Upload
hai-vuu
View
234
Download
4
Embed Size (px)
DESCRIPTION
testing material
Citation preview
1
II HỘI THẢO VỀ ĐAacuteNH GIAacute KHOcircNG PHAacute HỦY TRONG ĐẢM BẢO
CHẤT LƢỢNG CHẾ TẠO XAcircY DỰNG VẬN HAgraveNH VAgrave BAPR DƢỠNG
LOgrave PHẢN ỨNG NGHIEcircN CỨU
II1 HỘI THẢO THAacuteNG 5 NĂM 2015
Ngagravey 22 thaacuteng 5 năm 2015
II1 THAM LUẬN 1 ĐẢM BẢO VAgrave KIỂM SOAacuteT CHẤT LƢỢNG
(QAQC) NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN KS Đagraveo Duy Dũng
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2 Đảm bảo vagrave kiểm soaacutet chất lƣợng
(QAQC) nhagrave maacutey điện hạt nhacircnKS Đagraveo Duy Dũng
Hagrave Nội 22052015
Nhu cầu vagrave yecircu cầu chất lƣợng
bull Yếu tố chủ yếu đầu tiecircn trong mọi sản phẩm cocircng trigravenh cocircng nghiệp
- ISO 9000 thỏa matilden khaacutech hagraveng
bull Mức độ cao hơn nhiều trong lĩnh vực nănglƣợng hạt nhacircn an toagraven vagrave taacutec động to lớn
- ASME NQA-1KEPIC-Q ldquosecure safety and reliability and to enhance economical
efficiency and PUBLIC benefitrdquo
Slide 3
Slide 4
So saacutenh QA hạt nhacircn vagrave phi hạt nhacircn
1 Đặc trƣng hạng mục
Phi hạt nhacircn
- Nhỏ nhẹ
- Ngắn mỏng
Hạt nhacircn
bull Lớn nặng
bull Dagravei dagravey
So saacutenh QA hạt nhacircn vagrave phi hạt nhacircn
2 Phƣơng phaacutep chế tạo
Phi hạt nhacircn
bull Nhiều loại hạng mục
khaacutec nhau
bull Sản xuất khối lƣợng lớn
Hạt nhacircn
bull Hạng mục đơn chiếc
đặc thugrave
bull Số lƣợng nhỏ
Slide 5
Slide 6
So saacutenh QA hạt nhacircn vagrave phi hạt nhacircn
3 Thời hạn sản xuất
Phi hạt nhacircn
bull Theo giờ
Hạt nhacircn
bull Theo thaacutengnăm
So saacutenh QA hạt nhacircn vagrave phi hạt nhacircn
4 Xaacutec nhận chất lƣợng
Phi hạt nhacircn
bull Bởi nhagrave chế tạo
Hạt nhacircn
bull Bởi becircn thứ ba
2
Slide 7
Slide 8 So saacutenh QA hạt nhacircn vagrave phi hạt nhacircn
5 Phƣơng phaacutep Xaacutec nhận chất lƣợng
Phi hạt nhacircn
bull Chất lƣợng sản phẩm
Hạt nhacircn
bull Chất lƣợng sản phẩm
vagrave hồ sơ chất lƣợng
So saacutenh QA hạt nhacircn vagrave phi hạt nhacircn6 Mục điacutech hoạt động chất lƣợng
Phi hạt nhacircn
bull Thỏa matilden khaacutech hagraveng
Hạt nhacircn
bull An toagraven vagrave tin cậy
Slide 9
Slide 10
So saacutenh QA hạt nhacircn vagrave phi hạt nhacircn7 Yecircu cầu đaacutenh giaacute
Phi hạt nhacircn
bull Khocircng
Hạt nhacircn
bull Nhacircn lực Thiết bị
Qui trigravenh Quaacute trigravenh
QA hạt nhacircn - Đặc thugrave1 Goacutec độ kỹ thuật
- Khocircng thể aacutep dụng kiểm soaacutet chất lƣợng thốngkecirc
- Khoacute khăn khi sửa chữa qui mocirc lớn trong chế tạovagrave lắp đặt
- Aacutep dụng caacutec yecircu cầu kỹ thuật rất phức tạpkhoacutehiểu
- Ứng dụng caacutec cocircng nghệ vagrave chất lƣợng đatilde đƣợcchứng minh
(Đập Thủy điện Sơn La Mặt đường cầu Thăng Long)
- Sự tham gia nhiều becircn cơ quan hagravenh phaacutep tổ chức giaacutemđịnhđăng kiểm độc lập hellip
Slide 11
Slide 12
QA hạt nhacircn - Đặc thugrave
2 Goacutec độ quản lyacute
- Hệ thống vagrave chƣơng trigravenh QA phải đƣợc thiết
lậpTRƢỚC(Phong tragraveo ldquoISOrdquo của caacutec doanh nghiệp Việt Nam
những năm 2000)
- Yecircu cầu đaacutenh giaacute nhacircn lực quaacute trigravenh qui trigravenh vagravethiết bị
- Đaacutep ứng caacutec yecircu cầu phaacutep luật kỹ thuật vagrave hợp đồng
QA hạt nhacircn nội dung chiacutenh
kiểm soaacutet1 Thiết kế 2 Tagravei liệu mua baacuten 3 Hƣớng dẫn qui
trigravenh bản vẽ 4 Tagravei liệu 5 Mua baacuten 6 Nhậndạng hạng mục
7 Quaacute trigravenh8 Kiểm tra9 Thử nghiệm
10 Thiết bị đo kiểm 11 Mang xaacutech lƣu giữ vậnchuyển 12 Caacutec giai đoạn kiểm tra thử nghiệm vận hagravenh 13 caacutec hạng mục khocircng phugrave hợp 14 Hagravenh động khaacutec phục 15 Hồ sơ chất lƣợng 16 Thanh tra
Slide 13
Slide 14
QA hạt nhacircn
7 Kiểm soaacutet quaacute trigravenh
bull Caacutec quaacute trigravenh ldquolagravem việcrdquo ảnh hƣởng đến chấtlƣợng phải đƣợc kiểm soaacutet DesigningMachining Forming
bull Caacutec quaacute trigravenh đặc biệt đƣợc thực hiện bởinhacircn lực coacute trigravenh độ sử dụng caacutec tiecircu chuẩnqui trigravenh tiecircu chiacute aacutep dụng phugrave hợp với caacutec yecircucầu đặc biệt Welding Heat treatment NDEPressure Testhellip
Tiến sỹ NDT Level III Nguyễn Trọng
My
Chủ tịch Cocircng ty giải phaacutep kiểm định
Việt Nam1 Yecircu cầu về Kiểm tra vận hagravenh vagrave thực hiện
trong Nhagrave maacutey Điện Hạt nhacircn tại một số nƣớc(Nhật Hungary Phaacutep)
(Japan Hungary France)
2 Một số nhận xeacutet về Tiecircu chuẩn của Nga về thiết kế vagrave xacircy dựng NMĐHN về phƣơng diện PSI ISI vagrave NDT
Slide 15
Slide 16
Thạc sỹ Trần Ngọc Dacircn
Giảng viecircn cơ khiacute chế tạo
Đại học Baacutech khoa thagravenh phố HCM
bull Một số nội dung vagrave yecircu cầu cơ bản
về quaacute trigravenh hagraven trong xacircy dựng nhagrave
maacutey điện hạt nhacircn triacutech lược qui
phạm ASMEamp RCC-M
Tiến sỹ Trần Đại Phuacutec
nguyecircn chuyecircn gia an toagraven hạt nhacircn
EDF IAEA
Non-Destructive Tests Applied to Nuclear Power
Plant amp Unirradiated amp Irradiated Nuclear Fuels
3
Slide 17
Slide 18
Chuyecircn gia tập đoagraven chế tạo hạt
nhacircn
Mitsubishi Heavy Industries
bull NDT for Nuclear Power Plant in Japan
Thạc sỹ Nguyễn Lecirc Sơn NDT Level
III
Giaacutem đốc chi nhaacutenh NDE tại tp HCM
bull Một số trao đổi đề xuất về xacircy dựng tiềm lực
NDT phục vụ xacircy dựng vagrave quản lyacute nhagrave maacutey
điện hạt nhacircn đầu tiecircn ở Việt Nam
Slide 19 Đocircng đảo caacutec chyecircn gia latildenh đạo tổ
chức chuyecircn nghiệp NDT hagraveng đầu
Việt Nam
bull Trao đổi thảo luận
bull Thống nhất
bull Đề xuất Nhagrave nƣớchellip
II1 THAM LUẬN 2 MỘT SỐ TRAO ĐỔI ĐỀ XUẤT XAcircY DỰNG TIỀM LỰC NDT PHỤC VỤ XAcircY DỰNG VAgrave QUẢN LYacute NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT
NHAcircN ĐẦU TIEcircN Ở VIỆT NAM
TS Đỗ Thị Nguyệt Minh
Đại học Điện Lực
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2
TS Đỗ Thị Nguyệt Minh
Đại học Điện Lực
2252015
MỘT SỐ TRAO ĐỔI ĐỀ XUẤT XAcircY DỰNG TIỀM LỰC NDT
PHỤC VỤ XAcircY DỰNG VAgrave QUẢN LYacuteNHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN ĐẦU TIEcircN
Ở VIỆT NAM
Objective
Power Plants Operators want to operate their
plants
SAFELY (An toagraven)
RELIABLY (Tin cậy)
PROFITABLY (Hiệu quả)
as long as possible
Slide 3
Slide 4 To answer
Operating amp Life management plans aimed at
IMPROVING PERFORMANCE AND
REIABILITY
LOWERING ENVIRONMENTAL IMPACT
OPERATION COST REDUCTION
LIFETIME EXTENSION
Therefore it is necessary to develop and implement
PROCEDURES AND TECHNOLOGIES FOR EQUIPMENTS INSPECTION MATERIAL DEGRADATION DIAGNOSTICS AND PREDIC TION METHODS
ON-LINE CONDITION MONITORING SYSTEMS DATABASE IMFORMATION MANAGEMENT AND EXPERT SYSTEMS
APPROACHES TO MANAGEMENT PLANS FOR INVESTMENT DECISIONS
4
Slide 5
Slide 6 XAcircY DỰNG TIỀM LỰC NDT PHỤC VỤ XAcircY DỰNG VAgrave QUẢN LYacuteNHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN ĐẦU TIEcircN
Chuẩn bị thế nagraveo ƣu tiecircn Nhacircn lực
Hagravenh lang phaacutep lyacute
Đầu tƣ ƣu tiecircn Kỹ thuật phƣơng phaacutep
Thiết bị
Nghiecircn cứu phaacutet triển
helliphellip
Nhagrave nƣớc đầu tƣ vagraveo đacircu tại sao
phải đầu tƣ
(Trang thiết bị hagravenh lang phaacutep lyacute
RampD hellip)
DN khocircng muốn lagravem khocircng thể
lagravem khocircng đầu tƣ )
Đầu tƣ nhƣ thế nagraveo khacircu nagraveo
nội dung gigrave
NPP LIFE CYCLE
Slide 7
Slide 8 XAcircY DỰNG TIỀM LỰC NDT
PHỤC VỤ XAcircY DỰNG VAgrave QUẢN LYacute
NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN ĐẦU TIEcircN
Ở caacutec nƣớc NDT tuy khocircng phải thuần tuacutey lagrave caacutec kỹ
thuật hạt nhacircn nhƣng lại thƣờng cần thiết higravenh thagravenh vagrave
tồn tại phaacutet triển trong ngagravenh năng lƣợng nguyecircn tử
NDT coacute vai trograve quan trọng thực hiện chức năng hỗ trợ
quản lyacute về mặt kỹ thuật để đảm bảo an toagraven caacutec thiết bị
cocircng trigravenh hạt nhacircn ndash điện hạt nhacircn từ khi xacircy dựng cũng
nhƣ đảm bảo hoạt động an toagraven ổn định bền vững
ĐHN Việt Nam
CL năng lƣợng nguyecircn tử
Xacircy dựng Cocircng Nghiệp hạt nhacircn
Nhập cocircng nghệ chigravea khoacutea trao tay
Xacircy dựng NDT hƣớng đến phục vụ
Tự lagravem
Nhập
Slide 9
Slide 10 Hiện trạng Việt Nam
10 năm nữa
20 năm nữa
30 năm nữa
nhập hay chế tạo
Ocirctocirc xe maacutey
NDT khocircng thể taacutech rời sự phaacutet triển của caacutec ngagravenh khaacutec (chế tạo vật liệu điện tử tự động hoacutea hellip)
Trƣớc mắt vagrave tƣơng lai gần
USED PROCEDURES APPROVED BY THE MAIN
CONTRACTOR
NO EXPERIENCE IN CONSTRUCTION OF
NUCLEAR POWER PLANT SO THE QUALITY
ASSURANCE SYSTEM OF THE MAIN
CONTRACTOR WAS ADOPTED
-gt COacute KiẾN THỨC KiỂM TRA ĐAacuteNH GIAacute SỰ PHUgrave HỢP
HỢP CHUẨN CHUNG hellip
-gt NGHIEcircN CỨU TIgraveM HiỂU CAacuteC CHUẨN CAacuteC CHƢƠNG
TRIgraveNH TRA (MỸ PHAacuteP ΓOCT KOREA INDIAhellip )
Slide 11
Slide 12
Một số higravenh ảnh sử dụng NDT cho NPP ở caacutec nƣớc
Một số higravenh ảnh sử dụng NDT cho NPP ở caacutec nƣớc
VT
Slide 13
Slide 14
Một số higravenh ảnh sử dụng NDT cho NPP ở caacutec nƣớc
Một số higravenh ảnh sử dụng NDT cho NPP ở caacutec nƣớc
PT
5
Slide 15
Slide 16
Một số higravenh ảnh sử dụng NDT cho NPP ở caacutec nƣớc
ACT
Slide 17
Slide 18
UT
UT
Slide 19
Slide 20
PAU
KINH NGHIỆM KHOcircI PHỤC XAcircY DỰNG VAgrave
VẬN HAgraveNH LOtilde PHẢN ỨNG HẠT NHAcircN ĐAgrave LẠT
Xacircy dựng lắp đặt NDT Nhoacutem NDT khoảng 10 ngƣời
Supervisor XAXA LX
Tiecircu chuẩn LX
Quy trigravenh quy phạm LX
Thiết bị kiểm tra LX (RT UT hellip)
Thợ hagraven V1 Volodia Miron V2 VN
Quản lyacute khai thaacutec vận hagravenh NDT Sử dụng NDT
VT camera SA nhuacuteng Soi queacutet thagravenh lograve
Slide 21
Slide 22 NDT FOR NPP VIỆT NAM
PHƢƠNG PHAacuteP KỸ THUẬT
NDT cho NNP
NDT cho Cocircng nghiệp thocircng thƣờng
GIỐNG NHAU
Xacircy lắp thi cocircng PSI NDT thocircng thƣờng
NDT kỹ thuật cao (mới)
KHAacuteC NHAU ISI
ĐAtilde COacute
BỔ SUNG ĐẦU TƢ THEcircM
Slide 23
Slide 24 Quản lyacute Vận hagravenh Bảo dƣỡng Keacuteo dagravei tuổi thọ
Cấp pheacutep vận hagravenh dựa trecircn caacutec thocircng số kỹ thuật
chuẩn đoaacuten
NDT đặc thugrave (an toagraven bx tự động hoacutea hellip)
NDT kỹ thuật cao
NDT thocircng thƣờng
Đầu tư caacutec cocircng cụ NDT đặc thugrave - thường lagrave
kỹ thuật cao tự động hoacutea như caacutec kỹ thuật
kiểm tra ống dograveng điện xoaacutey (ETC) siecircu acircm
(IRIS) caacutec kỹ thuật chuẩn đoaacuten higravenh ảnh caacutec
kỹ thuật giaacutem saacutet tự động soi chụp (VT3
VT4)hellip
6
Slide 25
Slide 26 ĐẦU TIEcircN
CHUẨN BỊ HAgraveNH LANG PHAacuteP LYacute
ĐƢA NDT LAgrave COcircNG CỤ PHỤC VỤ XAcircY DỰNG VAgrave
QUẢN LYacute NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN ĐẦU TIEcircN
NDT COacute THỂ CHỦ ĐỘNG THAM GIA HIỆU QUẢ
VAgraveO CAacuteC QUAacute TRIgraveNH
SỬ DỤNG CAacuteC TIEcircU CHUẨN QUY CHUẨN TRONG
HAgraveNH LANG PHAacuteP LYacute CỦA ViỆT NAM
What
When
Where
How
How much
Why and
How much does it cost
TRAUcirc LOcircOslashI NtildeOumlOcircIumlC CAUgraveC CAAcircU HOUcircI
Slide 27
Slide 28
Kinh nghiệm Korea
Korea Electric Power Industry Code (KEPIC)
Korea Electric Power Industry Code (KEPIC)
A set of integrated standards applicable to the whole phases of design manufacturing installation testing operation and maintenanceof electric and power facilities such as transmission transformation distribution facilities as well as nuclear and fossil power plants so as to ensure their safety and reliability of those facilities
Slide 29
Slide 30 INDIA
One of the prerequisites for operating a nuclear power plant is to establish and implement the in-service inspection programme to examine plant structures systems and components for detecting and identifying possible deterioration and take remedial action
This guide provides necessary information to
assist organisationspersonnel participating in
the development and implementation of the in-
service inspection programme for nuclear
power plants to meet the requirements
specified in the Code of Practice on Safety in
Nuclear Power Plant Operation
(AERBSCO)
Slide 31
Slide 32 This guide has been prepared by specialists in the
field drawn from Atomic Energy Regulatory
Board Bhabha Atomic Research Centre
Nuclear Power Corporation of India Limited
and other consultants It has been reviewed by
the relevant AERB Advisory Committee on
Codes and Guides and the Advisory Committee
on Nuclear Safety
Canada
Slide 33
Slide 34
Scope of Responsibility in Inspections for NPPs
Welding Safety Management Review
Periodic Safety Management Review
Inspection by JNES
Periodic Inspection
On-the-spot Inspection
Pre-service Inspection
Fuel Inspection
Very Safety-Significant
Structures Systems
and Components are inspected
By NISA
Almost 85 items are
conducted by JNES
Inspection by NISA and JNES
Inspection by NISA
Fitness-for-Safety Inspection
Nhật
7
Slide 35
Slide 36
Chacircn thagravenh cảm ơn
II1 THAM LUẬN 3 YEcircU CẦU VAgrave TẬP QUAacuteN VỀ ISI CHO NHAgrave MAacuteY
ĐIỆN HẠT NHAcircN Ở MỘT SỐ QUỐC GIA
TS Nghiecircm Xuacircn Khaacutenh
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2
Yecircu cầu vagrave Tập quaacuten về
ISI cho nhagrave maacutey điện hạt nhacircn ở một số quốc gia
TS Nguyecircn Xuacircn Khaacutenh
Hội thảo NDT cho Nhagrave Maacutey Điện hạt nhacircn Việt Nam
Hagrave Nội 22052015
1
Nội dung
1 Hệ thống Tiecircu chuẩn vagrave Quy chuẩn liecircn quan đến ISI
NM ĐHN
2 Caacutec yecircu cầu về phaacutep quy đối với caacutec Tiecircu chuẩn vagrave Quy
chuẩn ISI
3 So saacutenh caacutec chƣơng trigravenh ISI
4 Một số Chƣơng trigravenh ISI chọn lọc
5 Một số thocircng tin về Tiecircu chuẩn thiết kế vagrave xacircy dựng NM
ĐHN của Nga về phƣơng diện PSIISI vagrave NDT
Slide 3
Slide 4
1 Hệ thống Tiecircu chuẩn vagrave
Quy chuẩn liecircn quan đến ISI
Luật
Tiecircu chuẩn
Quy chuẩn (Quy phạm)
Quy tắc
4
Luật Sắc lệnh của bộ Quy chuẩn kỹ thuật (Nhật)
bull Luật về quản lyacute nguồn phoacuteng xạ thanh nhiecircn liệu vagrave
lograve phản ứng hạt nhacircn
Quy chuẩn về caacutec thiết bị liecircn quan trực tiếp đến lagravem lạnh
tắt lograve vagrave về hệ thống chứa chất thải phoacuteng xạ
bull Luật điện lực
Quy chuẩn về cơ sở vật chất liecircn quan tới sản xuất điện
bull Caacutec Sắc lệnh vagrave thocircng baacuteo của caacutec bộ
Sắc lệnh METI 62 Tiecircu chuẩn kỹ thuật về
caacutec thiết bị phaacutet điện hạt nhacircn
bull Caacutec quy chuẩn kỹ thuật của caacutec hiệp hội kỹ thuật
Quy phạm JSME về caacutec thiết bị phaacutet điện hạt nhacircn
Slide 5
Slide 6
Hệ thống luật liecircn quan đến ISI
Caacutec luật của Chiacutenh phủ
Sắc lệnh của caacutec bộ
(Caacutec tiecircu chuẩn kỹ thuật)
Caacutec quy chuẩn kỹ thuật của caacutec Hiệp hocirci kỹ nghệ
Caacutec quy chuẩn kỹ thuật
của caacutec Hiệp hội kỹ nghệ
3
Luật
Sắc lệnh
Của caacutec bộ
(Tiecircu chuẩn kỹ thuật)
5
Luật Tiecircu chuẩn kỹ thuật vagrave Quy chuẩn JSME
Luật điện lực
Sắc lệnh METI No62
Quy phạm JSME
Caacutec quy tắc về FFS
(JSME S NA1)Quy tắc ISI Flaw Evaluation RRA
Quy phạm JSME
Caacutec quy tắc về Thiết kế
vagrave Xacircy dựng
(JSME S NC1)
Caacutec quy tắc về
Hagraven
(JSME S NB1)
8
Slide 7
Slide 8
6
Luật Tiecircu chuẩn kỹ thuật vagrave caacutec Quy chuẩn
Luật yecircu cầu caacutec chủ NM ĐHN phải
tuacircn thủ theo caacutec sắc lệnh của bộ
(tiecircu chuẩn kỹ thuật)
Sắc lệnh của bộ định rotilde caacutec tiacutenh năng
magrave caacutec thiết bị phải thỏa matilden
Caacutec hiệp hội kỹ thuật xacircy dựng caacutec
quy phạm thỏa matilden sắc lệnh của bộ
(Tiecircu chuẩn kỹ thuật)
Cơ quan quản lyacute xem xeacutet vagrave chấp nhận
aacutep dụng caacutec quy chuẩn của caacutec hiệp hội
Quy chuẩn của
hiệp hội
Kỹ thuật vagrave
định lƣợng
Khocircng phải về kỹ thuật
Magrave về luật phaacutep
Kỹ thuacirct
nhƣng
Luật định tiacutenh
MSắc lệnh
của bộ
(Tiecircu chuẩn
kỹ thuật)
Tiecircu chuẩn kỹ thuật vagrave caacutec quy tắc của Quy phạm
Caacutec yecircu cầu về tiacutenh năng của
Tiecircu chuẩn kỹ thuật
(1) Phograveng ngừa về gatildey dẻo
(2) Phograveng ngừa biến dạng lớn
(3) Phograveng ngừa hƣ hại do mỏi
(4) Phograveng ngừa uốn dọc
(1) Khocircng chấp nhận caacutec vết nứt coacute
thể gacircy đứt gatildey
(2) Khocircng chấp nhận caacutec vết nứt biecircn
do ứng xuất
(Định tiacutenh)
Quy phạm JSME về thiết kế vagrave Xacircy dựng
(1)Giới hạn của ứng xuất sơ cấp
(2) Giới hạn của ứng xuất sơ cấp vagrave thứ cấp
(3) Giới hạn hệ số sử dụng tiacutech lũy
(4) Giới hạn ứng xuất neacuten dọc trục
Quy phạm JSME FFS
(1)Caacutec quy tắc Kiểm tra vagrave đaacutenh giaacute
khuyết tật của caacutec bộ phận becircn trong lograveetc
(2) Caacutec quy tắc Kiểm tra vagrave đaacutenh giaacute caacutec
thagravenh phần C1 vv
(Định lƣợng)
7
Slide 9
Slide 10
8
2 Caacutec yecircu cầu về phaacutep quy đối với caacutec
Tiecircu chuẩn vagrave Quy chuẩn ISI NM ĐHN
Caacutec lograve HN đang hoạt động
Cơ sở phaacutep lyacute vagrave tập quaacuten
Caacutec tiecircu chuẩn quy chuẩn vagrave caacutec hƣớng dẫn
12
Bảng 1Caacutec lograve hạt đang hoạt động ở một số quốc gia
Quốc giaSố lograve phản ứng đang
hoạt độngKiểu lograve phản ứng
Năm đƣa vagraveo hoạt
động
Phần Lan 4 PWR (2)
BWR (2)
1977
Phaacutep 48 PWR (43)
GCR (4)
LMFBR (1)
1969
Nhật 34 PWR (16)
BWR (16)
GCR (1)
HWLWR (1)
1970
Hagraven 6 PWR (5)
PHWR (1)
1978
Mỹ 101 PWR (67)
BWR (33)
HTGR (1)
1961
Slide 11
Slide 12
12
Bảng 2YEcircU CẦU VỀ PHAacuteP QUY
Quốc gia Cơ sở phaacutep ly Cơ quan chịu traacutech nhiệm Caacutec quy định cơ bản
Finland Nghị định Phần Lan về bigravenh aacutep
lực caacutec văn bản phaacutep quy liecircn
quan đến hạt nhacircn
Trung tacircm Phần Lan về bức xạ
vagrave An toagraven hạt nhacircn (STUK) lagrave
cơ quan quản lyacute quốc gia về cơ
sở hạt nhacircn Họ cũng thực hiện
caacutec cuộc thanh tra theo quy định
của Nghị định về bigravenh aacutep lực
Caacutec hƣớng dẫn đƣợc
ban hagravenh bởi STUK
France
(1) Phaacutep lệnh 22674 quy định
liecircn quan đến caacutec quy định về
caacutec hệ thống (2) Caacutec quy định
an toagraven hạt nhacircn aacutep dụng cho
vaacuten đề an toagraven - Caacutec thagravenh
phần liecircn quan
Giaacutem saacutet đƣợc thực hiện bởi
Thanh tra caacutec cơ sở hạt nhacircn lớn
chịu traacutech nhiệm trƣớc Bộ trƣởng
Bộ Cocircng nghiệp (Trung tacircm dịch
vụ về an toagraven lắp đặt hạt nhacircn -
CSSIN) vagrave caacutec quan chức của
Trung tacircm dich vụ bảo vệ bức xạ
ion hoaacute Trung ƣơng Ngoagravei ra
cograven coacute cocircng taacutec thanh tra cocircng
nghiệp (Bộ Việc lagravem) giaacutem saacutet
của caacutec thiết bị aacutep lực
Caacutec hƣớng dẫn
12
Bảng 2YEcircU CẦU PHAacuteP VỀ QUY
Quốc gia Cơ sở phaacutep ly Cơ quan chịu traacutech nhiệm Caacutec quy định cơ bản
Japan
Đạo luật Cocircng nghiệp về điện Bộ Kinh tế Thƣơng mại Cocircng
nghiệp Nhật Bản (METI) Phograveng
Tiện iacutech cocircng cộng
JEAC-4205 dựa trecircn
ASME phần XI lagrave một
tiecircu chuẩn khocircng bắt
buộc
