При эксплуатации атомных ледоколов одним из важнейших качеств является радиационная и ядерная безопасность. В случае максимальной проектной аварии выход радиационной среды во внешнюю среду должен быть ограничен требованиями, заданными в проекте судна. Степень герметичности защитных оболочек зарубежных и российских объектов характеризуют параметром «допустимая относительная скорость утечки массы испытательной среды (воздуха) при максимальной величине давления аварийной среды». Достигнутая относительная скорость утечки защитных оболочек реакторных отсеков ледоколов в 50 раз хуже российских атомных электростанций и в 100 раз хуже лучших зарубежных атомных объектов. Впервые в российском судостроении защитные оболочки новых проектов атомных ледоколов должны испытываться при избыточном давлении в четыре раза выше существующих значений (0,4 МПа вместо 0,1 МПа), а допустимая относительная скорость утечки, согласно требованиям Правил Российского морского регистра судоходства, уменьшится в 25 раз. В связи с этим становится актуальной задача повышения порога чувствительности контроля относительной скорости утечки массы воздуха и автоматизации технологии испытаний защитных оболочек атомных паропроизводящих установок в процессе строительства ледоколов новых проектов и других атомных объектов морской техники. В статье описаны способы повышения чувствительности контроля герметичности защитных оболочек судов с атомными паропроизводящими установками: применение способов контроля при помощи тарированных течей и калиброванных отверстий, анализ математических моделей традиционных способов контроля, применение автоматизированной системы контроля герметичности.
атомное судно, ледокол, герметичность, испытания, реакторный отсек, защитная оболочка
Фадеев Ю. П. РУ повышенной мощности для атомного ледокола «Лидер» / Ю. П. Фадеев, [и др.] // Труды Междунар. конф. по судостроению и океанотехнике (Санкт-Петербург, 6 - 8 июня 2016 г.). - СПб., 2016. - С. 170-173.
НД № 2-020101-112. Правила классификации и постройки атомных судов и плавучих сооружений. - СПб.: РМРС, 2018. - 158 с.
НД № 2-030101-014. Руководство по техническому наблюдению за постройкой атомных судов и плавучих сооружений, судов атомно-технологического обслуживания, изготовлением материалов и изделий. - СПб.: Российский морской регистр судоходства, 2017. - 60 с.
Воронин А. И. Сравнение точности традиционных способов контроля интегральной герметичности на основе метрологического анализа и математического моделирования / А. И. Воронин, В. М. Кузавков, В. В. Штайц // Сб. матер. 5-й Международной конф. по морским интеллектуальным технологиям «Моринтех-2003». - СПб., 2003. - С. 135-138.
Fleckenstein T. Nuclear Power Plant Olkiluoto 3-Containment Leakage Test Under Extreme Conditions / T. Fleckenstein // Atw. Internationale Zeitschrift fuer Kernenergie. - 2015. - Vol. 60. - Is. 1. - Pp. 22-24.
Аполлова А. В. Расчет протечек воздуха через неплотности в контейнменте атомных судов / А. В. Аполлова // Тр. Санкт-Петербургского государственного морского технического университета. - 2017. - № 4. - С. 3-10.
Пат. 2217721 Российская Федерация, МПК G 01 M 3/26, G 01 F 17/00. Способ определения объема и/или степени герметичности оболочек большого объема / А. И. Воронин, В. Д. Горбач, В. М. Кузавков, В. В. Штайц; заяв. и патентообл. Федеральное государственное унитарное предприятие Центральный научно-исследовательский институт технологии судостроения. - № 2002127697/28; Заявлено 15.10.2002; Опубл. 27.11.2003. - Бюл. № 33.
Пат. 2292536 Российская Федерация, МПК G 01 M 3/26, G 01 F 17/00. Способ определения объёма и/или степени герметичности замкнутой оболочки / А. И. Воронин, В. Д. Горбач, В. М. Кузавков, В. В. Штайц; заяв. и патентообл. Федеральное государственное унитарное предприятие Центральный научно-исследовательский институт технологии судостроения. - № 2005123942/28; Заявлено 27.07.2005; Опубл. 27.01.2007. - Бюл. № 3.
Cho C. S. Dependability enhancement of reactor containment in safety critical nuclear power plants / C. S. Cho, W. H. Chung, D. Gao, H. Zhang, S. Y. Kuo // Dependable Computing (PRDC), 2011 IEEE 17th Pacific Rim International Symposium on. - IEEE, 2011. - С. 129-134. DOI: 10.1109/PRDC.2011.24.
Cho C. S. Measurement and analysis of the leak tightness of reactor containment vessels: experiences and results / C. S. Cho, W. H. Chung, S. Y. Kuo // Nuclear Engineering and Design. - 2015. - Vol. 292. - Pp. 112-122. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2015.06.003.
Нефедьев Д. И. Система мониторинга состояния защитной оболочки энергоблока АЭС / Д. И. Нефедьев, М. С. Зверев, Д. А. Голованов // Датчики и системы. - 2011. - № 4. - С. 10-13.
Хлесткин Д. А. Испытания системы герметичных ограждений атомных электростанций на плотность / Д. А. Хлесткин. - М.: ИИКЦ «Эльф-3», 2004. - 80 с.
Веселков Вячеслав Васильевич - доктор технических наук, профессор
inbox@sstc.spb.ru. kaf_shipbuilding@gumrf.ru
ФГБОУ ВО «ГУМРФ имени адмирала С. О. Макарова»Рыдловский Владимир Петрович - кандидат технических наук, старший научный сотрудник
АО «Центр судостроения и судоремонта»Штайц Валентин Валерьевич - ведущий инженер технолог
АО «Центр судостроения и судоремонта»