, 1997.

16. Белянин Л.А., Лебедев В.И., Шмаков Л.В., Скок Ю.Г. Безопасность атомных станций в изобретениях. М.: Энергоатомиздат, 1998.

17. Балдин В.Д., Петров А.А., Потапов А.А. Проблемы ресурса графитовой кладки реактора РБМК// Материалы НТС ЛАЭС «Создание концепции продления ресурса энергоблоков ЛАЭС», март 1997, г. Сосновый Бор.

18. Ананьев А.Н., Белянин Л.А., Еперин А.П., Лебедев В.И. и др. Безопасность атомных станций с канальными реакторами». М.: Энергоатомиздат, 1996.

19. Судаков А.В., Макушкин А.В. Деградация металла в условиях эксплуатации и типичные механизмы повреждения// Техническая диагностика и надежность атомных и тепловых электрических станций: Межведомственный сборник научных трудов, №2, СПб, 1999. С.36.

20. Коллинз Дж. Повреждение материалов в конструкциях. Анализ, предсказание, предотвращение. М.: Мир, 1984.: пер. с англ.

21. Положение по управлению ресурсными характеристиками элементов (систем) энергоблока Ленинградской АЭС: инв.№ЦН-234/ЛАЭС, 2001.

22. Основные положения определения остаточного ресурса и продления назначенных показателей трубопроводной арматуры АЭУ, РД-ЭО-СЮ76-97/ Концерн «Росэнергоатом». М.: 1997.

23. Методика оценки технического состояния и остаточного ресурса насосов типовых энергоблоков АЭС: РД-ЭО-0180-00/ Концерн «Росэнергоатом». М.: 2000.

24. Методика оценки технического состояния и остаточного ресурса трубопроводов энергоблоков АЭС: РД-ЭО-0185-00/ Концерн «Росэнергоатом». М.: 2000.

25. Методика оценки технического состояния и остаточного ресурса арматуры технологических систем энергоблоков АЭС: РД-ЭО-0190-00/ Концерн «Росэнергоатом». М.: 2000.

26. Методика оценки технического состояния и остаточного ресурса дизель-генераторных установок АЭС, РД -ЭО-0195-00/ Концерн «Росэнергоатом». М.: 2000.

27. Методика оценки технического состояния и остаточного ресурса сосудов энергоблоков АЭС. РД ЭО 0186-00/ Концерн «Росэнергоатом». М.: 2000.

28. Методика оценки остаточного ресурса графитовой кладки реактора РБМК-1000: РД ЭО 0362-02/ Концерн «Росэнергоатом». М.: 2002

29. Методика оценки технического состояния и остаточного ресурса каналов системы управления и защиты реактора РБМК-1000. РД ЭО 0476-03/Концерн «Росэнергоатом». М.: 2003

30. Методика технического диагностирования и продления проектного срока службы сосудов, теплообменников систем, важных для безопасности энергоблоков ЛАЭС с реакторами РБМК-1000. РД ЭО 0478-03/ Концерн «Росэнергоатом». М.: 2003

31. Типовые технические требования к методикам оценки технического состояния и остаточного ресурса элементов энергоблоков АС: РД 30-0141-98/ Концерн «Росэнергоатом». М.: 1998.

32. Технологический регламент по эксплуатации энергоблока №1 ЛАЭС с реактором РБМК-1000, инв.№0-3334/1 (инв.№0- 3181/1 для блока №2)/ЛАЭС, 2004 -2005гг.

33. Регламент технического обслуживания и ремонта систем важных для безопасности реакторной установки типа РБМК-1000 Ленинградской АЭС,инв.№0-4165/ЛАЭС, 2001

34. Типовой регламент технического обслуживания, проверок, испытаний и ремонта систем, важных для безопасности, на энергоблоках АС с реакторами РБМК-1000, инв.№ 16408б/с/11/ЛАЭС, 1992.

35. Типовая инструкция по эксплуатации производственных зданий и сооружений атомных станций: РД 30-0007-2005/ Концерн «Росэнергоатом». М.: 2005

36. Программа обеспечения качества при техническом обслуживании и ремонте оборудования и систем ЛАЭС (ПОК-ТОР): инв. №0-3778/ЛАЭС.