Korea Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
Caacutec nghị định thi hagravenh của
Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
caacutec
Quy chế tăng cƣờng của
Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
Bộ phận quản lyacute an toagraven điện hạt
nhacircn
Trung tacircm An toagraven hạt nhacircn của
Bộ Khoa học vagrave Cocircng nghệ
ASME Phần XI cho
PWR vagrave CSAN 2854
cho caacutec lograve phản ứng
Candu lagrave bắt buộc
USA Đối với caacutec quy định liecircn bang
Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
năm 1954 đƣợc sửa đổi bổ
sung năm 1974 Đối với Quy
chế nhagrave nƣớc thƣờng đƣợc bao
gồm trong caacutec đạo luật an toagraven
nồi hơi vagrave bigravenh aacutep lực của bang
Đối với Quy chế liecircn bang Ủy
ban điều tiết hạt nhacircn Hoa Kỳ
Trong caacutec bang Ủy ban quy tắc
Nồi hơi vagrave aacutep lực của bang đoacute
Tiecircu đề 10 của Quy
phạm liecircn bang trong
đoacute kết hợp ASME XI
Caacutec quy định về nồi hơi
vagrave bigravenh aacutep lực của caacutec
bang aacutep dụng Mục XI
của Quy phạm ASME
Bảng 2YEcircU CẦU VỀ PHAacuteP QUY (2)
Slide 13
Slide 14
12
Bảng 3QUY CHUẨN TIEcircU CHUẨN VAgrave HƯỚNG DẪN BỔ SUNG
QuỐC
gia
ASME
XI
ASME XI
Điều chỉnh
ISOIA
EA
Khaacutec Bắt
buuọc
Hƣớng dẫn bổ sung
vagrave Bigravenh luận
Korea
X
Cho caacutec
lograve PWR
N2854 cho
lograve Candu
- Hƣớng dẫn điều hagravenh của
Mỹ 114 bơm lagravem maacutet lograve
phản ứng PWR
USA X AppJ
10CFR50
Thocircng số kỹ
thuật Nhagrave
maacutey Nghị
định Thƣ
NRC ASME
III V IX
Coacute Hƣớng dẫn điều tiết của
Mỹ 114183 1150 vv
ASME Quy phạm riecircng
đƣợc liệt kecirc trong RG
1147 ANSI ASME D amp
Tiecircu chuẩn M cho thử
nghiệm chức năng baacuteo caacuteo
NUREG INPD vagrave tagravei liệu
EPRI
12
Bảng 3QUY CHUẨN TIEcircU CHUẨN VAgrave HƯỚNG DẪN BỔ SUNG (2)
QuỐC
gia
ASME
XI
ASME XI
Điều chỉnh
ISOIA
EA
Khaacutec Bắt
buuọc
Hƣớng dẫn bổ sung
vagrave Bigravenh luận
Finland X - Hƣớng dẫn bởi Bộ hƣớng
dẫn YWL do STUK phaacutet
hagravenh
France RSEM Khocircng
Japan ISI của Nhagrave
maacutey điện
hạt nhacircn
lagravem maacutet
bằng nƣớc
nhẹ-
JJEAC-
4205
Khocircng Kiểm tra siecircu acircm ISI caacutec
thagravenh phần của Nhagrave maacutey
điện hạt nhacircn lagravem maacutet bằng
nƣớc nhẹ vagrave kinh nghiệm
điều hagravenh- JAEG 4207
Slide 15
Slide 16
13
3 So saacutenh caacutec chƣơng trigravenh ISI
Xacircy dựng vagrave điều hagravenh chƣơng trigravenh
Một số chƣơng trigravenh ISI
Đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ
43
Bảng 4 Xacircy dựng vagrave điều hagravenh chƣơng trigravenh
Quốc gia Cơ quan chịu
traacutech nhiệm
phaacutet triển
Cơ quan xem
xeacutetphecirc duyệt
Thời gian Tần suất
điều
chỉnh
Nơi thực hiện
kiểm tra
Caacutec yecircu cầu về
baacuteo caacuteo
Nơi thực hiện
kiểm tra becircn
ngoagravei
Phần Lan Cocircng ty điện
lực
Trung tacircm
bức xạ vagrave An
toagraven hạt nhacircn
Phần
Lan(STUK)
Thời gian lagrave 4 năm
Đối với caacutec lograve phản
ứng thử nghiệm vagrave
kiểm tra vận hagravenh Thử
aacutep suất 8 năm Kết
cấu caacutec lograve phản ứng lagrave
4 amp 8 năm
Khi cần
thiết
STUK -
Kiểm tra lograve
phản
ứngbigravenh aacutep
lực
Caacutec baacuteo caacuteo
toacutem tắt đƣợc
gửi đến STUK
trong vograveng 3-
thaacuteng Sau khi
kết thuacutec kiểm
tra
Phaacutep Đơn vị vận
hagravenh
Trung tacircm
Dịch vụ về
an toagraven lắp
đặt nhiecircn liệu
hạt nhacircn
(SCSIN)
Giai đoạn đầu 2-5
năm Sau lƣợt tải đầu
tiecircn Khoảng thời gian
10 năm để hoagraven thagravenh
chƣơng trigravenh ISIS
Từng phần chƣơng
trigravenh ISIS đƣợc thực
hiện cho mỗi lần cung
cấp bổ sung nhiecircn
liệu
--- Đơn vị vận
hagravenh
Khocircng aacutep
dụng
Khocircng aacutep
dụng
9
Slide 17
Slide 18
43
Bảng 4 Xacircy dựng vagrave điều hagravenh chƣơng trigravenh (2)
Quốc gia Cơ quan chịu
traacutech nhiệm
phaacutet triển
Cơ quan xem
xeacutetphecirc duyệt
Thời gian Tần suất
điều
chỉnh
Nơi thực hiện
kiểm tra
Caacutec yecircu cầu về
baacuteo caacuteo
Nơi thực hiện
kiểm tra becircn
ngoagravei
Nhật
Bản
Cocircng ty điện
lực
Bộ Kinh tế
Thƣơng mại
Cocircng nghiệp
(METI)
Phograveng Tiện iacutech
cocircng cộng
Ban quản lyacute an
toagraven điện hạt nhacircn
10 năm Mƣời
năm một
lần
nhƣng
coacute sửa
đổi hagraveng
năm
Chủ sở hữu
cocircng trigravenh
hoặc đơn vị
nhagrave thầu
(Cocircng ty điện
lực khocircng
thực hiện
việc kiểm tra
nagravey)
Bộ Kinh tế
Thƣơng mại
Cocircng nghiệp
(METI)
Nhật Bản
Hagraven Quốc Viện Nghiecircn
cứu Năng
lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI
Viện Nghiecircn cứu
Năng lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI (ghi chuacute 3)
bộ phận QA
10 năm Mỗi lần
dừng
kiểm tra
Viện Nghiecircn
cứu Năng
lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI bộ
phận NDT
--- Viện Nghiecircn
cứu Năng
lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI bộ
phận QA
Mỹ Plant owner
Chủ nhagrave
maacuteycocircng trigravenh
nhacircn viecircn vagrave nhagrave thầu
của NRC caacutec phograveng
thiacute nghiệm quốc gia
vagrave nhagrave thầu cấp Nhagrave
nƣớc chỉ xem xeacutet
(khocircng thực hiện việc
phecirc duyệt)
10 năm Khoảng
thời gian
120 thaacuteng
Chủ nhagrave
maacuteycocircng trigravenh
hoặc nhagrave thầu
Coacute baacuteo caacuteo caacutec
kết quả kiểm tra
hagravenh động khắc
phục
Ủy ban điều
tiết hạt nhacircn
NRC cấp liecircn
bang hoặc becircn
thứ 3
43
Bảng 5 Phacircn loại caacutec thagravenh phần cho ISI
Quốc
gia
Phacircn Loại Cơ sở để phacircn loại Lựa chọn thagravenh phần trong caacutec chủng loại
Phần
Lan
Tƣơng tự
với chuẩn
ASME
chƣơng XI
Tƣơng tự với chuẩn
ASME chƣơng XI
Tập trung đặc biệt vagraveo những bộ phận cấu thagravenh trong
đoacute sự xuất hiện những sai soacutet khuyết tật lagrave coacute thể xảy
ra nhất Vigrave vậy trong việc lựa chọn caacutec thagravenh
phầnhạng mục kiểm tra trong hệ thống đƣờng ống của
caacutec cơ sở lograve phản ứng (BWR) caacutec tiecircu chiacute chọn lựa
chiacutenh lagrave caacutec yếu tố liecircn quan đến sự tải khiacute hơi kết cấu
vagrave caacutec điều kiện đoacuteng goacutep vagraveo quaacute trigravenh ăn mograven do
ứng suất chuyecircn gia vật liệu
Phaacutep An toagraven
bậc 123
Đƣợc đƣa ra RCC-P
ldquoquy tắc thiết kế vagrave
xacircy dựng nhagrave maacutey
điện hạt nhacircn 900
MWe PWRrdquo Cơ sở
để phacircn loại khocircng
sẵn coacute
Thể tiacutech B của thiết bị an toagraven bậc 1 (RSEM) aacutep dụng
cho bigravenh chứa duy trigrave aacutep lực tạo necircn hệ thống chiacutenh
(CPP) của NSSS Mạch chiacutenh bao gồm bể lograve phản ứng
toagraven bộ bể chứaống mạch kết nối với bể lograve phản ứng
vagrave hệ thống đƣờng ống kết nối với bể chứaống mạch
đến sơ đồ hỗ trợ của NSSS lecircn phiacutea trecircn vagrave bao gồm
van caacutech ly thứ 2 van an toagraven vagrave van giảm aacutep
Slide 19
Slide 20
43
Bảng 5 Phacircn loại caacutec thagravenh phần cho ISI
Quốc
gia
Phacircn Loại Cơ sở
để phacircn
loại
Lựa chọn thagravenh phần trong caacutec chủng loại
Nhật Tƣơng tự
ASME loại
123
Tƣơng tự
ASME
loại
123
Kinh nghiệm vận hagravenhđiều hagravenh JEAC 4205 sự phacircn
bố đồng đều caacutec điểm kiểm tra khả năng tiếp cận coacute
hay khocircng một thagravenh phần coacute thể đƣợc coi lagrave đại diện
Hagraven
Quốc
ASME loại
123 cho
PWRs
ASME
loại 123
cho
PWRs
IWA 2000 thiệt hại nghiecircm trọng tại caacutec nhagrave maacutey khaacutec
Caacutec khuyến nghị của Caacutec Tổ chức Quốc tế Caacutec chỉ
dẫn quy định của Hoa Kỳ
Mỹ ASME XI Quy tắc
126 vagrave
ASME
XI
ASME XI
43
Bảng 6 Phạm vi kiểm tra đối chiếu với ASME XI
Quốc
gia
Hệ
thống
lạnh sơ
cấp
Bộ
phận
Becircn
trong
lograve
phản
ứng
RH
R
EC
CS
Hệ
thống
tải
nhiệt
Hệ
thống
nƣớc
lagravem maacutet
phục vụ
an toagraven
Chacirct
thải
phoacuteng
xạ
Bảo
trigrave
chức
năng
Caacutec bộ
phận
hỗ trợ
Ghi
chuacute
Phần
Lan
X X X X X X NA NA X
Phaacutep X X X X X X NA X X
Nhật X X X X X X X X
Hagraven X X X X X X X X X
Mỹ X X X X X X X X X
Slide 21
Slide 22
43
Bảng 7 ĐAgraveO TẠO VAgrave CẤP CHỨNG CHỈ
Quốc
gia
Tiecircu
chuẩn
SNT-TC-
1A
Chuẩn
ASNT
sửa đổi
Khaacutec Yacute kiến
Phần
Lan
X Tiecircu chuẩn chuyecircn mocircn Nordtest Bậc I vagrave II
(Hệ thống Unicert)
Phaacutep X Theo hệ thống 3 cấp độ đƣợc kiểm soaacutet vagrave quản
lyacute bởi cộng đồng NDT Phaacutep Confrend
Nhật X Chƣơng trigravenh độc lập đƣợc quản lyacute bởi Ủy ban
tiecircu chuẩn chuyecircn mocircn nhacircn sự NDT của
JSNDT Noacute coacute ba cấp độ tƣơng ứng với tiecircu
chuẩn ASNT
Hagraven
Quốc
X Đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ nhacircn viecircn kiểm định
lagrave yecircu cầu đối với NDT cấp I II III theo SNT-
TC-1A vagrave caacutec chƣơng trigravenh KAERI QA
43
Bảng 7 ĐAgraveO TẠO VAgrave CẤP CHỨNG CHỈ (2)
Quốc gia Tiecircu chuẩn
SNT-TC-1A
Chuẩn ASNT sửa
đổi
Khaacutec Yacute kiến
Mỹ XASME XI chấp nhận tiecircu chuẩn SNT-TC-1A nhƣ một hệ thống cơ bản về
yecircu cầu kiểm tra đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ nhacircn sự tham gia cocircng việc kiểm
tra khocircng phaacute hủy
Trong quaacute trigravenh đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ nhacircn sự đƣợc thực hiện bởi ngƣời
quản lyacute cơ sở hoặc đại lyacute hoặc ASNT caacutec yecircu cầu về điều lệ sẽ quy định rotilde
traacutech nhiệm của ngƣời quản lyacute cơ sở về cocircng việc cacircp chứng chỉ nhacircn sự vagrave
mức độ đầy đủphugrave hợp của nội dung chƣơng trigravenh về tiecircu chuẩn nhacircn sự
Caacutec yecircu cầu bổ sung đƣợc đƣa ra trong phần nội dung chiacutenh vagrave phụ lục của
chuẩn ASME XI vagrave caacutec quy định lựa chọn đƣợc đề rotilde trong caacutec chuẩn bổ
sung
Phụ lục bắt buộc IV cung cấp thecircm caacutec yecircu cầu về trigravenh độ dựa trecircn hiệu
suất trigravenh diễn nhƣ lagrave một bổ sung đaacuteng kể cho caacutec hƣớng dẫn ASNT
Chuẩn bổ sung N-409 cung cấp caacutec yecircu cầu thay thế cho caacutec thủ tục vagrave trigravenh
độ nhacircn viecircn để phaacutet hiện siecircu acircm vagrave định cỡ của vết nứt ăn mograven ứng suất
liecircn hạt trong mối hagraven đƣờng ống Austenit
Chuẩn bổ sung nagravey đaacutenh giaacute tiecircu chuẩn chuyecircn mocircn dựa trecircn chứng minh
hiệu suất với caacutec thủ tục kỳ thi tiecircu chuẩn nhƣ lagrave một bổ sung đaacuteng kể cho
việc kiểm tra thực tiễn thocircng thƣờng
Slide 23
Slide 24
44
Chƣơng trigravenh ISI ở Hungary
bull Hungary coacute 4 lograve VVER-440 Model 213 đƣợc xacircy dựng vagraveo năm 1983-
amp 1987
bull Coacute Luật năng lƣợng nguyecircn tử
bullCơ quan Năng lƣợng nguyecircn tử Hungary (HAEA) quản lyacute
bullTổng giaacutem đốc HAEA phecirc chuẩn caacutec Hƣớng dẫn cho caacutec phƣơng
phaacutep thực tế trong việc thực hiện Quy chế an toagraven hạt nhacircn
bullLograve phản ứng VVER loại đƣợc thiết kế phugrave hợp với caacutec quy tắc vagrave tiecircu
chuẩn Liecircn Xocirc cũ Những tagravei liệu nagravey đatilde đƣợc phaacutet triển thực tế độc lập
từ caacutec lograve PWR nhƣng caacutec nguyecircn tắc chiacutenha n toagraven tƣơng tự nhƣ
nhau
bullChƣơng trigravenh ISI hiện tại của Hungary khaacutec biệt cả về cấu truacutec vagrave caacutec thocircng số kỹ thuật so với ASME XI
44
bull chƣơng trigravenh ISI của Hungary bao gồm ba thagravenh phần chiacutenh
bull Định kỳ NDE
bull Kiểm tra kết cấu
bull Kiểm tra aacutep lực hệ thống
bull Kiểm tra kết cấu tƣơng đƣơng với kiểm tra trực quan VT-3 loại trong
ASMEXI
bull Toagraven bộ chƣơng trigravenh (Phần Một) bao gồm 10 chƣơng cho 10 bộ phận
quan trọng về an toagravenm bao gồm
bull Lograve phản ứng
bull Bồn bể aacutep lực
bull Caacutec thagravenh phần becircn trong RPV
bull Đƣờng ống lagravem lạnh chiacutenh SG
bull Hungary đang chuyển đổi ISI cho phugrave hợp với
Chƣơng trigravenh ISI ở Hungary
Slide 25
Slide 26
44
bull Một trong những khaacutec biệt lớn nhất giữa ISI NDE Hungary vagrave ASME XI
nằm ở sự khaacutec biệt về khaacutei niệm của caacutec tiecircu chuẩn chấp nhận
bull Tại Hungary nhƣ một hệ quả của việc aacutep dụng caacutec phƣơng phaacutep tiếp cận
của Liecircn Xocirc đaacutenh giaacute UT đatilde đƣợc dựa trecircn sự so saacutenh giữa biecircn độ từ
mẫu vagrave biecircn độ của mẫu đối chứng
bull Coacute sự khaacutec biệt lớn trong caacutec tham số thử nghiệm aacutep lực
bull Giaacute trị aacutep suất hiện đang đƣợc sử dụng ở Hungary lagrave cao hơn so với
caacutec giaacute trị đƣợc đƣa ra bởi ASMEXI
bull Sự khaacutec biệt lớn nhất kiểm tra định kỳ cho thủy lực thagravenh phần Class
1 sau mỗi chu kỳ kiểm tra bốn năm aacutep lực thử nghiệm vocirc cugraveng cao
bull Cả chƣơng trigravenh khung ISI NDE quy trigravenh vagrave Tiecircu chiacute đaacutenh giaacute dều
khocircng coacute thocircng tin rotilde ragraveng cho những tigravenh huống khi NDE vagrave caacutec kết quả
kiểm tra vƣợt quaacute tiecircu chiacute chấp nhận Họ chỉ noacutei rằng trong trƣờng nagravey sẽ
coacute một Ủy ban về sự khocircng phugrave hợp sẽ quyết định
Chƣơng trigravenh ISI ở Hungary
44
bull Chƣơng trigravenh ISI đoacuteng vai trograve quan trọng trong chƣơng trigravenh QAQC
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
bull Caacutech thức xacircy dựng vagrave thực thi chƣơng trigravenh ISI của caacutec nƣớc coacute sự khaacutec nhau đaacuteng kể cả về bề rộng vagrave chiều sacircu
bull Rất nhiều nƣớc chấp nhận hoagraven toagraven hoặc dựa trecircn Quy phạm
ASME XI
bull Nhiều nƣớc phaacutet triển chƣơng trigravenh ISI riecircng cho nƣớc migravenh
bull Một số nƣớc chấp nhận ngay caacutec tiecircu chuẩn của nhagrave thiết kế vagrave
cung cấp cho mỗi loại nhagrave maacutey khaacutec nhau
bull Chƣơng trigravenh ISI cần đƣợc xacircy dựng ngay từ khi thiết kế NM
bull Để coacute thể xacircy dựng chƣơng trigravenh ISI hiệu năng cho migravenh Việt Nam
cần tham khảo kỹ caacutec Chƣơng trigravenh ISI của caacutec nƣớc trecircn thế giới
Thay cho lời kết
10
Slide 27
44
Xin caacutem ơn
II1 THAM LUẬN 4 NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO
NUCLEAR POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
TS Trần Đại Phuacutec
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2
1
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Summary
1 INTRODUCTION
2 INSPECTION IN SERVICES OF NSSSrsquoS IMPORTANT COMPONENTS
3 NDT APPLIED TO UN-IRRADIATED NUCLEAR FUEL
4 NDT APPLIED TO IRRADIATED NUCLEAR FUEL
a Fuel rod
b Fuel assembly
5 CONCLUSION
Slide 3
Slide 4
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
1 INTRODUCTION
All NSSS are subjected to the in service surveillance program Regulations
For the NDT
- Components subjected to the in service surveillance
- Qualification of the NDT control processes (specified in the Standards related to Mechanical components of the NSSS)
The Regulations do not get in detail the controls to be effectuated on different mechanical systems (principles requirements)
The operator establishes the maintenance program for each component (fabrication processes risk analysis experimental feedback analysis)
The maintenance comprises Two types
a National Program Applicable to all NPP in general for each controlled zone
- Description of the controlled zone (material welding possible defects)
- Proposed control method amp control periodicity
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
b Particular Programs
Applicable for all NPP they are under the responsibility of the NPP Director
- These programs related to each NPP get into detail amp point-out for each
controlled zone
+ NDT control process
+ Zone reference amp its extend
+ Precedent control date
+ Organism to effectuate the control
Slide 5
Slide 6
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
2 INSPECTION IN SERVICES OF NSSSrsquos IMPORTANT COMPONENTS
A Extended Control Pressure vessel (16)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (26)
11
Slide 7
Slide 8
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (36)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (46)
Slide 9
Slide 10
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (56)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (66)
Slide 11
Slide 12
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELSB The Current control methods
Surface amp Volume Methods
- Visual amp Televisual methods rarr Surface
- Sipping rarr Surface
- Magnetoscopy rarr Surface
- Eddy Current rarr Surface + ldquoVolumerdquo
- Ionizing radiation rarr Volume
- Ultra-sonic sound rarr Volume
Objectives
- Before the put in service of the installation Complete Initial
visit
Establish a precise map of defect leave behind at fabrication
amp are considered as minor non-conformance in order the
dimensions of such defects could be served as references for the
ulterior visits (according to the ISO-9000 standard)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
In SERVICE During the complete visit or periodical visits
- Find-out new defects resulting the normal operating or
incidental or to verify there are no evolution of the such defects
mentioned above
- To fulfil the above statement
The control methods must have
- A good resolution
- An excellent reproductibility (detect an evolution of the
defect amp to be able to compare)
- Allow a clear interpretation of the results (to make a
decision with minimum incertitude on the pursuing of
the normal or particular operation or have to be
repared)
Slide 13
Slide 14
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Concretly
One must detect amp characterize the defects (dimensions orientation identification of nature amp origin)
Analysis of the consequence by integrating results of appropriated calculations
Choice of control method
No universal control methodrarr To be taken into account
- Defect characteristics (fabrication process or degradation mechanism)
- Orientation position of the defect in the material or at surface static defect or continued evolution
- Characteristics of examined zone (material nature geometry)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
- Degradation risk rarr Importance of means to be deployed to develop the
method which is depended on the importance of the risk in the considered
degradation zones and their consequences
Three Types of control methods qualification
- General qualification Applicable on important safety components
where the degradation mechanisms are identified amp are taken into account
amp no particular defects have been revealed (defects initiated by fatigue
corrosion )
- Specific qualification Applicable to all the safety components at
which defects have been detected (ex risk of thermal fatigue fissure on
RHRS inner plating at reactor of the PVS )
Slide 15
Slide 16
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Conventional qualification Applicable to zones of components important
to safety at which there is no identified degradation mechanisms
In case of lack of qualification amp emergency rarr Expertise examinations
Numerous examination categories
Visual examination To control the no defect on components or
systems (CRC screw supports man-hole loose parts damage )
With camera endoscope with image recording
- Inner plate of PVS Pressurizer man-hole Bottom penetration of
