Обзор подходов к выбору минимального давления гидравлических испытаний оборудования и трубопроводов АЭС
DOI:
https://doi.org/10.24160/1993-6982-2025-6-146-154Ключевые слова:
снижение давления, оборудование и трубопроводы, гидравлические испытания на прочность, атомная станцияАннотация
C целью определения возможности снижения давления гидравлических испытаний оборудования и трубопроводов АЭС РФ для снижения их повреждаемости в процессе эксплуатации проанализирована отечественная и зарубежная нормативная документация, регламентирующая процедуру и параметры проведения гидравлических испытаний, патенты и статьи, содержащие анализ и опыт проведения гидравлических испытаний в различных областях: атомной энергетике, нефтегазовой сфере, тепловых сетях и прочее. В ходе анализа демонстрируется, что в мировой практике используются различные подходы к выбору давления гидравлических испытаний оборудования и трубопроводов, которое в некоторых случаях меньшее чем на АЭС в РФ. Также существуют подходы и положительный опыт по снижению давления гидравлических испытаний на прочность. Таким образом, представленные в работе современные мировые тренды и тенденции подтверждают необходимость совершенствования действующей нормативной базы, регламентирующей параметры гидравлических испытаний на АЭС в РФ. Тенденции к оптимизации давления гидравлических испытаний подтверждают актуальность дальнейшего проведения работ, направленных на актуализацию методик расчёта параметров гидравлических испытаний. Актуализация нормативной базы РФ в части снижения давления гидравлических испытаний на АЭС позволит снизить повреждаемость оборудования и трубопроводов АЭС РФ.
Библиографические ссылки
1. НП-089—15. Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок.
2. ASME Boiler & Pressure Vessel Code Div. XI. Rules for Inservice Inspection of Nuclear Power Plant Components. N.-Y.: American Soc. Mechanical Engineers, 2023.
3. Multinational Design Evaluation Programme Techn. Rep. TR-CSWG-04. The Essential Performance Guidelines for the Design and Construction of Pressure Boundary Components. N.-Y.: Nuclear Energy Agency, 2015.
4. Multinational Design Evaluation Programme Techn. Rep. TR-CSWG-03. Fundamental Attributes for the Design and Construction of Reactor Coolant Pressure Boundary Components. N.-Y.: Nuclear Energy Agency, 2014.
5. Multinational Design Evaluation Programme Generic Common Position CP-CSWG-01. Common Position on Findings from Code Comparisons and Establishment of a Global Framework towards Pressure-Boundary Code Harmonisation. N.-Y.: Nuclear Energy Agency, 2013.
6. Zhen-Guo Zhang. The Important Reference Factors of Nuclear Vessel Hydrostatic Test. Shenzhen: Suzhou Nuclear Power Research Institute, 2016.
7. ВН 39-1.9-004—98. Инструкция по проведению гидравлических испытаний трубопроводов повышенным давлением (методом стресс-теста).
8. Федеральные нормы и правила в области промышленной безопасности. Правила безопасности в нефтяной и газовой промышленности. М.: Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору, 2020.
9. РД 153-34.0-20.522—99. Типовая инструкция по периодическому техническому освидетельствованию трубопроводов тепловых сетей в процессе эксплуатации.
10. Типовая инструкция по технической эксплуатации тепловых сетей систем коммунального теплоснабжения. М.: Государственный комитет Российской Федерации по строительству и жилищно-коммунальному комплексу, 2000.
11. ГОСТ 3845—2017. Трубы металлические. Метод испытания внутренним гидростатическим давлением.
12. Григорьев В.А., Пиминов В.А., Шарый Н.В. Обоснование возможности уменьшения давления и увеличения периода гидравлических испытаний первого контура РУ с ВВЭР // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: Сб. трудов IV Междунар. науч.-техн. конф. Подольск: ОКБ «Гидропресс», 2005. С. 87—100.
13. ОТР-Н.1234.03-235.14. Об изменении параметров гидравлических испытаний на прочность первого контура энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР-1000/В-320.
14. IAEA. Fundamental Safety Principles. Vienna, 2006.
15. IAEA. A Framework for an Integrated Risk Informed Decision Making Process. Vienna, 2011.
16. IAEA. Safety Assessment for Facilities and Activities. Vienna, 2016
17. Техническое обслуживание, надзор и инспекции при эксплуатации на атомных электростанциях. Вена, 2005.
18. Orynyak I. e. a. Justification of Hydraulic Test Pressure Reduction for Npps Primary Circuit Using Structural Reliability Approach // Proc. Structural Mechanics in Reactor Technol., Manchester, 2015. Pp. 1—10.
19. Orynyak I. e. a. Application of the Structural Reliability Methods for Justification of Pressure Reduction of Periodic Hydrostatic Test for Primary Circuit of NPP WWER-1000 // Proc. ASME Pressure Vessels and Piping Conf. Boston, 2015.
20. Orynyak I. e. a. The Method for Structural Reliability Estimation of the Heat Exchanger Tubes of Steam Generator of WWER NPPs // Proc. ASME Pressure Vessels and Piping Conf. Vancouver, 2016.
21. EPRI Topical Rep. TR-112657 Rev. B-A. Revised Risk-informed Inservice Inspection Evaluation Procedure. Palo Alto: Electric Power Research Institute, 1999.