37. Программа обеспечения качества при эксплуатации, техническом обслуживании и ремонте производственных зданий и сооружений ЛАЭС (ПОК-ЭПЗС): инв. №0-4057/ЛАЭС

38. Типовая программа эксплуатационного контроля за состоянием основного металла и сварных соединений оборудования и трубопроводов систем важных для безопасности энергоблоков АЭС с РБМК-1000, АТПЭ-10-04/Концерн «Росэнергоатом. М.: 2005г.

39. Унифицированные методики контроля основных материалов (полуфабрикатов), сварных соединений и наплавки оборудования и трубопроводов АЭУ. М.: Энергоатомиз-дат, 1992.:

40. Типовой регламент эксплуатационного контроля материалов оборудования АС с реакторами РБМК-1000 и РБМК-1500: Инв. № Е210-2237/НИКИЭТ, М.: 1986 с дополнениями 1991 г.

41. Регламент эксплуатационного контроля технологических каналов, каналов СУЗ и графитовой кладки реактора РБМК-1000. Инв. №Е040-2703/ НИКИЭТ 1994.

42. Методика исследования технологических каналов (ТК) и каналов системы управления и защиты (КСУЗ) реакторов типа РБМК: инв. №23.4428М./ НИКИЭТ. М.: 1992.

43. Методика оценки технического состояния и остаточного ресурса металлоконструкций реактора РБМК-1000. РД ЭО 0234-00/ Концерн «Росэнергоатом». М.: 2000.

44. Руководство по оценке прочности и остаточного ресурса элементов металлоконструкций реакторов энергоблоков №№1 и 2 ЛАЭС: РД ЭО 0490-03/Концерн «Росэнергоатом». М.: 2003

45. Нормы расчета на прочность типовых узлов и деталей из графита уран-графитовых канальных реакторов: НГР-01-85/ИАЭ им.Курчатова НИКИЭТ. М.: 1985.

46. Судаков А.В., Лебедев В.И. Продление ресурса тепломеханического оборудования ЛАЭС//Техническая диагностика и надежность атомных и тепловых электрических станций: Межведомственный сборник научных трудов. СПб: 1999, №2, С.54.

47. Котлы стационарные и трубопроводы пара и горячей воды. Нормы расчета на прочность: ОСТ 108.031.08-85 ОСТ 108.031.10- 85. СПб: НПО ЦКТИ, 1993.

48. Методические указания по техническому диагностированию и продлению срока службы сосудов, работающих под давлением: РД 34.17.439-96. М.: 1996.

49. Положение о системе технического диагностирования паровых и водогрейных котлов промышленной энергетики. М: 1993.

50. Судаков А.В., Лебедев В.И., Иванов Б.Н. и др. Оценка остаточного ресурса энергооборудования ЛАЭС//Техническая диагностика и надежность атомных и тепловых электрических станций: Межведомственный сборник научных трудов. СПб: 1999, №2, С.47

51. Котлы стационарные паровые и водогрейные и трубопроводы пара и горячей воды. Метод оценки долговечности колен трубопроводов: РТМ 108.031.112-8. Л: 1981.

52. Металлы для турбин и теплообменного оборудования атомных электростанций. Рекомендации по выбору металлов. Общие технические требования: РТМ 108.020.15-86/ НПО ЦКТИ, Л.:1987.

53. Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок. Сварка и наплавка. Основные положения: ПН АЭ Г-7-009-89. М.: Энергоатомиздат, 1991.

54. Руководство по применению концепции безопасности «течь перед разрушением» к трубопроводам АЭУ: РД 95 10547-99, Р-ТПР-01-99. М.: ИЦП МАЭ, 1999.

55. Методика расчета трубопроводов АЭУ в рамках концепции «течь перед разрушением»: М-ТПР-01-93. М.: ИЦП МАЭ, 1993.

56. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций: ПНАЭ Г-1-024-90. М: Энергоатомиздат, 1990.

57. Рекомендации к содержанию отчета по углубленной оценке безопасности действующих энергоблоков атомных станций (ОУОБ АС). РБ-001-05/М.: Ростехнадзор, 2005

58. Экспертное заключение о безопасности эксплуатации энергоблока №1 Ленинградской АЭС в период дополнительного срока: инв.№ДНП-5-460-2003, утверждено зам. директора НТЦЯРБ Госатомнадзора России 15.12.2003.