the PVS (objectives deposits (boron corrosion) surface degradation or
defects)
Televisual expertise examination To detect fissure initiated by SCC (Ex
Internal adaptators in Inconel 600 of PVS head)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Examples SG Tubes (crakings deformations chocks )
12
Slide 17
Slide 18
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On-site examination of SG tubes by Camera
- Camera Head
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Observed internal surface defects
- a) b) Fissure at stud
- c) b) at laboratory
Slide 19
Slide 20
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Examination of extracted SG tubes plugs
-Mechanic plug Advanced transversal cracking
at inner surface
Notch transversal cracking at
inner surface
Longitudinal notch cracking at
inner surface
Longitudinal notch cracking at
external surface
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Dismountable plugs
Slide 21
Slide 22
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Expertise of
Instrumentation
Inconel 600 connection
on Pressurizer
Place amp schema
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Localization amp aspect of cracking
At external surface At internal surface
Slide 23
Slide 24
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
SCC of centering pins Inconel 750 On-site US tests
Upper core structure US controls
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding wear of control rods
Slide 25
Slide 26
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Fuel assembly Cladding wear
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
EC sensors EC Principle
13
Slide 27
Slide 28
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
PVS In Service Inspection Machine
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
SG Tubes Eddy Current
Slide 29
Slide 30
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Inconel 600 Zones SCC on Low Support Plate
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
3 NDT APPLIED TO UN-IRRADIATED NUCLEAR FA
Fuel Rod
- Control of welding
porosities undercuts by radiography
D gt 040mm (99)
D gt 045mm (100)
Rejected all e lt 99 (e = 047mm)
under-penetration is difficult to detect by radiography
Slide 31
Slide 32
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Tungsten inclusion Tungsten is more absorbent to X rays than does
Zircaloy it is due to the welding electrode
Rejected 100 tungsten inclusion of Dgt 025 mm
In the Seal-Weld-pot Absence of metallic liaison or defects
(porosities) are considered as under-penetrations
The clean weld bead must be gt 0510 mm
under-penetration
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
- Film kodak M or Geveart D2
- Shot distance 07 to 1 m
- Pause time 2 to 3 min
- Power 200kV to 300 kV
- 3 views 120
- Image quality 032 mm must be visible
Efficiency curve for welding radiography
of fuel rods for porosities
Slide 33
Slide 34
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Automatic control of fuel cladding US Sound
Objective
- To detect
External diameter
Internal diameter
thickness
US immerged gages
emits wave at water
zircaloy
- De by the time spacing depart
impulsion of the first arrival echo on the tube with the same emitted by the symetrical US gage
- Thickness by the time spacing imput impulsion in the tube and to the reflexion from the inner surface
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding tube control of 4 standard defects
Slide 35
Slide 36
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding control band
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Control of Grid Spacers Pressure amp Strain gages
14
Slide 37
Slide 38
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Final control of fuel assembly
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Fuel rod Enrichment control by Gamma Scanning
Control effectuated through the cladding
Only measurement a discrimination of radiation between the U235 amp U238
allows industrial rhythm (a fabrication chain products from 3 to 4 km of
fissile material per day)
Most of all the world (except China) utilizes the delay gamma consequence
of the activation of the U235 by a thermal flux of neutrons
Essential of measured delay gamma comes from Krypton 91 (T= 10s) and
different isotopes of Barryum (T~ 3 to 5s)
Each fuel rod pass through all lts length)
- first in neutron beam zone
- after behind one (or several) gamma detector(s)
Slide 39
Slide 40
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history of each pellet could be resume such as
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history responds to the equation such as
A = k[(NσfOslash)37 x1010] x (1 ndash e-λθ) x e-λt
Where A = activity (Cigram)
N = atom number of U235
σf = fission absorption of U235
Oslash = thermal neutron flux
θ = activation time
t = fuel rod transfert time
λ = radioactive constant
The measuring of ƒAdt is proportional to N atom U235 by unit length
of the fissile column (and not to the enrichment)
all variation of the speed V of the fuel rod transfer will affect on the
measuring of θ t amp dt (dVDVlt 10-3)
Slide 41
Slide 42
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Principle
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
4 NDT APPLIED TO IRRADIATED NUCLEAR FUELToday LWR have reached a remarkable high level of manufacturing
quality and operational reliability However fuel rod failures do occur
causing a release of fission products (FP) into the PCS
The release of FP is a complex function of plant operational
characteristics and can occur in several different ways
-A slow or sudden release of the fission gases during the process
of clad perforation
- A steady release of FP through existing clad perforation during
power operation
- Fission spiking during shutdown start-up rapid power changes
and coolant depressurization
- A moderately increasing release rate during non-steady
operation of the plant
Slide 43
Slide 44
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Since NPP have licensing limits for the release of volatile FP to the
environment (off-gas limits) detailed monitoring of the development of clad
failures is necessary by the operators
During reactor operation FP concentration amp the ratio between different
FP nuclides in the PCS are only the indicators of the fuel clad failures
Therefore the only means for detecting fuel clad failures on-line are
- Monitoring the coolant amp off-gas activity concentration or
- Measuring the flux of delayed neutrons emitted by some short-
half-life FP
After shutdown various sipping techniques are available to identify
defective fuel assemblies or fuel rods
An US inspection technique allows to pinpointing of failed fuel rod within
an assembly
For defect testing of individual fuel rod after withdrawal from the
assembly an EC technique can be applied
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
General survey of the procedure of defect surveillance
During operation
Monitoring of PCS amp off-gases PF activity
Location of defective fuel assembly within the core
Control assembly manoeuvre amp activity monitoring
During or after refuelling
Identification of defective fuel assemblies by sipping
(partially or complete reactor core)
Identification of defective fuel rods within the fuel assembly
- visual inspection outer row fuel rods
- US testing
- Withdrawal of individual fuel rods
- EC defect testing
Slide 45
Slide 46
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping test facility-fluid system schematic All sipping techniques make use of the fact
that a rise in temperature caused by decay heat
drives dissolved FP or fission gases out of
defective rods
A first indication of defective fuel assembly
can be obtained by a sipping technique that
utilizes the release of gaseous FP while the
assembly is contained in the refuelling machine
In LWRs the refuelling machine consists of a
pole guiding of the fuel assembly but also
suppressing natural convection On pulling
the FA into the pole of the refuelling machine
changes of the hydrostatic pressure occur
resulting in a release of gaseous FP from a failed
rod
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The gaseous FP are collected in a measuring chamber connected to a
Ge(Li) detector and a multichannel analyser
The measured activity is a measure for the integrity of the fuel assembly
itrsquos a qualitative measurement
In order to increase the activity level in NPP the FP are entrained by air
injection underneath the bottom end fitting
If reliable results from a sipping test are to be obtained the FP used for
analysis must fulfil the following requirements
- They must be produced in measurable quantity
- They must be an intensive high energetic and long lived βamp γ
radiation
- They must be sufficiently in water soluble or in gaseous form
In the wet sipping test the most commonly measured isotopes are I131
(T=8d γ=0637 MeV) Cs134 (T= 2y γ=0605 MeV137) amp Cs (T= 301y γ=662
MeV) amp others Cs136 (T=13d γ= 1046 MeV) Xe133 (T=53d γ = 0347
MeV) Kr85 (T= 107d γ = 0514 MeV)
15
Slide 47
Slide 48
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
In dry sipping technique the Ge(Li) detector has to be installed in the gas
flow loop of the sipping box near the spent fuel pool
The criteria used for discriminating between intact suspect and defective
fuel assemblies vary among users of the sipping test
All criteria require the background activity (sipping box without fuel
assembly) to be determined frequently by separated samples
The decision whether the tested fuel assemblies are defective or intact is
given by the ratio
f = activity of box-water sample with FAactivity of box-water sample
without FA
f = sipping factor
f lt 152 to 2 rarr FA sound
152 lt f lt 3-5rarr FA suspect
f gt 3-5 rarr FA defected
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Slide 49
Slide 50
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Pneumatic compressed air of the fuel
handling machine equipment The air
inlet conduct is shown in the center
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Release of FP during the
quantitative sipping This
technique allows to
discriminate the size of the
defect
ldquoLargerdquo defect size rapid
release of FP
ldquoSmallrdquo defect size release
prolonged
Slide 51
Slide 52
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel storage pool
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Measuring of expansion chamber of the irradiated fuel rod by extraction
Objective
Measuring the internal pressure of fission gases
Means
Performance
- Measured pressure 2 bars
- Volume 10 cm3 05cm3
Slide 53
Slide 54
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
ZrO2 thickness measuring by EC
Objective
- Measuring of ZrO2 thickness on irradiated fuel rods
- Axial plot of the ZrO2 thickness
Principle
Impedance variation of a probe placed near the sample
Means
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Results
Slide 55
Slide 56
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Expertise of the blocking of the CRC
Upper part of the PVS
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
5 Conclusions
Quality respected right from the design and pilot run stages is conducive to defect prevention and optimizes the costquality ratio
From startup and routine maintenance problems in all fields from civil
engineering to electromechanical
Construction work and testing
Well adapted specifications achieving an optimum trade-off between
operating requirements and investment costs and covering the entire
industrial process from design manufacturing and associated
inspections to assembly and testing
Efficient Surveillance
By manufacturing surveillance equipment defects can be detected
at a very early stage
Well adapted to circumstances it enables compliance with deadlines
and efficient long term operation of installations
16
Slide 57
Slide 58
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Quality Targets Safety Reliability and availability
Quality organization
Supplier and contractor selection assessment of their quality
organization
Performance of quality audits
Qualification tests
In-factory manufacturing surveillance
On-site construction and assembly surveillance
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On the basis of the above observations for the Ninh Thuacircn Project it
is necessary to set up a technical expert body related to NDT amp DT in
order to assist at different stages amp fields (from startup and routine
maintenance problems from civil engineering to electromechanical
construction works and testing) different organizations involving to
fulfil their jobsin the project such as
VARANS
TSO organisation to VARANS
VINATOMrsquos Technical support Institute
EVN
Slide 59 NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
THANKS FOR YOUR ATTENTION
II1 THAM LUẬN 5 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN CƠ HỘI amp tHAacuteCH THỨC VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircNCƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC
VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
22052015
NỘI DUNG
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacute CAacuteC LOgrave PHẢN ỨNG
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC DO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHO COcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
VAgraveI MINH HỌA VỀ COcircNG TRƢỜNG XAcircY DỰNG NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 3
Slide 4
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacuteLOgrave PHẢN ỨNG HẠT NHAcircN
Caacutec lograve phản ứng hạt nhacircn
PWR Lograve hạt nhacircn đƣợc sử dụng phổ biến nhất (westinghouse)
BWR General electric
PHWR CANDU INDIA
AGR UK
RBMK Nga
FBR Lograve hạt nhacircn thế hệ mới (Nga Nhật)
17
Slide 5
Slide 6
Nguyecircn lyacute lograve PWR
nguyecircn lyacute lograve LWR
Slide 7
Slide 8
Nguyecircn lyacute BWR
Lograve CANDU
Slide 9
Slide 10
Lograve AGR
Lograve RMBK
Slide 11
Slide 12
Lograve FBR
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨCDO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 13
Slide 14 Dự kiến đến năm 2020 Việt nam cần hơn 1000 kỹ thuật viecircn đƣợcđagraveo tạo đủ năng lực để phục vụ trong lỉnh vực năng lƣợng hạt nhacircn(theo baacuteo caacuteo của Bộ Khoa Học amp Cocircng nghệ)
Số kỹ thuật viecircn nagravey chủ yếu phục vụ cho giai đoạn xacircy dựng nhagravemaacutey nghiecircn cứu phaacutet triển caacutec ứng dụng hạt nhacircn (RampD) vagrave hỗ trợkỹ thuật
Cần thecircm khoảng 6000 đến 10000 lao động cho quaacute trigravenh xacircydựng nhagrave maacutey điện hạt nhacircn dự kiến sẽ khởi cocircng trƣớc 2015 vagrave2020 sẽ đi vagraveo vận hagravenh khai thaacutec
Hiện nay coacute khoảng 800 nhacircn sự phần lớn đang cocircng taacutec tạiVietnam Atomic Energy Commission vagrave đang ldquogiagrave đirdquo
(Theo Bộ Giaacuteo dục amp Đagraveo tạo) khoảng 11232 triệu US dollars sẽđƣợc đầu tƣ cho đagraveo tạo nhacircn lực cho lỉnh vực khoa học vagrave cocircngnghệ hạt nhacircn
TOAgraveN CẢNH
THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần chuẩn bịtrƣớc từ 12 đến 15 năm trƣớc thời điểm hoagraventhagravenh vagrave đƣa vagraveo khai thaacutec
Đối với nhagrave maacutey năng lƣợng hạt nhacircn đầu tiecircnthigrave việc chuẩn bị đội ngủ coacute đủ năng lực đểhoạch định triển khai vagrave xuacutec tiến dự aacuten coacute khicần đến 20 năm trƣớc khi nhagrave maacutey đi vagraveo vậnhagravenh khai thaacutec
Vấn đề phaacutet triển cocircng nghệ amp nhacircn lực coacute đủnăng lực amp trigravenh độ thực sự lagrave một thaacutech thứcvagrave để coacute đƣợc một đội ngủ nhƣ vậy so vớitoagraven cảnh necircu trecircn theo tocirci lagrave quaacute chậm cần
18
Slide 15
Slide 16
CAacuteC CƠ HỘI CẦN TẬN DỤNG Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần sự hợp taacutec
quốc tế ldquochacircn thagravenhrdquo vagrave hiệu quả
ndash Quaacute trigravenh chuyển giao cocircng nghệ cốt lỏi coacute vai trogravequyết định đối với kết quả thagravenh cocircng của dự aacuten
Vai trograve quản lyacute hổ trợ của nhagrave nƣớc đối vớicaacutec thagravenh tố tham gia (Thiết kế chế tạo thiếtbị Giaacutem saacutet chất lƣợng đagraveo tạo nhacircn lực saacutet hạch amp kiểm định) sẽ cụ thể coacute tiacutenh thiếtthực amp hiệu quả
Cơ hội để caacutec lực lƣợng tham gia định hƣớngvagrave kiến tạo nguồn lực (cocircng nghệ phƣơngphaacutep nhacircn lực) sẳn sagraveng tiếp thu amp triển khaicocircng nghệ tiecircn tiến ngang tầm quốc tế
YEcircU CẦU NGUỒN LỰC
Tiacutenh sẳn sagraveng về mặt cocircng nghệ (phƣơngphaacutep nhacircn lực) của caacutec nhagrave thầu trong nƣớc
Tiacutenh sẳn sagraveng về caacutec điều kiện chứng nhận cocircng nhận phƣơng phaacutep nhacircn lực
Định hƣớng đagraveo tạo (kiến thức thực hagravenh)caacutec phƣơng phaacutep amp nhacircn lực theo yecircu cầu
Slide 17
Slide 18
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHOCOcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
CAacuteC CAcircU HỎI CẦN LAgraveM ROtilde
Coacute cocircng nghệ hagraven chuyecircn biệt aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey hạt nhacircn
Chứng nhận qui trigravenh vagrave saacutet hạch thợ hagraven đaacutep ứng caacutec chuẩn mực của nhagrave maacutey điện hạt nhacircn sẽ nhƣ thế nagraveo
Caacutec yecircu cầu về chất lƣợng hagraven vagrave tiecircu chuẩn đaacutenh giaacute aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 19
Slide 20
CAacuteC THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Hagraven trecircn caacutec vật liệu coacute yecircu cầu đặc biệt cao
ndash Cơ tiacutenh độ bền gt 80ksi (~560 Mpa)
ndash Khaacuteng nứt vagrave chịu mỏi
ndash Chống ratildeo
ndash Bền nhiệt
ndash Chống ăn mograven tinh giới (weld decay) xoacutei mograven (erosion)
Hagraven trecircn theacutep regraven
Hagraven trecircn hợp kim Chrome Nickel zircalloy
Hagraven caacutec chi tiết dagravey với ứng suất biến dạng nhiệt tối thiểu
Hagraven trong điều kiện mocirci trƣờng khắc nghiệt
Xử lyacute nhiệt amp kiểm soaacutet chu trigravenh nhiệt quaacute trigravenh hagraven
Hagraven trecircn theacutep hai lớp (clad steel) hagraven đắp (overlay) seal weld
Caacutec phƣơng phaacutep hagraven truyền thống coacute đaacutep ứng đƣợc yecircu cầu
Coacute hầu hết caacutec phƣơng phaacutep hagraven hồ quang đƣợc triển khai trong nƣớc (GTAW GMAW FCAW SAW) đều coacute thể đaacutep ứng đƣợc
Khocircng đối với một số hạng mục vật liệu cần caacutec phƣơng phaacutep hagraven cải tiến chƣa triển khai trong nƣớc (nhƣ ldquoA-TIGrdquo Narrow-gap SAW Orbital TIG Tandem GMAW Hybrid Laser -GMA ) hoặc caacutec phƣơng tiện hỗ trợ nhƣ Orbital GTA GMA robot FCA
Slide 21
Slide 22 MINH HỌA VỀ CAacuteC PHƢƠNG PHAacutePNarrow-gap SAW
Orbital TIG Orbital Tube to sheet
Tandem GMAW Hybrid Laser - GMA - Aacutep dụng