---
Для цитирования: Потапов В.В., Кузьмин Д.А., Кузьмичевский А.Ю., Левченко Д.Д., Толкачев О.С. Обзор подходов к выбору минимального давления гидравлических испытаний оборудования и трубопроводов АЭС // Вестник МЭИ. 2025. № 6. С. 146—154. DOI: 10.24160/1993-6982-2025-6-146-154
---
Конфликт интересов: авторы заявляют об отсутствии конфликта интересов
#
1. NP-089—15. Pravila Ustroystva i Bezopasnoy Ekspluatatsii Oborudovaniya i Truboprovodov Atomnykh Energeticheskikh Ustanovok. (in Russian).
2. ASME Boiler & Pressure Vessel Code Div. XI. Rules for Inservice Inspection of Nuclear Power Plant Components. N.-Y.: American Soc. Mechanical Engineers, 2023.
3. Multinational Design Evaluation Programme Techn. Rep. TR-CSWG-04. The Essential Performance Guidelines for the Design and Construction of Pressure Boundary Components. N.-Y.: Nuclear Energy Agency, 2015.
4. Multinational Design Evaluation Programme Techn. Rep. TR-CSWG-03. Fundamental Attributes for the Design and Construction of Reactor Coolant Pressure Boundary Components. N.-Y.: Nuclear Energy Agency, 2014.
5. Multinational Design Evaluation Programme Generic Common Position CP-CSWG-01. Common Position on Findings from Code Comparisons and Establishment of a Global Framework towards Pressure-Boundary Code Harmonisation. N.-Y.: Nuclear Energy Agency, 2013.
6. Zhen-Guo Zhang. The Important Reference Factors of Nuclear Vessel Hydrostatic Test. Shenzhen: Suzhou Nuclear Power Research Institute, 2016.
7. VN 39-1.9-004—98. Instruktsiya po Provedeniyu Gidravlicheskikh Ispytaniy Truboprovodov Povyshennym Davleniem (Metodom Stress-testa). (in Russian).
8. Federal'nye Normy i Pravila v Oblasti Promyshlennoy Bezopasnosti. Pravila Bezopasnosti v Neftyanoy i Gazovoy Promyshlennosti. M.: Federal'naya Sluzhba po Ekologicheskomu, Tekhnologicheskomu i Atomnomu Nadzoru, 2020. (in Russian).
9. RD 153-34.0-20.522—99. Tipovaya Instruktsiya po Periodicheskomu Tekhnicheskomu Osvidetel'stvovaniyu Truboprovodov Teplovykh Setey v Protsesse Ekspluatatsii. (in Russian).
10. Tipovaya Instruktsiya Po Tekhnicheskoy Ekspluatatsii Teplovykh Setey Sistem Kommunal'nogo Teplosnabzheniya. M.: Gosudarstvennyy Komitet Rossiyskoy Federatsii po Stroitel'stvu i Zhilishchno-Kommunal'nomu Kompleksu, 2000. (in Russian).
11. GOST 3845—2017. Truby Metallicheskie. Metod Ispytaniya Vnutrennim Gidrostaticheskim Davleniem. (in Russian).
12. Grigor'ev V.A., Piminov V.A., Sharyy N.V. Obosnovanie Vozmozhnosti Umen'sheniya Davleniya i Uvelicheniya Perioda Gidravlicheskikh Ispytaniy Pervogo Kontura RU s VVER. Obespechenie Bezopasnosti AES s VVER: Sb. Trudov IV Mezhdunar. Nauch.-tekhn. konf. Podol'sk: OKB «Gidropress», 2005:87—100. (in Russian).
13. OTR-N.1234.03-235.14. Ob Izmenenii Parametrov Gidravlicheskikh Ispytaniy na Prochnost' Pervogo Kontura Energoblokov AES s RU VVER-1000/V-320. (in Russian).
14. IAEA. Fundamental Safety Principles. Vienna, 2006.
15. IAEA. A Framework for an Integrated Risk Informed Decision Making Process. Vienna, 2011.
16. IAEA. Safety Assessment for Facilities and Activities. Vienna, 2016
17. Tekhnicheskoe Obsluzhivanie, Nadzor i Inspektsii pri Ekspluatatsii na Atomnykh Elektrostantsiyakh. Vena, 2005. (in Russian).
18. Orynyak I. e. a. Justification of Hydraulic Test Pressure Reduction for Npps Primary Circuit Using Structural Reliability Approach. Proc. Structural Mechanics in Reactor Technol., Manchester, 2015:1—10.
19. Orynyak I. e. a. Application of the Structural Reliability Methods for Justification of Pressure Reduction of Periodic Hydrostatic Test for Primary Circuit of NPP WWER-1000. Proc. ASME Pressure Vessels and Piping Conf. Boston, 2015.
20. Orynyak I. e. a. The Method for Structural Reliability Estimation of the Heat Exchanger Tubes of Steam Generator of WWER NPPs. Proc. ASME Pressure Vessels and Piping Conf. Vancouver, 2016.
21. EPRI Topical Rep. TR-112657 Rev. B-A. Revised Risk-informed Inservice Inspection Evaluation Procedure. Palo Alto: Electric Power Research Institute, 1999
---
For citation: Potapov V.V., Kuz’min D.A., Kuz’michevskiy A.Yu., Levchenko D.D., Tolkachev O.S. Overview of Approaches to the Selection of Minimum Hydrostatic Test Pressure for Nuclear Power Plant Equipment and Pipelines. Bulletin of MPEI. 2025;6:146—154. (in Russian). DOI: 10.24160/1993-6982-2025-6-146-154
---
Conflict of interests: the authors declare no conflict of interest