Hagraven ma saacutet xoaacuteyHagraven Plasma
Vấn đề khocircng chỉ lagrave phƣơng phaacutep
Tồn tại lớn nhất vẫn lagrave nguồn nhacircn lực coacute kiến thức kỹ năng vagrave kinh nghiệm đối với caacutec yecircu cầu phƣơng phaacutep hagraven sẽ đƣợc aacutep dụng trong chế tạo caacutec chi tiết vagrave thi cocircng lắp đặt
Vấn đề ldquochứng nhận cocircng nghệ thợ hagravenrdquo để đƣợc tham gia vagraveo dự aacuten
Vấn đề nhacircn lực đầu vagraveo để đagraveo tạo vagrave tham gia ldquoon job trainingrdquo
Saacutech lƣợc vagrave giải phaacutep bao gồm
ndash Nacircng cao kiến thức về cocircng nghệ hagraven cho đội ngủ giaacuteo viecircn dạy nghề ở caacutec trƣờng trung tacircm đagraveo tạo nghề
Slide 23
Slide 24
Qui trigravenh hagraven amp Saacutet hạch thợ hagraven
Đaacutep ứng caacutec yecircu cầu
ASME IX vẫn lagrave hƣớng dẫn cơ bản đối với việc chứng nhận qui trigravenh amp saacutet hạch thợ hagraven
vagrave NB 4000 - ASME III chỉ ra caacutec yecircu cầu cụ thể về kiểm soaacutet vật liệu tiecircu chiacute đaacutenh giaacute phạm vi aacutep dụng thữ nghiệm kiểm chứng
Ngoagravei ra cần aacutep dụng thecircm NCR 10CFRip55050 ip5100 khi thiết lập qui trigravenh kiểm soaacutet giaacutem saacutet
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
19
Slide 25
Slide 26
Cocircng nghệ mới
tiếp
Slide 27
Slide 28
tiếp
Slide 29
Slide 30
Hagraven theacutep cốt pha HY80 vagraveo theacutep tấm (hoặc stainless steel)
Lắp dựng block
Slide 31
Slide 32 Cocircng trƣờng xacircy dựng
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn điển higravenhMột số caacutec higravenh ảnh cocircng trƣờng xacircy dựng
XIN CẢM ƠN
II1 THAM LUẬN 6 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Hagrave Nội 22052015
20
Slide 1
Slide 2 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA
NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG
ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Trung tacircm Đaacutenh giaacute khocircng phaacute hủy (NDE)
Hagrave Nội 22052015
NỘI DUNG
bull Phƣơng phaacutep mới kiểm tra khuyết tật trong
nhagrave maacutey nhiệt điện aacutep dụng đƣợc cho điện hạt
nhacircn
bull Xử liacute để dự đoaacuten sự phaacutet triển khuyết tật
bull Đagraveo tạo nghiecircn cứu để Đaacutenh giaacute tuổi thọ cograven
lại của nhagrave maacutey nhiệt điện coacute thể aacutep dụng cho
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 3
Slide 4
CRACKSIZERreg ndash NDT TIEcircN TIẾN
bull Hiện đang coacute một số phƣơng phaacutep
NDT kiểm tra chất lƣợng vật liệu
bull CrackSizerreg ndash aacutep dụng điện từ
trƣờng để phaacutet hiện vagrave xaacutec định
khuyết tật bề mặt
bull Kĩ thuật ACFM (Alternating Current
Field Measurement)
bull Nguyecircn lyacute ACFM
bull CrackSizerreg coacute thể xaacutec định độ sacircu
khuyết tật cung cấp thocircng tin cần
thiết cho pheacutep theo dotildei đảm bảo tiếp
tục vận hagravenh nagraveh maacutey điện an toagraven
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTĐaacutenh giaacute phaacutet triển khuyết tật
bull Khi phaacutet hiện khuyết tật dẫn đến nguy cơ mất an khi vận hagravenh
bull Nguời vận hagravenh quản lyacute mong muốn khắc phục sự cố ngay
bull Dugraveng cơ học phaacute hủy tiến hagravenh ETHGPT khuyết tật trong chi tiết
bull DTA (Defect Tolerance Assessment) ndash cho pheacutep đƣa ra caacutec
thocircng tin chi tiết về kiacutech thuớc khuyết tật nguy hiểm vagrave chu kỳ
kiểm tra đảm bảo thiết bị vận hagravenh an toagraven
bull Dựa vagraveo một số tiecircu chuẩn ETHGTT ASNZS 37882006
BS79102005 British Energy EDF R5-R6 vagrave API 579ASME
FFS-1 HRLT đatilde tiacutenh toaacuten vagrave đaacutenh giaacute sự phaacutet triển khuyết tật
trong caacutec chi tiết khaacutec nhau của nhagrave maacutey nhiệt điện
Slide 5
Slide 6
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật trong nhagrave maacutey nhiệt điện
1 Governor Valve Seat Cracking
2 Control amp stop valve DTA
3 HPIP outer turbine casing cracking
4 Cracking in MS bifurcation and HP bypass line welds
5 Steam receiver cracking
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật nhagrave maacutey nhiệt điện
6 To assist Hydro Test to avoid Brittle failure
7 Upper steam drum FW inlet nozzle
8 HP heater weld cracking
9 ID fan impeller cracking
10 HP turbine cracking
11 LP rotor
Slide 7
Slide 8
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
Mục điacutech việc ETHGTT
bull Tiết kiệm bảo hagravenh vagrave sửa chữa thiết bị
bull ETHaacutenh giaacute ảnh hƣởng caacutec quy trigravenh vận hagravenh nhagrave maacutey linh hoạt hơn
bull Phục vụ chƣơng trigravenh kiểm tra định kỳ dựa trecircn rủi ro (RBI)
bull Phaacutet triển kế hoạch quản lyacute an toagraven thiết bị
bull Xacircy dựng database cho hệ thống quản lyacute nhagrave maacutey
bull Xaacutec định tigravenh trạng thiết bị vagrave đaacutenh giaacute phiacute tổn khi nhagrave maacutey lagravem việc
ở chế độ vận hagravenh chu kỳ (cyclic operations)
bull ETHaacutenh giaacute baacuteo caacuteo tuổi thọ thiết bị từ nhagrave cung cấp thiết bị (OEM)
bull Keacuteo dagravei tuổi thọ thiết bị so với thiết kế ban đầu
bull Phục vụ caacutec mục điacutech thƣơng mại khaacutec khi đaacutenh giaacute tuổi thọ nhagrave maacutey
cho ngƣời chủ hay dự định chủ sở hữu
Slide 9 ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
bull Từ những kết quả cụ thể magrave HRL đatilde lagravem đƣợc NDE sẽ nghiecircn cứu
aacutep dụng để đaacutenh giaacute hoạt động của caacutec nhagrave maacutey điện tại Việt nam
bull Nghiecircn cứu ACFM va DTA thocircng qua caacutec tiecircu chuẩn liecircn quan
BS7910 amp R5-R6
bull Học ANSYS để giải bagravei toaacuten Fracture Mechanics truyền nhiệt tuyến
tiacutenh cho mocirc higravenh 2D amp 3D vagrave phacircn tiacutech chuyển tiếp bằng phƣơng
phaacutep FEA Sử dụng thagravenh thạo caacutec phần mềm chuyecircn mocircn
bull Tiacutenh toaacuten đƣợc ứng suất biến dạng trong chi tiết hiện tƣợng mỏi vagrave
ratildeo nhiệt lập đƣợc bảng dữ liệu về vật liệu
bull Tiếp tục cập nhật kiến thức về FEA amp DTA qua đagraveo tạo vagrave triển khai
thực tế trong đaacutenh giaacute nhagrave maacutey nhiệt điện hƣớng đến điện hạt nhacircn
21
II1 THAM LUẬN 7 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS
THROUGH MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
Hagrave Nội 22052015 Slide 1
Slide 2 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS THROUGH
MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
22052015 at Ha Noi
CONTENTS
1 The goal of MSC
2 The current situation in preparing of HRD
3 Some typical results in the period of 2009-
2013
4 The action plan up to 2020 and
Slide 3
Slide 4
Some brief related infomation
bull Until 2008 There
are approximately
20 thermal power
plants with a total
capacity of 6500
MW that provide
more than 50 of
the total annual
electricity production
in the country
bull Up to now (2014)
There are 32
thermal power
plants in Vietnam
operating with
power of 14408
MW
A plan of
development of NPP
has also been set by
Vietnamese
Government in the
near future with the
first two units of 2000
MW power
wwwndecomvn
NDT NDT NDT
CENTER FOR NDE
Vinatom
INST CNT HCM NEAD Co
Part 1 The goal of MSC 26th August 2008
(in the periods from 1985 to 2008)
ToRs
1 Maintain amp development of NDT amp
Radiation Safety Activities of
Vinatom
2 Carry out RampD activities in Advanced
NDT Techniques
3 Preparation of NDT resourses for the
first NPP in Vietnam
Slide 5
Slide 6
wwwndecomvn
Center for NDE
Material Science
Complex (MSC)
1 NDT (UT RT PT MT
ET VT)
NDT training
2 Elemental amp Structural
Analysis
3 Mechanical Testing
(bend strain press
impact fatiguehellip)
3 Equipment
(maintenance calib
manufacturehellip)
------------------------------------
1 4662 Staffs
2Infrastructure Equipment
Systems
1 NDT (UT RT PT MT ET VT Leak
Testing Hydrotesthellip) for RR amp NPP
NDT training for NPP in Vietnam
2 Material Properties (Elemental and
Structural Analysis Mechanical
Test hellip)
3 Weld Quality Assurance (including
welder qualify mechanical
workshop)
4 Water Chemistry amp Corrosion
5 Material Failure Analysis
-----------------------------------------------------------
1 90120 Staffs
2 Infrastructure and Equipment
Systems
Research
Reactor
Nuclear Power
Plant
(2014)
(2018-2020)
The Gaps
to fulfill
Part 1 The goal of MSC
wwwndecomvn
Part 2 The current situation in preparing of HRD
1 Personnels
- Number of Staffs 58
- Number of NDT experts amp technicians 40
RT level 3 09 UT level 3 07MT level 3 02PT level 3 03CRDIR 08
Technical advisors 06
Slide 7
Slide 8
wwwndecomvn
bull ISOIEC - 17025 2005 (NDT amp calibverification of NDT Equip)bull ISO 9001 2008bull ASNT-SNT-TC -1A ISO 9712 and 17024 for NDT training and
certification
2 QMS
Part 3 Some typical results in the period of
2009-2013
The activities of NDEbull Human Resourse Training in the fields of NDT amp Radiation
Safety
bull RampD the advanced NDT techniques
bull Conducting the tests of RT UT MT PT ET VT
bull Elemental and Structural Analysis
bull NDT in Construction
bull Mechanical testing (bend strain press impact fatiguehellip)
bull Residual Stress Monitoring by Electro-Magnetics method
bull Domestic manufacturing some NDT equipments
bull Caliberationverification of NDT Equipments
bull Services of Radiation Safety in the fields of Industry and
Health
bull Conducting Projects in the frame work of cooperation with
IAEA in the field of industrial NDT
22
Slide 9
Slide 10
wwwndecomvn
1 Training
TRAINING
Inspection Organizations
Oil and gas
Shipbuilding
Hydroelectric
Alpha
Apave
PhatecoInd
ustr
y
Vietsov PetrolThermoelectric
Pro
fessio
nal
ND
T c
om
pan
ies
NDT Companies in Viet Nam amp NDT Training Courses conducted by NDE
( about 60 Cop 2000 NDT persons) (in the period of 2009-2013)
Slide 11
Slide 12
wwwndecomvn
Advanced NDT CR advance ET Phasor XS Stress Monitorhellip
2 NDT Services
PHASOR XS
wwwndecomvn
Conventional NDT
bull Radiographic Testing- RT
bull Ultrasonic Testing- UT
bull Liquid Penetrant Testing- PT
bull Magnetic Testing- MT
bull Eddy Current Testing- ET
bull Ultrasonic Testing Thickness of Material- UTM
bull Positive Material Identification- PMI
bull Ultrasonic Testing Density of Concrete Reinforced
Concrete
bull Ultrasonic Testing Bored piles
bull Analysis composition of materialshellip
NDT Services
Slide 13
Slide 14
wwwndecomvn
NDT Services - Typical Projects
NDT service projects in the period of 2009-2013
wwwndecomvn
3 R amp D (some typical projects)
X-ray Machine in industrial radiography
Slide 15
Slide 16
Research amp Manufacture of Fluoresent RT Equipment
bull The Project was supported by IAEA on ldquoOptimization of DigitalRadiography (DIR) Techniques for Specific Applicationrdquo program(code 333-F2-RC 10611) included 13 countries (Algeria ArgentinaBrazil Canadahellip) finished in 2010 but not Viet Nam
bull This system is focused on cheaper portable and applies digitaltechnology
bull Our assignments Make and apply the same systems in Viet Nam
Project on Research Design and Manufacture of
Moisture and Density of SoilConcrete
Slide 17
Slide 18
4Some inspection activities co-ordinated with VARANS
1738
wwwndecomvn
5 International Cooperation
Projects in Cooperation with IAEA
(2005-2015)
1 Finished Projects
1 RAS 8100 (2005-2006)
2 RAS 8105 (2007-2008)
3 RAS 8110 (2009-2011)
4 VIE 8020 (2009-2011) CR amp ECT
2 Running Projects
1 RAS 1013 (2012-2014)
2 VIE 1009 (2014-2015)
3 RAS 2012009 ndash ldquoCapacity building in applications of advanced
NDE technologies for enhencing industrial
productivityrdquo (August 2014 -)
23
Slide 19
Slide 20
wwwndecomvn
Mitsubishi Heavy Industries LTD Japan
14122012
Mitsubishi presented
NDT for NPP in Japan
06032013
Mitsubishi presented
1Material Inspection during Manufacture
2 Inspection during Manufacture in shop
3 Introduction of latest NDI techniques
4 Nuclear Specific Product Control
wwwndecomvn
The 2nd VietnamJapan ResearchHRD Forum on Nuclear
technology
June 5-6 2014 in Hanoi Vietnum
There are 22 presentations focused on
1NDT for NPP in Japan
2Nuclear Materials
3Development of materials for reactor internals and
piping in light water reactors
4hellip
5The Approach to Effective Nuclear Power Plant Ageing Management (Prof Masahide SUZUKI
Nagaoka University of TechnologyDepartment of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
6THE DEPOSTION AND REACTIONS BETWEEN CESIUM
POLYMOLYBDATES ON STAINLESS STEEL AT HIGH TEMPERATURES
(DO Thi Mai Dung(1) SUPAMARD Sujatanond(1) OGAWA Toru(1)
Nagaoka University of Technology
Department of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
Slide 21
Slide 22
Part 4 The action plan up to 2020 -
The Main Tasks of MSC
ToRs of MSC is technical support to
1 Research Reactor (RR) Nuclear Power Plant (NPP)
2 RampD activities in the field of examination inspection and evaluation of
materialswelds of RRNPP
The main activities of MSC will be
bull 1 NDT (PSIISI) for NPP
bull 2 Weld Quality Assurance
bull 2 Materials Characterisation
bull 3 Research the influence of Tempreture Pressure and Radiation on Materials
Degradation in RR amp NPP
bull 4 Materials Aging and Life time management of NPP
bull 5 Research corrosion and failure Analysis
bull 6 Others (NDT codes and standards personnel qualification and certification
inspection qualificationhellip)
The master plan for MSC (2015-2020)
1 HRD
58(2014)
05 priority research groups towards to 05 lab
2 Equipment for 05 Laboratories
3 Facilities
4 Finance
5 Related others
90(2020)
Slide 23
Slide 24
The Challenges for material scientists in Vietnam
The first NPP will be built in VN
Lack of fundamental knowledge of structural materials
using for LWR
Understanding the behavior of
materials in NPP remains a big
challenges of materials scientists in
Vietnam
The Challenges for material scientists in Vietnam
To cover the materials issued that arise in LWR reactor materials our
experts must understand fundamental knowledge of materials such as
Thermodynamics
Atomic transport in solids
Crystallography defects
Phase transportations
Corrosion
Mechanical behavior and radiation damage
The degration processes that occur
in service itrsquos needed to focused
on the nuclear fuelampcladding the
pressure vessel the reactor
internals and the other parts of the
nuclear supply systems
Slide 25
wwwndecomvn
THANK YOU FOR
YOUR ATTENTION
2
Slide 7
Slide 8 So saacutenh QA hạt nhacircn vagrave phi hạt nhacircn
5 Phƣơng phaacutep Xaacutec nhận chất lƣợng
Phi hạt nhacircn
bull Chất lƣợng sản phẩm
Hạt nhacircn
bull Chất lƣợng sản phẩm
vagrave hồ sơ chất lƣợng
So saacutenh QA hạt nhacircn vagrave phi hạt nhacircn6 Mục điacutech hoạt động chất lƣợng
Phi hạt nhacircn
bull Thỏa matilden khaacutech hagraveng
Hạt nhacircn
bull An toagraven vagrave tin cậy
Slide 9
Slide 10
So saacutenh QA hạt nhacircn vagrave phi hạt nhacircn7 Yecircu cầu đaacutenh giaacute
Phi hạt nhacircn
bull Khocircng
Hạt nhacircn
bull Nhacircn lực Thiết bị
Qui trigravenh Quaacute trigravenh
QA hạt nhacircn - Đặc thugrave1 Goacutec độ kỹ thuật
- Khocircng thể aacutep dụng kiểm soaacutet chất lƣợng thốngkecirc
- Khoacute khăn khi sửa chữa qui mocirc lớn trong chế tạovagrave lắp đặt
- Aacutep dụng caacutec yecircu cầu kỹ thuật rất phức tạpkhoacutehiểu
- Ứng dụng caacutec cocircng nghệ vagrave chất lƣợng đatilde đƣợcchứng minh
(Đập Thủy điện Sơn La Mặt đường cầu Thăng Long)
- Sự tham gia nhiều becircn cơ quan hagravenh phaacutep tổ chức giaacutemđịnhđăng kiểm độc lập hellip
Slide 11
Slide 12
QA hạt nhacircn - Đặc thugrave
2 Goacutec độ quản lyacute
- Hệ thống vagrave chƣơng trigravenh QA phải đƣợc thiết
lậpTRƢỚC(Phong tragraveo ldquoISOrdquo của caacutec doanh nghiệp Việt Nam
những năm 2000)
- Yecircu cầu đaacutenh giaacute nhacircn lực quaacute trigravenh qui trigravenh vagravethiết bị
- Đaacutep ứng caacutec yecircu cầu phaacutep luật kỹ thuật vagrave hợp đồng
QA hạt nhacircn nội dung chiacutenh
kiểm soaacutet1 Thiết kế 2 Tagravei liệu mua baacuten 3 Hƣớng dẫn qui
trigravenh bản vẽ 4 Tagravei liệu 5 Mua baacuten 6 Nhậndạng hạng mục
7 Quaacute trigravenh8 Kiểm tra9 Thử nghiệm
10 Thiết bị đo kiểm 11 Mang xaacutech lƣu giữ vậnchuyển 12 Caacutec giai đoạn kiểm tra thử nghiệm vận hagravenh 13 caacutec hạng mục khocircng phugrave hợp 14 Hagravenh động khaacutec phục 15 Hồ sơ chất lƣợng 16 Thanh tra
Slide 13
Slide 14
QA hạt nhacircn
7 Kiểm soaacutet quaacute trigravenh
bull Caacutec quaacute trigravenh ldquolagravem việcrdquo ảnh hƣởng đến chấtlƣợng phải đƣợc kiểm soaacutet DesigningMachining Forming
bull Caacutec quaacute trigravenh đặc biệt đƣợc thực hiện bởinhacircn lực coacute trigravenh độ sử dụng caacutec tiecircu chuẩnqui trigravenh tiecircu chiacute aacutep dụng phugrave hợp với caacutec yecircucầu đặc biệt Welding Heat treatment NDEPressure Testhellip
Tiến sỹ NDT Level III Nguyễn Trọng
My
Chủ tịch Cocircng ty giải phaacutep kiểm định
Việt Nam1 Yecircu cầu về Kiểm tra vận hagravenh vagrave thực hiện
trong Nhagrave maacutey Điện Hạt nhacircn tại một số nƣớc(Nhật Hungary Phaacutep)
(Japan Hungary France)
2 Một số nhận xeacutet về Tiecircu chuẩn của Nga về thiết kế vagrave xacircy dựng NMĐHN về phƣơng diện PSI ISI vagrave NDT
Slide 15
Slide 16
Thạc sỹ Trần Ngọc Dacircn
Giảng viecircn cơ khiacute chế tạo
Đại học Baacutech khoa thagravenh phố HCM
bull Một số nội dung vagrave yecircu cầu cơ bản
về quaacute trigravenh hagraven trong xacircy dựng nhagrave
maacutey điện hạt nhacircn triacutech lược qui
phạm ASMEamp RCC-M
Tiến sỹ Trần Đại Phuacutec
nguyecircn chuyecircn gia an toagraven hạt nhacircn
EDF IAEA
Non-Destructive Tests Applied to Nuclear Power
Plant amp Unirradiated amp Irradiated Nuclear Fuels
3
Slide 17
Slide 18
Chuyecircn gia tập đoagraven chế tạo hạt
nhacircn
Mitsubishi Heavy Industries
bull NDT for Nuclear Power Plant in Japan
Thạc sỹ Nguyễn Lecirc Sơn NDT Level
III
Giaacutem đốc chi nhaacutenh NDE tại tp HCM
bull Một số trao đổi đề xuất về xacircy dựng tiềm lực
NDT phục vụ xacircy dựng vagrave quản lyacute nhagrave maacutey
điện hạt nhacircn đầu tiecircn ở Việt Nam
Slide 19 Đocircng đảo caacutec chyecircn gia latildenh đạo tổ
chức chuyecircn nghiệp NDT hagraveng đầu
Việt Nam
bull Trao đổi thảo luận
bull Thống nhất
bull Đề xuất Nhagrave nƣớchellip
II1 THAM LUẬN 2 MỘT SỐ TRAO ĐỔI ĐỀ XUẤT XAcircY DỰNG TIỀM LỰC NDT PHỤC VỤ XAcircY DỰNG VAgrave QUẢN LYacute NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT
NHAcircN ĐẦU TIEcircN Ở VIỆT NAM
TS Đỗ Thị Nguyệt Minh
Đại học Điện Lực
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2
TS Đỗ Thị Nguyệt Minh
Đại học Điện Lực
2252015
MỘT SỐ TRAO ĐỔI ĐỀ XUẤT XAcircY DỰNG TIỀM LỰC NDT
PHỤC VỤ XAcircY DỰNG VAgrave QUẢN LYacuteNHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN ĐẦU TIEcircN
Ở VIỆT NAM
Objective
Power Plants Operators want to operate their
plants
SAFELY (An toagraven)
RELIABLY (Tin cậy)
PROFITABLY (Hiệu quả)
as long as possible
Slide 3
Slide 4 To answer
Operating amp Life management plans aimed at
IMPROVING PERFORMANCE AND
REIABILITY
LOWERING ENVIRONMENTAL IMPACT
OPERATION COST REDUCTION
LIFETIME EXTENSION
Therefore it is necessary to develop and implement
PROCEDURES AND TECHNOLOGIES FOR EQUIPMENTS INSPECTION MATERIAL DEGRADATION DIAGNOSTICS AND PREDIC TION METHODS
ON-LINE CONDITION MONITORING SYSTEMS DATABASE IMFORMATION MANAGEMENT AND EXPERT SYSTEMS
APPROACHES TO MANAGEMENT PLANS FOR INVESTMENT DECISIONS
4
Slide 5
Slide 6 XAcircY DỰNG TIỀM LỰC NDT PHỤC VỤ XAcircY DỰNG VAgrave QUẢN LYacuteNHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN ĐẦU TIEcircN
Chuẩn bị thế nagraveo ƣu tiecircn Nhacircn lực
Hagravenh lang phaacutep lyacute
Đầu tƣ ƣu tiecircn Kỹ thuật phƣơng phaacutep
Thiết bị
Nghiecircn cứu phaacutet triển
helliphellip
Nhagrave nƣớc đầu tƣ vagraveo đacircu tại sao
phải đầu tƣ
(Trang thiết bị hagravenh lang phaacutep lyacute
RampD hellip)
DN khocircng muốn lagravem khocircng thể
lagravem khocircng đầu tƣ )
Đầu tƣ nhƣ thế nagraveo khacircu nagraveo
nội dung gigrave
NPP LIFE CYCLE
Slide 7
Slide 8 XAcircY DỰNG TIỀM LỰC NDT
PHỤC VỤ XAcircY DỰNG VAgrave QUẢN LYacute
NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN ĐẦU TIEcircN
Ở caacutec nƣớc NDT tuy khocircng phải thuần tuacutey lagrave caacutec kỹ
thuật hạt nhacircn nhƣng lại thƣờng cần thiết higravenh thagravenh vagrave
tồn tại phaacutet triển trong ngagravenh năng lƣợng nguyecircn tử
NDT coacute vai trograve quan trọng thực hiện chức năng hỗ trợ
quản lyacute về mặt kỹ thuật để đảm bảo an toagraven caacutec thiết bị
cocircng trigravenh hạt nhacircn ndash điện hạt nhacircn từ khi xacircy dựng cũng
nhƣ đảm bảo hoạt động an toagraven ổn định bền vững
ĐHN Việt Nam
CL năng lƣợng nguyecircn tử
Xacircy dựng Cocircng Nghiệp hạt nhacircn
Nhập cocircng nghệ chigravea khoacutea trao tay
Xacircy dựng NDT hƣớng đến phục vụ
Tự lagravem
Nhập
Slide 9
Slide 10 Hiện trạng Việt Nam
10 năm nữa
20 năm nữa
30 năm nữa
nhập hay chế tạo
Ocirctocirc xe maacutey
NDT khocircng thể taacutech rời sự phaacutet triển của caacutec ngagravenh khaacutec (chế tạo vật liệu điện tử tự động hoacutea hellip)
Trƣớc mắt vagrave tƣơng lai gần
USED PROCEDURES APPROVED BY THE MAIN
CONTRACTOR
NO EXPERIENCE IN CONSTRUCTION OF
NUCLEAR POWER PLANT SO THE QUALITY
ASSURANCE SYSTEM OF THE MAIN
CONTRACTOR WAS ADOPTED
-gt COacute KiẾN THỨC KiỂM TRA ĐAacuteNH GIAacute SỰ PHUgrave HỢP
HỢP CHUẨN CHUNG hellip
-gt NGHIEcircN CỨU TIgraveM HiỂU CAacuteC CHUẨN CAacuteC CHƢƠNG
TRIgraveNH TRA (MỸ PHAacuteP ΓOCT KOREA INDIAhellip )
Slide 11
Slide 12
Một số higravenh ảnh sử dụng NDT cho NPP ở caacutec nƣớc
Một số higravenh ảnh sử dụng NDT cho NPP ở caacutec nƣớc
VT
Slide 13
Slide 14
Một số higravenh ảnh sử dụng NDT cho NPP ở caacutec nƣớc
Một số higravenh ảnh sử dụng NDT cho NPP ở caacutec nƣớc
PT
5
Slide 15
Slide 16
Một số higravenh ảnh sử dụng NDT cho NPP ở caacutec nƣớc
ACT
Slide 17
Slide 18
UT
UT
Slide 19
Slide 20
PAU
KINH NGHIỆM KHOcircI PHỤC XAcircY DỰNG VAgrave
VẬN HAgraveNH LOtilde PHẢN ỨNG HẠT NHAcircN ĐAgrave LẠT
Xacircy dựng lắp đặt NDT Nhoacutem NDT khoảng 10 ngƣời
Supervisor XAXA LX
Tiecircu chuẩn LX
Quy trigravenh quy phạm LX
Thiết bị kiểm tra LX (RT UT hellip)
Thợ hagraven V1 Volodia Miron V2 VN
Quản lyacute khai thaacutec vận hagravenh NDT Sử dụng NDT
VT camera SA nhuacuteng Soi queacutet thagravenh lograve
Slide 21
Slide 22 NDT FOR NPP VIỆT NAM
PHƢƠNG PHAacuteP KỸ THUẬT
NDT cho NNP
NDT cho Cocircng nghiệp thocircng thƣờng
GIỐNG NHAU
Xacircy lắp thi cocircng PSI NDT thocircng thƣờng
NDT kỹ thuật cao (mới)
KHAacuteC NHAU ISI
ĐAtilde COacute
BỔ SUNG ĐẦU TƢ THEcircM
Slide 23
Slide 24 Quản lyacute Vận hagravenh Bảo dƣỡng Keacuteo dagravei tuổi thọ
Cấp pheacutep vận hagravenh dựa trecircn caacutec thocircng số kỹ thuật
chuẩn đoaacuten
NDT đặc thugrave (an toagraven bx tự động hoacutea hellip)
NDT kỹ thuật cao
NDT thocircng thƣờng
Đầu tư caacutec cocircng cụ NDT đặc thugrave - thường lagrave
kỹ thuật cao tự động hoacutea như caacutec kỹ thuật
kiểm tra ống dograveng điện xoaacutey (ETC) siecircu acircm
(IRIS) caacutec kỹ thuật chuẩn đoaacuten higravenh ảnh caacutec
kỹ thuật giaacutem saacutet tự động soi chụp (VT3
VT4)hellip
6
Slide 25
Slide 26 ĐẦU TIEcircN
CHUẨN BỊ HAgraveNH LANG PHAacuteP LYacute
ĐƢA NDT LAgrave COcircNG CỤ PHỤC VỤ XAcircY DỰNG VAgrave
QUẢN LYacute NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN ĐẦU TIEcircN
NDT COacute THỂ CHỦ ĐỘNG THAM GIA HIỆU QUẢ
VAgraveO CAacuteC QUAacute TRIgraveNH
SỬ DỤNG CAacuteC TIEcircU CHUẨN QUY CHUẨN TRONG
HAgraveNH LANG PHAacuteP LYacute CỦA ViỆT NAM
What
When
Where
How
How much
Why and
How much does it cost
TRAUcirc LOcircOslashI NtildeOumlOcircIumlC CAUgraveC CAAcircU HOUcircI
Slide 27
Slide 28
Kinh nghiệm Korea
Korea Electric Power Industry Code (KEPIC)
Korea Electric Power Industry Code (KEPIC)
A set of integrated standards applicable to the whole phases of design manufacturing installation testing operation and maintenanceof electric and power facilities such as transmission transformation distribution facilities as well as nuclear and fossil power plants so as to ensure their safety and reliability of those facilities
Slide 29
Slide 30 INDIA
One of the prerequisites for operating a nuclear power plant is to establish and implement the in-service inspection programme to examine plant structures systems and components for detecting and identifying possible deterioration and take remedial action
This guide provides necessary information to
assist organisationspersonnel participating in
the development and implementation of the in-
service inspection programme for nuclear
power plants to meet the requirements
specified in the Code of Practice on Safety in
Nuclear Power Plant Operation
(AERBSCO)
Slide 31
Slide 32 This guide has been prepared by specialists in the
field drawn from Atomic Energy Regulatory
Board Bhabha Atomic Research Centre
Nuclear Power Corporation of India Limited
and other consultants It has been reviewed by
the relevant AERB Advisory Committee on
Codes and Guides and the Advisory Committee
on Nuclear Safety
Canada
Slide 33
Slide 34
Scope of Responsibility in Inspections for NPPs
Welding Safety Management Review
Periodic Safety Management Review
Inspection by JNES
Periodic Inspection
On-the-spot Inspection
Pre-service Inspection
Fuel Inspection
Very Safety-Significant
Structures Systems
and Components are inspected
By NISA
Almost 85 items are
conducted by JNES
Inspection by NISA and JNES
Inspection by NISA
Fitness-for-Safety Inspection
Nhật
7
Slide 35
Slide 36
Chacircn thagravenh cảm ơn
II1 THAM LUẬN 3 YEcircU CẦU VAgrave TẬP QUAacuteN VỀ ISI CHO NHAgrave MAacuteY
ĐIỆN HẠT NHAcircN Ở MỘT SỐ QUỐC GIA
TS Nghiecircm Xuacircn Khaacutenh
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2
Yecircu cầu vagrave Tập quaacuten về
ISI cho nhagrave maacutey điện hạt nhacircn ở một số quốc gia
TS Nguyecircn Xuacircn Khaacutenh
Hội thảo NDT cho Nhagrave Maacutey Điện hạt nhacircn Việt Nam
Hagrave Nội 22052015
1
Nội dung
1 Hệ thống Tiecircu chuẩn vagrave Quy chuẩn liecircn quan đến ISI
NM ĐHN
2 Caacutec yecircu cầu về phaacutep quy đối với caacutec Tiecircu chuẩn vagrave Quy
chuẩn ISI
3 So saacutenh caacutec chƣơng trigravenh ISI
4 Một số Chƣơng trigravenh ISI chọn lọc
5 Một số thocircng tin về Tiecircu chuẩn thiết kế vagrave xacircy dựng NM
ĐHN của Nga về phƣơng diện PSIISI vagrave NDT
Slide 3
Slide 4
1 Hệ thống Tiecircu chuẩn vagrave
Quy chuẩn liecircn quan đến ISI
Luật
Tiecircu chuẩn
Quy chuẩn (Quy phạm)
Quy tắc
4
Luật Sắc lệnh của bộ Quy chuẩn kỹ thuật (Nhật)
bull Luật về quản lyacute nguồn phoacuteng xạ thanh nhiecircn liệu vagrave
lograve phản ứng hạt nhacircn
Quy chuẩn về caacutec thiết bị liecircn quan trực tiếp đến lagravem lạnh
tắt lograve vagrave về hệ thống chứa chất thải phoacuteng xạ
bull Luật điện lực
Quy chuẩn về cơ sở vật chất liecircn quan tới sản xuất điện
bull Caacutec Sắc lệnh vagrave thocircng baacuteo của caacutec bộ
Sắc lệnh METI 62 Tiecircu chuẩn kỹ thuật về
caacutec thiết bị phaacutet điện hạt nhacircn
bull Caacutec quy chuẩn kỹ thuật của caacutec hiệp hội kỹ thuật
Quy phạm JSME về caacutec thiết bị phaacutet điện hạt nhacircn
Slide 5
Slide 6
Hệ thống luật liecircn quan đến ISI
Caacutec luật của Chiacutenh phủ
Sắc lệnh của caacutec bộ
(Caacutec tiecircu chuẩn kỹ thuật)
Caacutec quy chuẩn kỹ thuật của caacutec Hiệp hocirci kỹ nghệ
Caacutec quy chuẩn kỹ thuật
của caacutec Hiệp hội kỹ nghệ
3
Luật
Sắc lệnh
Của caacutec bộ
(Tiecircu chuẩn kỹ thuật)
5
Luật Tiecircu chuẩn kỹ thuật vagrave Quy chuẩn JSME
Luật điện lực
Sắc lệnh METI No62
Quy phạm JSME
Caacutec quy tắc về FFS
(JSME S NA1)Quy tắc ISI Flaw Evaluation RRA
Quy phạm JSME
Caacutec quy tắc về Thiết kế
vagrave Xacircy dựng
(JSME S NC1)
Caacutec quy tắc về
Hagraven
(JSME S NB1)
8
Slide 7
Slide 8
6
Luật Tiecircu chuẩn kỹ thuật vagrave caacutec Quy chuẩn
Luật yecircu cầu caacutec chủ NM ĐHN phải
tuacircn thủ theo caacutec sắc lệnh của bộ
(tiecircu chuẩn kỹ thuật)
Sắc lệnh của bộ định rotilde caacutec tiacutenh năng
magrave caacutec thiết bị phải thỏa matilden
Caacutec hiệp hội kỹ thuật xacircy dựng caacutec
quy phạm thỏa matilden sắc lệnh của bộ
(Tiecircu chuẩn kỹ thuật)
Cơ quan quản lyacute xem xeacutet vagrave chấp nhận
aacutep dụng caacutec quy chuẩn của caacutec hiệp hội
Quy chuẩn của
hiệp hội
Kỹ thuật vagrave
định lƣợng
Khocircng phải về kỹ thuật
Magrave về luật phaacutep
Kỹ thuacirct
nhƣng
Luật định tiacutenh
MSắc lệnh
của bộ
(Tiecircu chuẩn
kỹ thuật)
Tiecircu chuẩn kỹ thuật vagrave caacutec quy tắc của Quy phạm
Caacutec yecircu cầu về tiacutenh năng của
Tiecircu chuẩn kỹ thuật
(1) Phograveng ngừa về gatildey dẻo
(2) Phograveng ngừa biến dạng lớn
(3) Phograveng ngừa hƣ hại do mỏi
(4) Phograveng ngừa uốn dọc
(1) Khocircng chấp nhận caacutec vết nứt coacute
thể gacircy đứt gatildey
(2) Khocircng chấp nhận caacutec vết nứt biecircn
do ứng xuất
(Định tiacutenh)
Quy phạm JSME về thiết kế vagrave Xacircy dựng
(1)Giới hạn của ứng xuất sơ cấp
(2) Giới hạn của ứng xuất sơ cấp vagrave thứ cấp
(3) Giới hạn hệ số sử dụng tiacutech lũy
(4) Giới hạn ứng xuất neacuten dọc trục
Quy phạm JSME FFS
(1)Caacutec quy tắc Kiểm tra vagrave đaacutenh giaacute
khuyết tật của caacutec bộ phận becircn trong lograveetc
(2) Caacutec quy tắc Kiểm tra vagrave đaacutenh giaacute caacutec
thagravenh phần C1 vv
(Định lƣợng)
7
Slide 9
Slide 10
8
2 Caacutec yecircu cầu về phaacutep quy đối với caacutec
Tiecircu chuẩn vagrave Quy chuẩn ISI NM ĐHN
Caacutec lograve HN đang hoạt động
Cơ sở phaacutep lyacute vagrave tập quaacuten
Caacutec tiecircu chuẩn quy chuẩn vagrave caacutec hƣớng dẫn
12
Bảng 1Caacutec lograve hạt đang hoạt động ở một số quốc gia
Quốc giaSố lograve phản ứng đang
hoạt độngKiểu lograve phản ứng
Năm đƣa vagraveo hoạt
động
Phần Lan 4 PWR (2)
BWR (2)
1977
Phaacutep 48 PWR (43)
GCR (4)
LMFBR (1)
1969
Nhật 34 PWR (16)
BWR (16)
GCR (1)
HWLWR (1)
1970
Hagraven 6 PWR (5)
PHWR (1)
1978
Mỹ 101 PWR (67)
BWR (33)
HTGR (1)
1961
Slide 11
Slide 12
12
Bảng 2YEcircU CẦU VỀ PHAacuteP QUY
Quốc gia Cơ sở phaacutep ly Cơ quan chịu traacutech nhiệm Caacutec quy định cơ bản
Finland Nghị định Phần Lan về bigravenh aacutep
lực caacutec văn bản phaacutep quy liecircn
quan đến hạt nhacircn
Trung tacircm Phần Lan về bức xạ
vagrave An toagraven hạt nhacircn (STUK) lagrave
cơ quan quản lyacute quốc gia về cơ
sở hạt nhacircn Họ cũng thực hiện
caacutec cuộc thanh tra theo quy định
của Nghị định về bigravenh aacutep lực
Caacutec hƣớng dẫn đƣợc
ban hagravenh bởi STUK
France
(1) Phaacutep lệnh 22674 quy định
liecircn quan đến caacutec quy định về
caacutec hệ thống (2) Caacutec quy định
an toagraven hạt nhacircn aacutep dụng cho
vaacuten đề an toagraven - Caacutec thagravenh
phần liecircn quan
Giaacutem saacutet đƣợc thực hiện bởi
Thanh tra caacutec cơ sở hạt nhacircn lớn
chịu traacutech nhiệm trƣớc Bộ trƣởng
Bộ Cocircng nghiệp (Trung tacircm dịch
vụ về an toagraven lắp đặt hạt nhacircn -
CSSIN) vagrave caacutec quan chức của
Trung tacircm dich vụ bảo vệ bức xạ
ion hoaacute Trung ƣơng Ngoagravei ra
cograven coacute cocircng taacutec thanh tra cocircng
nghiệp (Bộ Việc lagravem) giaacutem saacutet
của caacutec thiết bị aacutep lực
Caacutec hƣớng dẫn
12
Bảng 2YEcircU CẦU PHAacuteP VỀ QUY
Quốc gia Cơ sở phaacutep ly Cơ quan chịu traacutech nhiệm Caacutec quy định cơ bản
Japan
Đạo luật Cocircng nghiệp về điện Bộ Kinh tế Thƣơng mại Cocircng
nghiệp Nhật Bản (METI) Phograveng
Tiện iacutech cocircng cộng
JEAC-4205 dựa trecircn
ASME phần XI lagrave một
tiecircu chuẩn khocircng bắt
buộc
Korea Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
Caacutec nghị định thi hagravenh của
Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
caacutec
Quy chế tăng cƣờng của
Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
Bộ phận quản lyacute an toagraven điện hạt
nhacircn
Trung tacircm An toagraven hạt nhacircn của
Bộ Khoa học vagrave Cocircng nghệ
ASME Phần XI cho
PWR vagrave CSAN 2854
cho caacutec lograve phản ứng
Candu lagrave bắt buộc
USA Đối với caacutec quy định liecircn bang
Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
năm 1954 đƣợc sửa đổi bổ
sung năm 1974 Đối với Quy
chế nhagrave nƣớc thƣờng đƣợc bao
gồm trong caacutec đạo luật an toagraven
nồi hơi vagrave bigravenh aacutep lực của bang
Đối với Quy chế liecircn bang Ủy
ban điều tiết hạt nhacircn Hoa Kỳ
Trong caacutec bang Ủy ban quy tắc
Nồi hơi vagrave aacutep lực của bang đoacute
Tiecircu đề 10 của Quy
phạm liecircn bang trong
đoacute kết hợp ASME XI
Caacutec quy định về nồi hơi
vagrave bigravenh aacutep lực của caacutec
bang aacutep dụng Mục XI
của Quy phạm ASME
Bảng 2YEcircU CẦU VỀ PHAacuteP QUY (2)
Slide 13
Slide 14
12
Bảng 3QUY CHUẨN TIEcircU CHUẨN VAgrave HƯỚNG DẪN BỔ SUNG
QuỐC
gia
ASME
XI
ASME XI
Điều chỉnh
ISOIA
EA
Khaacutec Bắt
buuọc
Hƣớng dẫn bổ sung
vagrave Bigravenh luận
Korea
X
Cho caacutec
lograve PWR
N2854 cho
lograve Candu
- Hƣớng dẫn điều hagravenh của
Mỹ 114 bơm lagravem maacutet lograve
phản ứng PWR
USA X AppJ
10CFR50
Thocircng số kỹ
thuật Nhagrave
maacutey Nghị
định Thƣ
NRC ASME
III V IX
Coacute Hƣớng dẫn điều tiết của
Mỹ 114183 1150 vv
ASME Quy phạm riecircng
đƣợc liệt kecirc trong RG
1147 ANSI ASME D amp
Tiecircu chuẩn M cho thử
nghiệm chức năng baacuteo caacuteo
NUREG INPD vagrave tagravei liệu
EPRI
12
Bảng 3QUY CHUẨN TIEcircU CHUẨN VAgrave HƯỚNG DẪN BỔ SUNG (2)
QuỐC
gia
ASME
XI
ASME XI
Điều chỉnh
ISOIA
EA
Khaacutec Bắt
buuọc
Hƣớng dẫn bổ sung
vagrave Bigravenh luận
Finland X - Hƣớng dẫn bởi Bộ hƣớng
dẫn YWL do STUK phaacutet
hagravenh
France RSEM Khocircng
Japan ISI của Nhagrave
maacutey điện
hạt nhacircn
lagravem maacutet
bằng nƣớc
nhẹ-
JJEAC-
4205
Khocircng Kiểm tra siecircu acircm ISI caacutec
thagravenh phần của Nhagrave maacutey
điện hạt nhacircn lagravem maacutet bằng
nƣớc nhẹ vagrave kinh nghiệm
điều hagravenh- JAEG 4207
Slide 15
Slide 16
13
3 So saacutenh caacutec chƣơng trigravenh ISI
Xacircy dựng vagrave điều hagravenh chƣơng trigravenh
Một số chƣơng trigravenh ISI
Đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ
43
Bảng 4 Xacircy dựng vagrave điều hagravenh chƣơng trigravenh
Quốc gia Cơ quan chịu
traacutech nhiệm
phaacutet triển
Cơ quan xem
xeacutetphecirc duyệt
Thời gian Tần suất
điều
chỉnh
Nơi thực hiện
kiểm tra
Caacutec yecircu cầu về
baacuteo caacuteo
Nơi thực hiện
kiểm tra becircn
ngoagravei
Phần Lan Cocircng ty điện
lực
Trung tacircm
bức xạ vagrave An
toagraven hạt nhacircn
Phần
Lan(STUK)
Thời gian lagrave 4 năm
Đối với caacutec lograve phản
ứng thử nghiệm vagrave
kiểm tra vận hagravenh Thử
aacutep suất 8 năm Kết
cấu caacutec lograve phản ứng lagrave
4 amp 8 năm
Khi cần
thiết
STUK -
Kiểm tra lograve
phản
ứngbigravenh aacutep
lực
Caacutec baacuteo caacuteo
toacutem tắt đƣợc
gửi đến STUK
trong vograveng 3-
thaacuteng Sau khi
kết thuacutec kiểm
tra
Phaacutep Đơn vị vận
hagravenh
Trung tacircm
Dịch vụ về
an toagraven lắp
đặt nhiecircn liệu
hạt nhacircn
(SCSIN)
Giai đoạn đầu 2-5
năm Sau lƣợt tải đầu
tiecircn Khoảng thời gian
10 năm để hoagraven thagravenh
chƣơng trigravenh ISIS
Từng phần chƣơng
trigravenh ISIS đƣợc thực
hiện cho mỗi lần cung
cấp bổ sung nhiecircn
liệu
--- Đơn vị vận
hagravenh
Khocircng aacutep
dụng
Khocircng aacutep
dụng
9
Slide 17
Slide 18
43
Bảng 4 Xacircy dựng vagrave điều hagravenh chƣơng trigravenh (2)
Quốc gia Cơ quan chịu
traacutech nhiệm
phaacutet triển
Cơ quan xem
xeacutetphecirc duyệt
Thời gian Tần suất
điều
chỉnh
Nơi thực hiện
kiểm tra
Caacutec yecircu cầu về
baacuteo caacuteo
Nơi thực hiện
kiểm tra becircn
ngoagravei
Nhật
Bản
Cocircng ty điện
lực
Bộ Kinh tế
Thƣơng mại
Cocircng nghiệp
(METI)
Phograveng Tiện iacutech
cocircng cộng
Ban quản lyacute an
toagraven điện hạt nhacircn
10 năm Mƣời
năm một
lần
nhƣng
coacute sửa
đổi hagraveng
năm
Chủ sở hữu
cocircng trigravenh
hoặc đơn vị
nhagrave thầu
(Cocircng ty điện
lực khocircng
thực hiện
việc kiểm tra
nagravey)
Bộ Kinh tế
Thƣơng mại
Cocircng nghiệp
(METI)
Nhật Bản
Hagraven Quốc Viện Nghiecircn
cứu Năng
lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI
Viện Nghiecircn cứu
Năng lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI (ghi chuacute 3)
bộ phận QA
10 năm Mỗi lần
dừng
kiểm tra
Viện Nghiecircn
cứu Năng
lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI bộ
phận NDT
--- Viện Nghiecircn
cứu Năng
lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI bộ
phận QA
Mỹ Plant owner
Chủ nhagrave
maacuteycocircng trigravenh
nhacircn viecircn vagrave nhagrave thầu
của NRC caacutec phograveng
thiacute nghiệm quốc gia
vagrave nhagrave thầu cấp Nhagrave
nƣớc chỉ xem xeacutet
(khocircng thực hiện việc
phecirc duyệt)
10 năm Khoảng
thời gian
120 thaacuteng
Chủ nhagrave
maacuteycocircng trigravenh
hoặc nhagrave thầu
Coacute baacuteo caacuteo caacutec
kết quả kiểm tra
hagravenh động khắc
phục
Ủy ban điều
tiết hạt nhacircn
NRC cấp liecircn
bang hoặc becircn
thứ 3
43
Bảng 5 Phacircn loại caacutec thagravenh phần cho ISI
Quốc
gia
Phacircn Loại Cơ sở để phacircn loại Lựa chọn thagravenh phần trong caacutec chủng loại
Phần
Lan
Tƣơng tự
với chuẩn
ASME
chƣơng XI
Tƣơng tự với chuẩn
ASME chƣơng XI
Tập trung đặc biệt vagraveo những bộ phận cấu thagravenh trong
đoacute sự xuất hiện những sai soacutet khuyết tật lagrave coacute thể xảy
ra nhất Vigrave vậy trong việc lựa chọn caacutec thagravenh
phầnhạng mục kiểm tra trong hệ thống đƣờng ống của
caacutec cơ sở lograve phản ứng (BWR) caacutec tiecircu chiacute chọn lựa
chiacutenh lagrave caacutec yếu tố liecircn quan đến sự tải khiacute hơi kết cấu
vagrave caacutec điều kiện đoacuteng goacutep vagraveo quaacute trigravenh ăn mograven do
ứng suất chuyecircn gia vật liệu
Phaacutep An toagraven
bậc 123
Đƣợc đƣa ra RCC-P
ldquoquy tắc thiết kế vagrave
xacircy dựng nhagrave maacutey
điện hạt nhacircn 900
MWe PWRrdquo Cơ sở
để phacircn loại khocircng
sẵn coacute
Thể tiacutech B của thiết bị an toagraven bậc 1 (RSEM) aacutep dụng
cho bigravenh chứa duy trigrave aacutep lực tạo necircn hệ thống chiacutenh
(CPP) của NSSS Mạch chiacutenh bao gồm bể lograve phản ứng
toagraven bộ bể chứaống mạch kết nối với bể lograve phản ứng
vagrave hệ thống đƣờng ống kết nối với bể chứaống mạch
đến sơ đồ hỗ trợ của NSSS lecircn phiacutea trecircn vagrave bao gồm
van caacutech ly thứ 2 van an toagraven vagrave van giảm aacutep
Slide 19
Slide 20
43
Bảng 5 Phacircn loại caacutec thagravenh phần cho ISI
Quốc
gia
Phacircn Loại Cơ sở
để phacircn
loại
Lựa chọn thagravenh phần trong caacutec chủng loại
Nhật Tƣơng tự
ASME loại
123
Tƣơng tự
ASME
loại
123
Kinh nghiệm vận hagravenhđiều hagravenh JEAC 4205 sự phacircn
bố đồng đều caacutec điểm kiểm tra khả năng tiếp cận coacute
hay khocircng một thagravenh phần coacute thể đƣợc coi lagrave đại diện
Hagraven
Quốc
ASME loại
123 cho
PWRs
ASME
loại 123
cho
PWRs
IWA 2000 thiệt hại nghiecircm trọng tại caacutec nhagrave maacutey khaacutec
Caacutec khuyến nghị của Caacutec Tổ chức Quốc tế Caacutec chỉ
dẫn quy định của Hoa Kỳ
Mỹ ASME XI Quy tắc
126 vagrave
ASME
XI
ASME XI
43
Bảng 6 Phạm vi kiểm tra đối chiếu với ASME XI
Quốc
gia
Hệ
thống
lạnh sơ
cấp
Bộ
phận
Becircn
trong
lograve
phản
ứng
RH
R
EC
CS
Hệ
thống
tải
nhiệt
Hệ
thống
nƣớc
lagravem maacutet
phục vụ
an toagraven
Chacirct
thải
phoacuteng
xạ
Bảo
trigrave
chức
năng
Caacutec bộ
phận
hỗ trợ
Ghi
chuacute
Phần
Lan
X X X X X X NA NA X
Phaacutep X X X X X X NA X X
Nhật X X X X X X X X
Hagraven X X X X X X X X X
Mỹ X X X X X X X X X
Slide 21
Slide 22
43
Bảng 7 ĐAgraveO TẠO VAgrave CẤP CHỨNG CHỈ
Quốc
gia
Tiecircu
chuẩn
SNT-TC-
1A
Chuẩn
ASNT
sửa đổi
Khaacutec Yacute kiến
Phần
Lan
X Tiecircu chuẩn chuyecircn mocircn Nordtest Bậc I vagrave II
(Hệ thống Unicert)
Phaacutep X Theo hệ thống 3 cấp độ đƣợc kiểm soaacutet vagrave quản
lyacute bởi cộng đồng NDT Phaacutep Confrend
Nhật X Chƣơng trigravenh độc lập đƣợc quản lyacute bởi Ủy ban
tiecircu chuẩn chuyecircn mocircn nhacircn sự NDT của
JSNDT Noacute coacute ba cấp độ tƣơng ứng với tiecircu
chuẩn ASNT
Hagraven
Quốc
X Đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ nhacircn viecircn kiểm định
lagrave yecircu cầu đối với NDT cấp I II III theo SNT-
TC-1A vagrave caacutec chƣơng trigravenh KAERI QA
43
Bảng 7 ĐAgraveO TẠO VAgrave CẤP CHỨNG CHỈ (2)
Quốc gia Tiecircu chuẩn
SNT-TC-1A
Chuẩn ASNT sửa
đổi
Khaacutec Yacute kiến
Mỹ XASME XI chấp nhận tiecircu chuẩn SNT-TC-1A nhƣ một hệ thống cơ bản về
yecircu cầu kiểm tra đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ nhacircn sự tham gia cocircng việc kiểm
tra khocircng phaacute hủy
Trong quaacute trigravenh đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ nhacircn sự đƣợc thực hiện bởi ngƣời
quản lyacute cơ sở hoặc đại lyacute hoặc ASNT caacutec yecircu cầu về điều lệ sẽ quy định rotilde
traacutech nhiệm của ngƣời quản lyacute cơ sở về cocircng việc cacircp chứng chỉ nhacircn sự vagrave
mức độ đầy đủphugrave hợp của nội dung chƣơng trigravenh về tiecircu chuẩn nhacircn sự
Caacutec yecircu cầu bổ sung đƣợc đƣa ra trong phần nội dung chiacutenh vagrave phụ lục của
chuẩn ASME XI vagrave caacutec quy định lựa chọn đƣợc đề rotilde trong caacutec chuẩn bổ
sung
Phụ lục bắt buộc IV cung cấp thecircm caacutec yecircu cầu về trigravenh độ dựa trecircn hiệu
suất trigravenh diễn nhƣ lagrave một bổ sung đaacuteng kể cho caacutec hƣớng dẫn ASNT
Chuẩn bổ sung N-409 cung cấp caacutec yecircu cầu thay thế cho caacutec thủ tục vagrave trigravenh
độ nhacircn viecircn để phaacutet hiện siecircu acircm vagrave định cỡ của vết nứt ăn mograven ứng suất
liecircn hạt trong mối hagraven đƣờng ống Austenit
Chuẩn bổ sung nagravey đaacutenh giaacute tiecircu chuẩn chuyecircn mocircn dựa trecircn chứng minh
hiệu suất với caacutec thủ tục kỳ thi tiecircu chuẩn nhƣ lagrave một bổ sung đaacuteng kể cho
việc kiểm tra thực tiễn thocircng thƣờng
Slide 23
Slide 24
44
Chƣơng trigravenh ISI ở Hungary
bull Hungary coacute 4 lograve VVER-440 Model 213 đƣợc xacircy dựng vagraveo năm 1983-
amp 1987
bull Coacute Luật năng lƣợng nguyecircn tử
bullCơ quan Năng lƣợng nguyecircn tử Hungary (HAEA) quản lyacute
bullTổng giaacutem đốc HAEA phecirc chuẩn caacutec Hƣớng dẫn cho caacutec phƣơng
phaacutep thực tế trong việc thực hiện Quy chế an toagraven hạt nhacircn
bullLograve phản ứng VVER loại đƣợc thiết kế phugrave hợp với caacutec quy tắc vagrave tiecircu
chuẩn Liecircn Xocirc cũ Những tagravei liệu nagravey đatilde đƣợc phaacutet triển thực tế độc lập
từ caacutec lograve PWR nhƣng caacutec nguyecircn tắc chiacutenha n toagraven tƣơng tự nhƣ
nhau
bullChƣơng trigravenh ISI hiện tại của Hungary khaacutec biệt cả về cấu truacutec vagrave caacutec thocircng số kỹ thuật so với ASME XI
44
bull chƣơng trigravenh ISI của Hungary bao gồm ba thagravenh phần chiacutenh
bull Định kỳ NDE
bull Kiểm tra kết cấu
bull Kiểm tra aacutep lực hệ thống
bull Kiểm tra kết cấu tƣơng đƣơng với kiểm tra trực quan VT-3 loại trong
ASMEXI
bull Toagraven bộ chƣơng trigravenh (Phần Một) bao gồm 10 chƣơng cho 10 bộ phận
quan trọng về an toagravenm bao gồm
bull Lograve phản ứng
bull Bồn bể aacutep lực
bull Caacutec thagravenh phần becircn trong RPV
bull Đƣờng ống lagravem lạnh chiacutenh SG
bull Hungary đang chuyển đổi ISI cho phugrave hợp với
Chƣơng trigravenh ISI ở Hungary
Slide 25
Slide 26
44
bull Một trong những khaacutec biệt lớn nhất giữa ISI NDE Hungary vagrave ASME XI
nằm ở sự khaacutec biệt về khaacutei niệm của caacutec tiecircu chuẩn chấp nhận
bull Tại Hungary nhƣ một hệ quả của việc aacutep dụng caacutec phƣơng phaacutep tiếp cận
của Liecircn Xocirc đaacutenh giaacute UT đatilde đƣợc dựa trecircn sự so saacutenh giữa biecircn độ từ
mẫu vagrave biecircn độ của mẫu đối chứng
bull Coacute sự khaacutec biệt lớn trong caacutec tham số thử nghiệm aacutep lực
bull Giaacute trị aacutep suất hiện đang đƣợc sử dụng ở Hungary lagrave cao hơn so với
caacutec giaacute trị đƣợc đƣa ra bởi ASMEXI
bull Sự khaacutec biệt lớn nhất kiểm tra định kỳ cho thủy lực thagravenh phần Class
1 sau mỗi chu kỳ kiểm tra bốn năm aacutep lực thử nghiệm vocirc cugraveng cao
bull Cả chƣơng trigravenh khung ISI NDE quy trigravenh vagrave Tiecircu chiacute đaacutenh giaacute dều
khocircng coacute thocircng tin rotilde ragraveng cho những tigravenh huống khi NDE vagrave caacutec kết quả
kiểm tra vƣợt quaacute tiecircu chiacute chấp nhận Họ chỉ noacutei rằng trong trƣờng nagravey sẽ
coacute một Ủy ban về sự khocircng phugrave hợp sẽ quyết định
Chƣơng trigravenh ISI ở Hungary
44
bull Chƣơng trigravenh ISI đoacuteng vai trograve quan trọng trong chƣơng trigravenh QAQC
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
bull Caacutech thức xacircy dựng vagrave thực thi chƣơng trigravenh ISI của caacutec nƣớc coacute sự khaacutec nhau đaacuteng kể cả về bề rộng vagrave chiều sacircu
bull Rất nhiều nƣớc chấp nhận hoagraven toagraven hoặc dựa trecircn Quy phạm
ASME XI
bull Nhiều nƣớc phaacutet triển chƣơng trigravenh ISI riecircng cho nƣớc migravenh
bull Một số nƣớc chấp nhận ngay caacutec tiecircu chuẩn của nhagrave thiết kế vagrave
cung cấp cho mỗi loại nhagrave maacutey khaacutec nhau
bull Chƣơng trigravenh ISI cần đƣợc xacircy dựng ngay từ khi thiết kế NM
bull Để coacute thể xacircy dựng chƣơng trigravenh ISI hiệu năng cho migravenh Việt Nam
cần tham khảo kỹ caacutec Chƣơng trigravenh ISI của caacutec nƣớc trecircn thế giới
Thay cho lời kết
10
Slide 27
44
Xin caacutem ơn
II1 THAM LUẬN 4 NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO
NUCLEAR POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
TS Trần Đại Phuacutec
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2
1
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Summary
1 INTRODUCTION
2 INSPECTION IN SERVICES OF NSSSrsquoS IMPORTANT COMPONENTS
3 NDT APPLIED TO UN-IRRADIATED NUCLEAR FUEL
4 NDT APPLIED TO IRRADIATED NUCLEAR FUEL
a Fuel rod
b Fuel assembly
5 CONCLUSION
Slide 3
Slide 4
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
1 INTRODUCTION
All NSSS are subjected to the in service surveillance program Regulations
For the NDT
- Components subjected to the in service surveillance
- Qualification of the NDT control processes (specified in the Standards related to Mechanical components of the NSSS)
The Regulations do not get in detail the controls to be effectuated on different mechanical systems (principles requirements)
The operator establishes the maintenance program for each component (fabrication processes risk analysis experimental feedback analysis)
The maintenance comprises Two types
a National Program Applicable to all NPP in general for each controlled zone
- Description of the controlled zone (material welding possible defects)
- Proposed control method amp control periodicity
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
b Particular Programs
Applicable for all NPP they are under the responsibility of the NPP Director
- These programs related to each NPP get into detail amp point-out for each
controlled zone
+ NDT control process
+ Zone reference amp its extend
+ Precedent control date
+ Organism to effectuate the control
Slide 5
Slide 6
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
2 INSPECTION IN SERVICES OF NSSSrsquos IMPORTANT COMPONENTS
A Extended Control Pressure vessel (16)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (26)
11
Slide 7
Slide 8
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (36)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (46)
Slide 9
Slide 10
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (56)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (66)
Slide 11
Slide 12
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELSB The Current control methods
Surface amp Volume Methods
- Visual amp Televisual methods rarr Surface
- Sipping rarr Surface
- Magnetoscopy rarr Surface
- Eddy Current rarr Surface + ldquoVolumerdquo
- Ionizing radiation rarr Volume
- Ultra-sonic sound rarr Volume
Objectives
- Before the put in service of the installation Complete Initial
visit
Establish a precise map of defect leave behind at fabrication
amp are considered as minor non-conformance in order the
dimensions of such defects could be served as references for the
ulterior visits (according to the ISO-9000 standard)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
In SERVICE During the complete visit or periodical visits
- Find-out new defects resulting the normal operating or
incidental or to verify there are no evolution of the such defects
mentioned above
- To fulfil the above statement
The control methods must have
- A good resolution
- An excellent reproductibility (detect an evolution of the
defect amp to be able to compare)
- Allow a clear interpretation of the results (to make a
decision with minimum incertitude on the pursuing of
the normal or particular operation or have to be
repared)
Slide 13
Slide 14
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Concretly
One must detect amp characterize the defects (dimensions orientation identification of nature amp origin)
Analysis of the consequence by integrating results of appropriated calculations
Choice of control method
No universal control methodrarr To be taken into account
- Defect characteristics (fabrication process or degradation mechanism)
- Orientation position of the defect in the material or at surface static defect or continued evolution
- Characteristics of examined zone (material nature geometry)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
- Degradation risk rarr Importance of means to be deployed to develop the
method which is depended on the importance of the risk in the considered
degradation zones and their consequences
Three Types of control methods qualification
- General qualification Applicable on important safety components
where the degradation mechanisms are identified amp are taken into account
amp no particular defects have been revealed (defects initiated by fatigue
corrosion )
- Specific qualification Applicable to all the safety components at
which defects have been detected (ex risk of thermal fatigue fissure on
RHRS inner plating at reactor of the PVS )
Slide 15
Slide 16
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Conventional qualification Applicable to zones of components important
to safety at which there is no identified degradation mechanisms
In case of lack of qualification amp emergency rarr Expertise examinations
Numerous examination categories
Visual examination To control the no defect on components or
systems (CRC screw supports man-hole loose parts damage )
With camera endoscope with image recording
- Inner plate of PVS Pressurizer man-hole Bottom penetration of
the PVS (objectives deposits (boron corrosion) surface degradation or
defects)
Televisual expertise examination To detect fissure initiated by SCC (Ex
Internal adaptators in Inconel 600 of PVS head)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Examples SG Tubes (crakings deformations chocks )
12
Slide 17
Slide 18
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On-site examination of SG tubes by Camera
- Camera Head
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Observed internal surface defects
- a) b) Fissure at stud
- c) b) at laboratory
Slide 19
Slide 20
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Examination of extracted SG tubes plugs
-Mechanic plug Advanced transversal cracking
at inner surface
Notch transversal cracking at
inner surface
Longitudinal notch cracking at
inner surface
Longitudinal notch cracking at
external surface
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Dismountable plugs
Slide 21
Slide 22
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Expertise of
Instrumentation
Inconel 600 connection
on Pressurizer
Place amp schema
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Localization amp aspect of cracking
At external surface At internal surface
Slide 23
Slide 24
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
SCC of centering pins Inconel 750 On-site US tests
Upper core structure US controls
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding wear of control rods
Slide 25
Slide 26
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Fuel assembly Cladding wear
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
EC sensors EC Principle
13
Slide 27
Slide 28
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
PVS In Service Inspection Machine
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
SG Tubes Eddy Current
Slide 29
Slide 30
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Inconel 600 Zones SCC on Low Support Plate
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
3 NDT APPLIED TO UN-IRRADIATED NUCLEAR FA
Fuel Rod
- Control of welding
porosities undercuts by radiography
D gt 040mm (99)
D gt 045mm (100)
Rejected all e lt 99 (e = 047mm)
under-penetration is difficult to detect by radiography
Slide 31
Slide 32
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Tungsten inclusion Tungsten is more absorbent to X rays than does
Zircaloy it is due to the welding electrode
Rejected 100 tungsten inclusion of Dgt 025 mm
In the Seal-Weld-pot Absence of metallic liaison or defects
(porosities) are considered as under-penetrations
The clean weld bead must be gt 0510 mm
under-penetration
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
- Film kodak M or Geveart D2
- Shot distance 07 to 1 m
- Pause time 2 to 3 min
- Power 200kV to 300 kV
- 3 views 120
- Image quality 032 mm must be visible
Efficiency curve for welding radiography
of fuel rods for porosities
Slide 33
Slide 34
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Automatic control of fuel cladding US Sound
Objective
- To detect
External diameter
Internal diameter
thickness
US immerged gages
emits wave at water
zircaloy
- De by the time spacing depart
impulsion of the first arrival echo on the tube with the same emitted by the symetrical US gage
- Thickness by the time spacing imput impulsion in the tube and to the reflexion from the inner surface
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding tube control of 4 standard defects
Slide 35
Slide 36
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding control band
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Control of Grid Spacers Pressure amp Strain gages
14
Slide 37
Slide 38
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Final control of fuel assembly
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Fuel rod Enrichment control by Gamma Scanning
Control effectuated through the cladding
Only measurement a discrimination of radiation between the U235 amp U238
allows industrial rhythm (a fabrication chain products from 3 to 4 km of
fissile material per day)
Most of all the world (except China) utilizes the delay gamma consequence
of the activation of the U235 by a thermal flux of neutrons
Essential of measured delay gamma comes from Krypton 91 (T= 10s) and
different isotopes of Barryum (T~ 3 to 5s)
Each fuel rod pass through all lts length)
- first in neutron beam zone
- after behind one (or several) gamma detector(s)
Slide 39
Slide 40
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history of each pellet could be resume such as
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history responds to the equation such as
A = k[(NσfOslash)37 x1010] x (1 ndash e-λθ) x e-λt
Where A = activity (Cigram)
N = atom number of U235
σf = fission absorption of U235
Oslash = thermal neutron flux
θ = activation time
t = fuel rod transfert time
λ = radioactive constant
The measuring of ƒAdt is proportional to N atom U235 by unit length
of the fissile column (and not to the enrichment)
all variation of the speed V of the fuel rod transfer will affect on the
measuring of θ t amp dt (dVDVlt 10-3)
Slide 41
Slide 42
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Principle
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
4 NDT APPLIED TO IRRADIATED NUCLEAR FUELToday LWR have reached a remarkable high level of manufacturing
quality and operational reliability However fuel rod failures do occur
causing a release of fission products (FP) into the PCS
The release of FP is a complex function of plant operational
characteristics and can occur in several different ways
-A slow or sudden release of the fission gases during the process
of clad perforation
- A steady release of FP through existing clad perforation during
power operation
- Fission spiking during shutdown start-up rapid power changes
and coolant depressurization
- A moderately increasing release rate during non-steady
operation of the plant
Slide 43
Slide 44
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Since NPP have licensing limits for the release of volatile FP to the
environment (off-gas limits) detailed monitoring of the development of clad
failures is necessary by the operators
During reactor operation FP concentration amp the ratio between different
FP nuclides in the PCS are only the indicators of the fuel clad failures
Therefore the only means for detecting fuel clad failures on-line are
- Monitoring the coolant amp off-gas activity concentration or
- Measuring the flux of delayed neutrons emitted by some short-
half-life FP
After shutdown various sipping techniques are available to identify
defective fuel assemblies or fuel rods
An US inspection technique allows to pinpointing of failed fuel rod within
an assembly
For defect testing of individual fuel rod after withdrawal from the
assembly an EC technique can be applied
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
General survey of the procedure of defect surveillance
During operation
Monitoring of PCS amp off-gases PF activity
Location of defective fuel assembly within the core
Control assembly manoeuvre amp activity monitoring
During or after refuelling
Identification of defective fuel assemblies by sipping
(partially or complete reactor core)
Identification of defective fuel rods within the fuel assembly
- visual inspection outer row fuel rods
- US testing
- Withdrawal of individual fuel rods
- EC defect testing
Slide 45
Slide 46
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping test facility-fluid system schematic All sipping techniques make use of the fact
that a rise in temperature caused by decay heat
drives dissolved FP or fission gases out of
defective rods
A first indication of defective fuel assembly
can be obtained by a sipping technique that
utilizes the release of gaseous FP while the
assembly is contained in the refuelling machine
In LWRs the refuelling machine consists of a
pole guiding of the fuel assembly but also
suppressing natural convection On pulling
the FA into the pole of the refuelling machine
changes of the hydrostatic pressure occur
resulting in a release of gaseous FP from a failed
rod
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The gaseous FP are collected in a measuring chamber connected to a
Ge(Li) detector and a multichannel analyser
The measured activity is a measure for the integrity of the fuel assembly
itrsquos a qualitative measurement
In order to increase the activity level in NPP the FP are entrained by air
injection underneath the bottom end fitting
If reliable results from a sipping test are to be obtained the FP used for
analysis must fulfil the following requirements
- They must be produced in measurable quantity
- They must be an intensive high energetic and long lived βamp γ
radiation
- They must be sufficiently in water soluble or in gaseous form
In the wet sipping test the most commonly measured isotopes are I131
(T=8d γ=0637 MeV) Cs134 (T= 2y γ=0605 MeV137) amp Cs (T= 301y γ=662
MeV) amp others Cs136 (T=13d γ= 1046 MeV) Xe133 (T=53d γ = 0347
MeV) Kr85 (T= 107d γ = 0514 MeV)
15
Slide 47
Slide 48
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
In dry sipping technique the Ge(Li) detector has to be installed in the gas
flow loop of the sipping box near the spent fuel pool
The criteria used for discriminating between intact suspect and defective
fuel assemblies vary among users of the sipping test
All criteria require the background activity (sipping box without fuel
assembly) to be determined frequently by separated samples
The decision whether the tested fuel assemblies are defective or intact is
given by the ratio
f = activity of box-water sample with FAactivity of box-water sample
without FA
f = sipping factor
f lt 152 to 2 rarr FA sound
152 lt f lt 3-5rarr FA suspect
f gt 3-5 rarr FA defected
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Slide 49
Slide 50
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Pneumatic compressed air of the fuel
handling machine equipment The air
inlet conduct is shown in the center
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Release of FP during the
quantitative sipping This
technique allows to
discriminate the size of the
defect
ldquoLargerdquo defect size rapid
release of FP
ldquoSmallrdquo defect size release
prolonged
Slide 51
Slide 52
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel storage pool
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Measuring of expansion chamber of the irradiated fuel rod by extraction
Objective
Measuring the internal pressure of fission gases
Means
Performance
- Measured pressure 2 bars
- Volume 10 cm3 05cm3
Slide 53
Slide 54
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
ZrO2 thickness measuring by EC
Objective
- Measuring of ZrO2 thickness on irradiated fuel rods
- Axial plot of the ZrO2 thickness
Principle
Impedance variation of a probe placed near the sample
Means
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Results
Slide 55
Slide 56
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Expertise of the blocking of the CRC
Upper part of the PVS
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
5 Conclusions
Quality respected right from the design and pilot run stages is conducive to defect prevention and optimizes the costquality ratio
From startup and routine maintenance problems in all fields from civil
engineering to electromechanical
Construction work and testing
Well adapted specifications achieving an optimum trade-off between
operating requirements and investment costs and covering the entire
industrial process from design manufacturing and associated
inspections to assembly and testing
Efficient Surveillance
By manufacturing surveillance equipment defects can be detected
at a very early stage
Well adapted to circumstances it enables compliance with deadlines
and efficient long term operation of installations
16
Slide 57
Slide 58
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Quality Targets Safety Reliability and availability
Quality organization
Supplier and contractor selection assessment of their quality
organization
Performance of quality audits
Qualification tests
In-factory manufacturing surveillance
On-site construction and assembly surveillance
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On the basis of the above observations for the Ninh Thuacircn Project it
is necessary to set up a technical expert body related to NDT amp DT in
order to assist at different stages amp fields (from startup and routine
maintenance problems from civil engineering to electromechanical
construction works and testing) different organizations involving to
fulfil their jobsin the project such as
VARANS
TSO organisation to VARANS
VINATOMrsquos Technical support Institute
EVN
Slide 59 NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
THANKS FOR YOUR ATTENTION
II1 THAM LUẬN 5 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN CƠ HỘI amp tHAacuteCH THỨC VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircNCƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC
VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
22052015
NỘI DUNG
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacute CAacuteC LOgrave PHẢN ỨNG
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC DO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHO COcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
VAgraveI MINH HỌA VỀ COcircNG TRƢỜNG XAcircY DỰNG NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 3
Slide 4
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacuteLOgrave PHẢN ỨNG HẠT NHAcircN
Caacutec lograve phản ứng hạt nhacircn
PWR Lograve hạt nhacircn đƣợc sử dụng phổ biến nhất (westinghouse)
BWR General electric
PHWR CANDU INDIA
AGR UK
RBMK Nga
FBR Lograve hạt nhacircn thế hệ mới (Nga Nhật)
17
Slide 5
Slide 6
Nguyecircn lyacute lograve PWR
nguyecircn lyacute lograve LWR
Slide 7
Slide 8
Nguyecircn lyacute BWR
Lograve CANDU
Slide 9
Slide 10
Lograve AGR
Lograve RMBK
Slide 11
Slide 12
Lograve FBR
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨCDO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 13
Slide 14 Dự kiến đến năm 2020 Việt nam cần hơn 1000 kỹ thuật viecircn đƣợcđagraveo tạo đủ năng lực để phục vụ trong lỉnh vực năng lƣợng hạt nhacircn(theo baacuteo caacuteo của Bộ Khoa Học amp Cocircng nghệ)
Số kỹ thuật viecircn nagravey chủ yếu phục vụ cho giai đoạn xacircy dựng nhagravemaacutey nghiecircn cứu phaacutet triển caacutec ứng dụng hạt nhacircn (RampD) vagrave hỗ trợkỹ thuật
Cần thecircm khoảng 6000 đến 10000 lao động cho quaacute trigravenh xacircydựng nhagrave maacutey điện hạt nhacircn dự kiến sẽ khởi cocircng trƣớc 2015 vagrave2020 sẽ đi vagraveo vận hagravenh khai thaacutec
Hiện nay coacute khoảng 800 nhacircn sự phần lớn đang cocircng taacutec tạiVietnam Atomic Energy Commission vagrave đang ldquogiagrave đirdquo
(Theo Bộ Giaacuteo dục amp Đagraveo tạo) khoảng 11232 triệu US dollars sẽđƣợc đầu tƣ cho đagraveo tạo nhacircn lực cho lỉnh vực khoa học vagrave cocircngnghệ hạt nhacircn
TOAgraveN CẢNH
THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần chuẩn bịtrƣớc từ 12 đến 15 năm trƣớc thời điểm hoagraventhagravenh vagrave đƣa vagraveo khai thaacutec
Đối với nhagrave maacutey năng lƣợng hạt nhacircn đầu tiecircnthigrave việc chuẩn bị đội ngủ coacute đủ năng lực đểhoạch định triển khai vagrave xuacutec tiến dự aacuten coacute khicần đến 20 năm trƣớc khi nhagrave maacutey đi vagraveo vậnhagravenh khai thaacutec
Vấn đề phaacutet triển cocircng nghệ amp nhacircn lực coacute đủnăng lực amp trigravenh độ thực sự lagrave một thaacutech thứcvagrave để coacute đƣợc một đội ngủ nhƣ vậy so vớitoagraven cảnh necircu trecircn theo tocirci lagrave quaacute chậm cần
18
Slide 15
Slide 16
CAacuteC CƠ HỘI CẦN TẬN DỤNG Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần sự hợp taacutec
quốc tế ldquochacircn thagravenhrdquo vagrave hiệu quả
ndash Quaacute trigravenh chuyển giao cocircng nghệ cốt lỏi coacute vai trogravequyết định đối với kết quả thagravenh cocircng của dự aacuten
Vai trograve quản lyacute hổ trợ của nhagrave nƣớc đối vớicaacutec thagravenh tố tham gia (Thiết kế chế tạo thiếtbị Giaacutem saacutet chất lƣợng đagraveo tạo nhacircn lực saacutet hạch amp kiểm định) sẽ cụ thể coacute tiacutenh thiếtthực amp hiệu quả
Cơ hội để caacutec lực lƣợng tham gia định hƣớngvagrave kiến tạo nguồn lực (cocircng nghệ phƣơngphaacutep nhacircn lực) sẳn sagraveng tiếp thu amp triển khaicocircng nghệ tiecircn tiến ngang tầm quốc tế
YEcircU CẦU NGUỒN LỰC
Tiacutenh sẳn sagraveng về mặt cocircng nghệ (phƣơngphaacutep nhacircn lực) của caacutec nhagrave thầu trong nƣớc
Tiacutenh sẳn sagraveng về caacutec điều kiện chứng nhận cocircng nhận phƣơng phaacutep nhacircn lực
Định hƣớng đagraveo tạo (kiến thức thực hagravenh)caacutec phƣơng phaacutep amp nhacircn lực theo yecircu cầu
Slide 17
Slide 18
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHOCOcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
CAacuteC CAcircU HỎI CẦN LAgraveM ROtilde
Coacute cocircng nghệ hagraven chuyecircn biệt aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey hạt nhacircn
Chứng nhận qui trigravenh vagrave saacutet hạch thợ hagraven đaacutep ứng caacutec chuẩn mực của nhagrave maacutey điện hạt nhacircn sẽ nhƣ thế nagraveo
Caacutec yecircu cầu về chất lƣợng hagraven vagrave tiecircu chuẩn đaacutenh giaacute aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 19
Slide 20
CAacuteC THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Hagraven trecircn caacutec vật liệu coacute yecircu cầu đặc biệt cao
ndash Cơ tiacutenh độ bền gt 80ksi (~560 Mpa)
ndash Khaacuteng nứt vagrave chịu mỏi
ndash Chống ratildeo
ndash Bền nhiệt
ndash Chống ăn mograven tinh giới (weld decay) xoacutei mograven (erosion)
Hagraven trecircn theacutep regraven
Hagraven trecircn hợp kim Chrome Nickel zircalloy
Hagraven caacutec chi tiết dagravey với ứng suất biến dạng nhiệt tối thiểu
Hagraven trong điều kiện mocirci trƣờng khắc nghiệt
Xử lyacute nhiệt amp kiểm soaacutet chu trigravenh nhiệt quaacute trigravenh hagraven
Hagraven trecircn theacutep hai lớp (clad steel) hagraven đắp (overlay) seal weld
Caacutec phƣơng phaacutep hagraven truyền thống coacute đaacutep ứng đƣợc yecircu cầu
Coacute hầu hết caacutec phƣơng phaacutep hagraven hồ quang đƣợc triển khai trong nƣớc (GTAW GMAW FCAW SAW) đều coacute thể đaacutep ứng đƣợc
Khocircng đối với một số hạng mục vật liệu cần caacutec phƣơng phaacutep hagraven cải tiến chƣa triển khai trong nƣớc (nhƣ ldquoA-TIGrdquo Narrow-gap SAW Orbital TIG Tandem GMAW Hybrid Laser -GMA ) hoặc caacutec phƣơng tiện hỗ trợ nhƣ Orbital GTA GMA robot FCA
Slide 21
Slide 22 MINH HỌA VỀ CAacuteC PHƢƠNG PHAacutePNarrow-gap SAW
Orbital TIG Orbital Tube to sheet
Tandem GMAW Hybrid Laser - GMA - Aacutep dụng
Hagraven ma saacutet xoaacuteyHagraven Plasma
Vấn đề khocircng chỉ lagrave phƣơng phaacutep
Tồn tại lớn nhất vẫn lagrave nguồn nhacircn lực coacute kiến thức kỹ năng vagrave kinh nghiệm đối với caacutec yecircu cầu phƣơng phaacutep hagraven sẽ đƣợc aacutep dụng trong chế tạo caacutec chi tiết vagrave thi cocircng lắp đặt
Vấn đề ldquochứng nhận cocircng nghệ thợ hagravenrdquo để đƣợc tham gia vagraveo dự aacuten
Vấn đề nhacircn lực đầu vagraveo để đagraveo tạo vagrave tham gia ldquoon job trainingrdquo
Saacutech lƣợc vagrave giải phaacutep bao gồm
ndash Nacircng cao kiến thức về cocircng nghệ hagraven cho đội ngủ giaacuteo viecircn dạy nghề ở caacutec trƣờng trung tacircm đagraveo tạo nghề
Slide 23
Slide 24
Qui trigravenh hagraven amp Saacutet hạch thợ hagraven
Đaacutep ứng caacutec yecircu cầu
ASME IX vẫn lagrave hƣớng dẫn cơ bản đối với việc chứng nhận qui trigravenh amp saacutet hạch thợ hagraven
vagrave NB 4000 - ASME III chỉ ra caacutec yecircu cầu cụ thể về kiểm soaacutet vật liệu tiecircu chiacute đaacutenh giaacute phạm vi aacutep dụng thữ nghiệm kiểm chứng
Ngoagravei ra cần aacutep dụng thecircm NCR 10CFRip55050 ip5100 khi thiết lập qui trigravenh kiểm soaacutet giaacutem saacutet
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
19
Slide 25
Slide 26
Cocircng nghệ mới
tiếp
Slide 27
Slide 28
tiếp
Slide 29
Slide 30
Hagraven theacutep cốt pha HY80 vagraveo theacutep tấm (hoặc stainless steel)
Lắp dựng block
Slide 31
Slide 32 Cocircng trƣờng xacircy dựng
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn điển higravenhMột số caacutec higravenh ảnh cocircng trƣờng xacircy dựng
XIN CẢM ƠN
II1 THAM LUẬN 6 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Hagrave Nội 22052015
20
Slide 1
Slide 2 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA
NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG
ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Trung tacircm Đaacutenh giaacute khocircng phaacute hủy (NDE)
Hagrave Nội 22052015
NỘI DUNG
bull Phƣơng phaacutep mới kiểm tra khuyết tật trong
nhagrave maacutey nhiệt điện aacutep dụng đƣợc cho điện hạt
nhacircn
bull Xử liacute để dự đoaacuten sự phaacutet triển khuyết tật
bull Đagraveo tạo nghiecircn cứu để Đaacutenh giaacute tuổi thọ cograven
lại của nhagrave maacutey nhiệt điện coacute thể aacutep dụng cho
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 3
Slide 4
CRACKSIZERreg ndash NDT TIEcircN TIẾN
bull Hiện đang coacute một số phƣơng phaacutep
NDT kiểm tra chất lƣợng vật liệu
bull CrackSizerreg ndash aacutep dụng điện từ
trƣờng để phaacutet hiện vagrave xaacutec định
khuyết tật bề mặt
bull Kĩ thuật ACFM (Alternating Current
Field Measurement)
bull Nguyecircn lyacute ACFM
bull CrackSizerreg coacute thể xaacutec định độ sacircu
khuyết tật cung cấp thocircng tin cần
thiết cho pheacutep theo dotildei đảm bảo tiếp
tục vận hagravenh nagraveh maacutey điện an toagraven
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTĐaacutenh giaacute phaacutet triển khuyết tật
bull Khi phaacutet hiện khuyết tật dẫn đến nguy cơ mất an khi vận hagravenh
bull Nguời vận hagravenh quản lyacute mong muốn khắc phục sự cố ngay
bull Dugraveng cơ học phaacute hủy tiến hagravenh ETHGPT khuyết tật trong chi tiết
bull DTA (Defect Tolerance Assessment) ndash cho pheacutep đƣa ra caacutec
thocircng tin chi tiết về kiacutech thuớc khuyết tật nguy hiểm vagrave chu kỳ
kiểm tra đảm bảo thiết bị vận hagravenh an toagraven
bull Dựa vagraveo một số tiecircu chuẩn ETHGTT ASNZS 37882006
BS79102005 British Energy EDF R5-R6 vagrave API 579ASME
FFS-1 HRLT đatilde tiacutenh toaacuten vagrave đaacutenh giaacute sự phaacutet triển khuyết tật
trong caacutec chi tiết khaacutec nhau của nhagrave maacutey nhiệt điện
Slide 5
Slide 6
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật trong nhagrave maacutey nhiệt điện
1 Governor Valve Seat Cracking
2 Control amp stop valve DTA
3 HPIP outer turbine casing cracking
4 Cracking in MS bifurcation and HP bypass line welds
5 Steam receiver cracking
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật nhagrave maacutey nhiệt điện
6 To assist Hydro Test to avoid Brittle failure
7 Upper steam drum FW inlet nozzle
8 HP heater weld cracking
9 ID fan impeller cracking
10 HP turbine cracking
11 LP rotor
Slide 7
Slide 8
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
Mục điacutech việc ETHGTT
bull Tiết kiệm bảo hagravenh vagrave sửa chữa thiết bị
bull ETHaacutenh giaacute ảnh hƣởng caacutec quy trigravenh vận hagravenh nhagrave maacutey linh hoạt hơn
bull Phục vụ chƣơng trigravenh kiểm tra định kỳ dựa trecircn rủi ro (RBI)
bull Phaacutet triển kế hoạch quản lyacute an toagraven thiết bị
bull Xacircy dựng database cho hệ thống quản lyacute nhagrave maacutey
bull Xaacutec định tigravenh trạng thiết bị vagrave đaacutenh giaacute phiacute tổn khi nhagrave maacutey lagravem việc
ở chế độ vận hagravenh chu kỳ (cyclic operations)
bull ETHaacutenh giaacute baacuteo caacuteo tuổi thọ thiết bị từ nhagrave cung cấp thiết bị (OEM)
bull Keacuteo dagravei tuổi thọ thiết bị so với thiết kế ban đầu
bull Phục vụ caacutec mục điacutech thƣơng mại khaacutec khi đaacutenh giaacute tuổi thọ nhagrave maacutey
cho ngƣời chủ hay dự định chủ sở hữu
Slide 9 ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
bull Từ những kết quả cụ thể magrave HRL đatilde lagravem đƣợc NDE sẽ nghiecircn cứu
aacutep dụng để đaacutenh giaacute hoạt động của caacutec nhagrave maacutey điện tại Việt nam
bull Nghiecircn cứu ACFM va DTA thocircng qua caacutec tiecircu chuẩn liecircn quan
BS7910 amp R5-R6
bull Học ANSYS để giải bagravei toaacuten Fracture Mechanics truyền nhiệt tuyến
tiacutenh cho mocirc higravenh 2D amp 3D vagrave phacircn tiacutech chuyển tiếp bằng phƣơng
phaacutep FEA Sử dụng thagravenh thạo caacutec phần mềm chuyecircn mocircn
bull Tiacutenh toaacuten đƣợc ứng suất biến dạng trong chi tiết hiện tƣợng mỏi vagrave
ratildeo nhiệt lập đƣợc bảng dữ liệu về vật liệu
bull Tiếp tục cập nhật kiến thức về FEA amp DTA qua đagraveo tạo vagrave triển khai
thực tế trong đaacutenh giaacute nhagrave maacutey nhiệt điện hƣớng đến điện hạt nhacircn
21
II1 THAM LUẬN 7 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS
THROUGH MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
Hagrave Nội 22052015 Slide 1
Slide 2 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS THROUGH
MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
22052015 at Ha Noi
CONTENTS
1 The goal of MSC
2 The current situation in preparing of HRD
3 Some typical results in the period of 2009-
2013
4 The action plan up to 2020 and
Slide 3
Slide 4
Some brief related infomation
bull Until 2008 There
are approximately
20 thermal power
plants with a total
capacity of 6500
MW that provide
more than 50 of
the total annual
electricity production
in the country
bull Up to now (2014)
There are 32
thermal power
plants in Vietnam
operating with
power of 14408
MW
A plan of
development of NPP
has also been set by
Vietnamese
Government in the
near future with the
first two units of 2000
MW power
wwwndecomvn
NDT NDT NDT
CENTER FOR NDE
Vinatom
INST CNT HCM NEAD Co
Part 1 The goal of MSC 26th August 2008
(in the periods from 1985 to 2008)
ToRs
1 Maintain amp development of NDT amp
Radiation Safety Activities of
Vinatom
2 Carry out RampD activities in Advanced
NDT Techniques
3 Preparation of NDT resourses for the
first NPP in Vietnam
Slide 5
Slide 6
wwwndecomvn
Center for NDE
Material Science
Complex (MSC)
1 NDT (UT RT PT MT
ET VT)
NDT training
2 Elemental amp Structural
Analysis
3 Mechanical Testing
(bend strain press
impact fatiguehellip)
3 Equipment
(maintenance calib
manufacturehellip)
------------------------------------
1 4662 Staffs
2Infrastructure Equipment
Systems
1 NDT (UT RT PT MT ET VT Leak
Testing Hydrotesthellip) for RR amp NPP
NDT training for NPP in Vietnam
2 Material Properties (Elemental and
Structural Analysis Mechanical
Test hellip)
3 Weld Quality Assurance (including
welder qualify mechanical
workshop)
4 Water Chemistry amp Corrosion
5 Material Failure Analysis
-----------------------------------------------------------
1 90120 Staffs
2 Infrastructure and Equipment
Systems
Research
Reactor
Nuclear Power
Plant
(2014)
(2018-2020)
The Gaps
to fulfill
Part 1 The goal of MSC
wwwndecomvn
Part 2 The current situation in preparing of HRD
1 Personnels
- Number of Staffs 58
- Number of NDT experts amp technicians 40
RT level 3 09 UT level 3 07MT level 3 02PT level 3 03CRDIR 08
Technical advisors 06
Slide 7
Slide 8
wwwndecomvn
bull ISOIEC - 17025 2005 (NDT amp calibverification of NDT Equip)bull ISO 9001 2008bull ASNT-SNT-TC -1A ISO 9712 and 17024 for NDT training and
certification
2 QMS
Part 3 Some typical results in the period of
2009-2013
The activities of NDEbull Human Resourse Training in the fields of NDT amp Radiation
Safety
bull RampD the advanced NDT techniques
bull Conducting the tests of RT UT MT PT ET VT
bull Elemental and Structural Analysis
bull NDT in Construction
bull Mechanical testing (bend strain press impact fatiguehellip)
bull Residual Stress Monitoring by Electro-Magnetics method
bull Domestic manufacturing some NDT equipments
bull Caliberationverification of NDT Equipments
bull Services of Radiation Safety in the fields of Industry and
Health
bull Conducting Projects in the frame work of cooperation with
IAEA in the field of industrial NDT
22
Slide 9
Slide 10
wwwndecomvn
1 Training
TRAINING
Inspection Organizations
Oil and gas
Shipbuilding
Hydroelectric
Alpha
Apave
PhatecoInd
ustr
y
Vietsov PetrolThermoelectric
Pro
fessio
nal
ND
T c
om
pan
ies
NDT Companies in Viet Nam amp NDT Training Courses conducted by NDE
( about 60 Cop 2000 NDT persons) (in the period of 2009-2013)
Slide 11
Slide 12
wwwndecomvn
Advanced NDT CR advance ET Phasor XS Stress Monitorhellip
2 NDT Services
PHASOR XS
wwwndecomvn
Conventional NDT
bull Radiographic Testing- RT
bull Ultrasonic Testing- UT
bull Liquid Penetrant Testing- PT
bull Magnetic Testing- MT
bull Eddy Current Testing- ET
bull Ultrasonic Testing Thickness of Material- UTM
bull Positive Material Identification- PMI
bull Ultrasonic Testing Density of Concrete Reinforced
Concrete
bull Ultrasonic Testing Bored piles
bull Analysis composition of materialshellip
NDT Services
Slide 13
Slide 14
wwwndecomvn
NDT Services - Typical Projects
NDT service projects in the period of 2009-2013
wwwndecomvn
3 R amp D (some typical projects)
X-ray Machine in industrial radiography
Slide 15
Slide 16
Research amp Manufacture of Fluoresent RT Equipment
bull The Project was supported by IAEA on ldquoOptimization of DigitalRadiography (DIR) Techniques for Specific Applicationrdquo program(code 333-F2-RC 10611) included 13 countries (Algeria ArgentinaBrazil Canadahellip) finished in 2010 but not Viet Nam
bull This system is focused on cheaper portable and applies digitaltechnology
bull Our assignments Make and apply the same systems in Viet Nam
Project on Research Design and Manufacture of
Moisture and Density of SoilConcrete
Slide 17
Slide 18
4Some inspection activities co-ordinated with VARANS
1738
wwwndecomvn
5 International Cooperation
Projects in Cooperation with IAEA
(2005-2015)
1 Finished Projects
1 RAS 8100 (2005-2006)
2 RAS 8105 (2007-2008)
3 RAS 8110 (2009-2011)
4 VIE 8020 (2009-2011) CR amp ECT
2 Running Projects
1 RAS 1013 (2012-2014)
2 VIE 1009 (2014-2015)
3 RAS 2012009 ndash ldquoCapacity building in applications of advanced
NDE technologies for enhencing industrial
productivityrdquo (August 2014 -)
23
Slide 19
Slide 20
wwwndecomvn
Mitsubishi Heavy Industries LTD Japan
14122012
Mitsubishi presented
NDT for NPP in Japan
06032013
Mitsubishi presented
1Material Inspection during Manufacture
2 Inspection during Manufacture in shop
3 Introduction of latest NDI techniques
4 Nuclear Specific Product Control
wwwndecomvn
The 2nd VietnamJapan ResearchHRD Forum on Nuclear
technology
June 5-6 2014 in Hanoi Vietnum
There are 22 presentations focused on
1NDT for NPP in Japan
2Nuclear Materials
3Development of materials for reactor internals and
piping in light water reactors
4hellip
5The Approach to Effective Nuclear Power Plant Ageing Management (Prof Masahide SUZUKI
Nagaoka University of TechnologyDepartment of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
6THE DEPOSTION AND REACTIONS BETWEEN CESIUM
POLYMOLYBDATES ON STAINLESS STEEL AT HIGH TEMPERATURES
(DO Thi Mai Dung(1) SUPAMARD Sujatanond(1) OGAWA Toru(1)
Nagaoka University of Technology
Department of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
Slide 21
Slide 22
Part 4 The action plan up to 2020 -
The Main Tasks of MSC
ToRs of MSC is technical support to
1 Research Reactor (RR) Nuclear Power Plant (NPP)
2 RampD activities in the field of examination inspection and evaluation of
materialswelds of RRNPP
The main activities of MSC will be
bull 1 NDT (PSIISI) for NPP
bull 2 Weld Quality Assurance
bull 2 Materials Characterisation
bull 3 Research the influence of Tempreture Pressure and Radiation on Materials
Degradation in RR amp NPP
bull 4 Materials Aging and Life time management of NPP
bull 5 Research corrosion and failure Analysis
bull 6 Others (NDT codes and standards personnel qualification and certification
inspection qualificationhellip)
The master plan for MSC (2015-2020)
1 HRD
58(2014)
05 priority research groups towards to 05 lab
2 Equipment for 05 Laboratories
3 Facilities
4 Finance
5 Related others
90(2020)
Slide 23
Slide 24
The Challenges for material scientists in Vietnam
The first NPP will be built in VN
Lack of fundamental knowledge of structural materials
using for LWR
Understanding the behavior of
materials in NPP remains a big
challenges of materials scientists in
Vietnam
The Challenges for material scientists in Vietnam
To cover the materials issued that arise in LWR reactor materials our
experts must understand fundamental knowledge of materials such as
Thermodynamics
Atomic transport in solids
Crystallography defects
Phase transportations
Corrosion
Mechanical behavior and radiation damage
The degration processes that occur
in service itrsquos needed to focused
on the nuclear fuelampcladding the
pressure vessel the reactor
internals and the other parts of the
nuclear supply systems
Slide 25
wwwndecomvn
THANK YOU FOR
YOUR ATTENTION
3
Slide 17
Slide 18
Chuyecircn gia tập đoagraven chế tạo hạt
nhacircn
Mitsubishi Heavy Industries
bull NDT for Nuclear Power Plant in Japan
Thạc sỹ Nguyễn Lecirc Sơn NDT Level
III
Giaacutem đốc chi nhaacutenh NDE tại tp HCM
bull Một số trao đổi đề xuất về xacircy dựng tiềm lực
NDT phục vụ xacircy dựng vagrave quản lyacute nhagrave maacutey
điện hạt nhacircn đầu tiecircn ở Việt Nam
Slide 19 Đocircng đảo caacutec chyecircn gia latildenh đạo tổ
chức chuyecircn nghiệp NDT hagraveng đầu
Việt Nam
bull Trao đổi thảo luận
bull Thống nhất
bull Đề xuất Nhagrave nƣớchellip
II1 THAM LUẬN 2 MỘT SỐ TRAO ĐỔI ĐỀ XUẤT XAcircY DỰNG TIỀM LỰC NDT PHỤC VỤ XAcircY DỰNG VAgrave QUẢN LYacute NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT
NHAcircN ĐẦU TIEcircN Ở VIỆT NAM
TS Đỗ Thị Nguyệt Minh
Đại học Điện Lực
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2
TS Đỗ Thị Nguyệt Minh
Đại học Điện Lực
2252015
MỘT SỐ TRAO ĐỔI ĐỀ XUẤT XAcircY DỰNG TIỀM LỰC NDT
PHỤC VỤ XAcircY DỰNG VAgrave QUẢN LYacuteNHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN ĐẦU TIEcircN
Ở VIỆT NAM
Objective
Power Plants Operators want to operate their
plants
SAFELY (An toagraven)
RELIABLY (Tin cậy)
PROFITABLY (Hiệu quả)
as long as possible
Slide 3
Slide 4 To answer
Operating amp Life management plans aimed at
IMPROVING PERFORMANCE AND
REIABILITY
LOWERING ENVIRONMENTAL IMPACT
OPERATION COST REDUCTION
LIFETIME EXTENSION
Therefore it is necessary to develop and implement
PROCEDURES AND TECHNOLOGIES FOR EQUIPMENTS INSPECTION MATERIAL DEGRADATION DIAGNOSTICS AND PREDIC TION METHODS
ON-LINE CONDITION MONITORING SYSTEMS DATABASE IMFORMATION MANAGEMENT AND EXPERT SYSTEMS
APPROACHES TO MANAGEMENT PLANS FOR INVESTMENT DECISIONS
4
Slide 5
Slide 6 XAcircY DỰNG TIỀM LỰC NDT PHỤC VỤ XAcircY DỰNG VAgrave QUẢN LYacuteNHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN ĐẦU TIEcircN
Chuẩn bị thế nagraveo ƣu tiecircn Nhacircn lực
Hagravenh lang phaacutep lyacute
Đầu tƣ ƣu tiecircn Kỹ thuật phƣơng phaacutep
Thiết bị
Nghiecircn cứu phaacutet triển
helliphellip
Nhagrave nƣớc đầu tƣ vagraveo đacircu tại sao
phải đầu tƣ
(Trang thiết bị hagravenh lang phaacutep lyacute
RampD hellip)
DN khocircng muốn lagravem khocircng thể
lagravem khocircng đầu tƣ )
Đầu tƣ nhƣ thế nagraveo khacircu nagraveo
nội dung gigrave
NPP LIFE CYCLE
Slide 7
Slide 8 XAcircY DỰNG TIỀM LỰC NDT
PHỤC VỤ XAcircY DỰNG VAgrave QUẢN LYacute
NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN ĐẦU TIEcircN
Ở caacutec nƣớc NDT tuy khocircng phải thuần tuacutey lagrave caacutec kỹ
thuật hạt nhacircn nhƣng lại thƣờng cần thiết higravenh thagravenh vagrave
tồn tại phaacutet triển trong ngagravenh năng lƣợng nguyecircn tử
NDT coacute vai trograve quan trọng thực hiện chức năng hỗ trợ
quản lyacute về mặt kỹ thuật để đảm bảo an toagraven caacutec thiết bị
cocircng trigravenh hạt nhacircn ndash điện hạt nhacircn từ khi xacircy dựng cũng
nhƣ đảm bảo hoạt động an toagraven ổn định bền vững
ĐHN Việt Nam
CL năng lƣợng nguyecircn tử
Xacircy dựng Cocircng Nghiệp hạt nhacircn
Nhập cocircng nghệ chigravea khoacutea trao tay
Xacircy dựng NDT hƣớng đến phục vụ
Tự lagravem
Nhập
Slide 9
Slide 10 Hiện trạng Việt Nam
10 năm nữa
20 năm nữa
30 năm nữa
nhập hay chế tạo
Ocirctocirc xe maacutey
NDT khocircng thể taacutech rời sự phaacutet triển của caacutec ngagravenh khaacutec (chế tạo vật liệu điện tử tự động hoacutea hellip)
Trƣớc mắt vagrave tƣơng lai gần
USED PROCEDURES APPROVED BY THE MAIN
CONTRACTOR
NO EXPERIENCE IN CONSTRUCTION OF
NUCLEAR POWER PLANT SO THE QUALITY
ASSURANCE SYSTEM OF THE MAIN
CONTRACTOR WAS ADOPTED
-gt COacute KiẾN THỨC KiỂM TRA ĐAacuteNH GIAacute SỰ PHUgrave HỢP
HỢP CHUẨN CHUNG hellip
-gt NGHIEcircN CỨU TIgraveM HiỂU CAacuteC CHUẨN CAacuteC CHƢƠNG
TRIgraveNH TRA (MỸ PHAacuteP ΓOCT KOREA INDIAhellip )
Slide 11
Slide 12
Một số higravenh ảnh sử dụng NDT cho NPP ở caacutec nƣớc
Một số higravenh ảnh sử dụng NDT cho NPP ở caacutec nƣớc
VT
Slide 13
Slide 14
Một số higravenh ảnh sử dụng NDT cho NPP ở caacutec nƣớc
Một số higravenh ảnh sử dụng NDT cho NPP ở caacutec nƣớc
PT
5
Slide 15
Slide 16
Một số higravenh ảnh sử dụng NDT cho NPP ở caacutec nƣớc
ACT
Slide 17
Slide 18
UT
UT
Slide 19
Slide 20
PAU
KINH NGHIỆM KHOcircI PHỤC XAcircY DỰNG VAgrave
VẬN HAgraveNH LOtilde PHẢN ỨNG HẠT NHAcircN ĐAgrave LẠT
Xacircy dựng lắp đặt NDT Nhoacutem NDT khoảng 10 ngƣời
Supervisor XAXA LX
Tiecircu chuẩn LX
Quy trigravenh quy phạm LX
Thiết bị kiểm tra LX (RT UT hellip)
Thợ hagraven V1 Volodia Miron V2 VN
Quản lyacute khai thaacutec vận hagravenh NDT Sử dụng NDT
VT camera SA nhuacuteng Soi queacutet thagravenh lograve
Slide 21
Slide 22 NDT FOR NPP VIỆT NAM
PHƢƠNG PHAacuteP KỸ THUẬT
NDT cho NNP
NDT cho Cocircng nghiệp thocircng thƣờng
GIỐNG NHAU
Xacircy lắp thi cocircng PSI NDT thocircng thƣờng
NDT kỹ thuật cao (mới)
KHAacuteC NHAU ISI
ĐAtilde COacute
BỔ SUNG ĐẦU TƢ THEcircM
Slide 23
Slide 24 Quản lyacute Vận hagravenh Bảo dƣỡng Keacuteo dagravei tuổi thọ
Cấp pheacutep vận hagravenh dựa trecircn caacutec thocircng số kỹ thuật
chuẩn đoaacuten
NDT đặc thugrave (an toagraven bx tự động hoacutea hellip)
NDT kỹ thuật cao
NDT thocircng thƣờng
Đầu tư caacutec cocircng cụ NDT đặc thugrave - thường lagrave
kỹ thuật cao tự động hoacutea như caacutec kỹ thuật
kiểm tra ống dograveng điện xoaacutey (ETC) siecircu acircm
(IRIS) caacutec kỹ thuật chuẩn đoaacuten higravenh ảnh caacutec
kỹ thuật giaacutem saacutet tự động soi chụp (VT3
VT4)hellip
6
Slide 25
Slide 26 ĐẦU TIEcircN
CHUẨN BỊ HAgraveNH LANG PHAacuteP LYacute
ĐƢA NDT LAgrave COcircNG CỤ PHỤC VỤ XAcircY DỰNG VAgrave
QUẢN LYacute NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN ĐẦU TIEcircN
NDT COacute THỂ CHỦ ĐỘNG THAM GIA HIỆU QUẢ
VAgraveO CAacuteC QUAacute TRIgraveNH
SỬ DỤNG CAacuteC TIEcircU CHUẨN QUY CHUẨN TRONG
HAgraveNH LANG PHAacuteP LYacute CỦA ViỆT NAM
What
When
Where
How
How much
Why and
How much does it cost
TRAUcirc LOcircOslashI NtildeOumlOcircIumlC CAUgraveC CAAcircU HOUcircI
Slide 27
Slide 28
Kinh nghiệm Korea
Korea Electric Power Industry Code (KEPIC)
Korea Electric Power Industry Code (KEPIC)
A set of integrated standards applicable to the whole phases of design manufacturing installation testing operation and maintenanceof electric and power facilities such as transmission transformation distribution facilities as well as nuclear and fossil power plants so as to ensure their safety and reliability of those facilities
Slide 29
Slide 30 INDIA
One of the prerequisites for operating a nuclear power plant is to establish and implement the in-service inspection programme to examine plant structures systems and components for detecting and identifying possible deterioration and take remedial action
This guide provides necessary information to
assist organisationspersonnel participating in
the development and implementation of the in-
service inspection programme for nuclear
power plants to meet the requirements
specified in the Code of Practice on Safety in
Nuclear Power Plant Operation
(AERBSCO)
Slide 31
Slide 32 This guide has been prepared by specialists in the
field drawn from Atomic Energy Regulatory
Board Bhabha Atomic Research Centre
Nuclear Power Corporation of India Limited
and other consultants It has been reviewed by
the relevant AERB Advisory Committee on
Codes and Guides and the Advisory Committee
on Nuclear Safety
Canada
Slide 33
Slide 34
Scope of Responsibility in Inspections for NPPs
Welding Safety Management Review
Periodic Safety Management Review
Inspection by JNES
Periodic Inspection
On-the-spot Inspection
Pre-service Inspection
Fuel Inspection
Very Safety-Significant
Structures Systems
and Components are inspected
By NISA
Almost 85 items are
conducted by JNES
Inspection by NISA and JNES
Inspection by NISA
Fitness-for-Safety Inspection
Nhật
7
Slide 35
Slide 36
Chacircn thagravenh cảm ơn
II1 THAM LUẬN 3 YEcircU CẦU VAgrave TẬP QUAacuteN VỀ ISI CHO NHAgrave MAacuteY
ĐIỆN HẠT NHAcircN Ở MỘT SỐ QUỐC GIA
TS Nghiecircm Xuacircn Khaacutenh
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2
Yecircu cầu vagrave Tập quaacuten về
ISI cho nhagrave maacutey điện hạt nhacircn ở một số quốc gia
TS Nguyecircn Xuacircn Khaacutenh
Hội thảo NDT cho Nhagrave Maacutey Điện hạt nhacircn Việt Nam
Hagrave Nội 22052015
1
Nội dung
1 Hệ thống Tiecircu chuẩn vagrave Quy chuẩn liecircn quan đến ISI
NM ĐHN
2 Caacutec yecircu cầu về phaacutep quy đối với caacutec Tiecircu chuẩn vagrave Quy
chuẩn ISI
3 So saacutenh caacutec chƣơng trigravenh ISI
4 Một số Chƣơng trigravenh ISI chọn lọc
5 Một số thocircng tin về Tiecircu chuẩn thiết kế vagrave xacircy dựng NM
ĐHN của Nga về phƣơng diện PSIISI vagrave NDT
Slide 3
Slide 4
1 Hệ thống Tiecircu chuẩn vagrave
Quy chuẩn liecircn quan đến ISI
Luật
Tiecircu chuẩn
Quy chuẩn (Quy phạm)
Quy tắc
4
Luật Sắc lệnh của bộ Quy chuẩn kỹ thuật (Nhật)
bull Luật về quản lyacute nguồn phoacuteng xạ thanh nhiecircn liệu vagrave
lograve phản ứng hạt nhacircn
Quy chuẩn về caacutec thiết bị liecircn quan trực tiếp đến lagravem lạnh
tắt lograve vagrave về hệ thống chứa chất thải phoacuteng xạ
bull Luật điện lực
Quy chuẩn về cơ sở vật chất liecircn quan tới sản xuất điện
bull Caacutec Sắc lệnh vagrave thocircng baacuteo của caacutec bộ
Sắc lệnh METI 62 Tiecircu chuẩn kỹ thuật về
caacutec thiết bị phaacutet điện hạt nhacircn
bull Caacutec quy chuẩn kỹ thuật của caacutec hiệp hội kỹ thuật
Quy phạm JSME về caacutec thiết bị phaacutet điện hạt nhacircn
Slide 5
Slide 6
Hệ thống luật liecircn quan đến ISI
Caacutec luật của Chiacutenh phủ
Sắc lệnh của caacutec bộ
(Caacutec tiecircu chuẩn kỹ thuật)
Caacutec quy chuẩn kỹ thuật của caacutec Hiệp hocirci kỹ nghệ
Caacutec quy chuẩn kỹ thuật
của caacutec Hiệp hội kỹ nghệ
3
Luật
Sắc lệnh
Của caacutec bộ
(Tiecircu chuẩn kỹ thuật)
5
Luật Tiecircu chuẩn kỹ thuật vagrave Quy chuẩn JSME
Luật điện lực
Sắc lệnh METI No62
Quy phạm JSME
Caacutec quy tắc về FFS
(JSME S NA1)Quy tắc ISI Flaw Evaluation RRA
Quy phạm JSME
Caacutec quy tắc về Thiết kế
vagrave Xacircy dựng
(JSME S NC1)
Caacutec quy tắc về
Hagraven
(JSME S NB1)
8
Slide 7
Slide 8
6
Luật Tiecircu chuẩn kỹ thuật vagrave caacutec Quy chuẩn
Luật yecircu cầu caacutec chủ NM ĐHN phải
tuacircn thủ theo caacutec sắc lệnh của bộ
(tiecircu chuẩn kỹ thuật)
Sắc lệnh của bộ định rotilde caacutec tiacutenh năng
magrave caacutec thiết bị phải thỏa matilden
Caacutec hiệp hội kỹ thuật xacircy dựng caacutec
quy phạm thỏa matilden sắc lệnh của bộ
(Tiecircu chuẩn kỹ thuật)
Cơ quan quản lyacute xem xeacutet vagrave chấp nhận
aacutep dụng caacutec quy chuẩn của caacutec hiệp hội
Quy chuẩn của
hiệp hội
Kỹ thuật vagrave
định lƣợng
Khocircng phải về kỹ thuật
Magrave về luật phaacutep
Kỹ thuacirct
nhƣng
Luật định tiacutenh
MSắc lệnh
của bộ
(Tiecircu chuẩn
kỹ thuật)
Tiecircu chuẩn kỹ thuật vagrave caacutec quy tắc của Quy phạm
Caacutec yecircu cầu về tiacutenh năng của
Tiecircu chuẩn kỹ thuật
(1) Phograveng ngừa về gatildey dẻo
(2) Phograveng ngừa biến dạng lớn
(3) Phograveng ngừa hƣ hại do mỏi
(4) Phograveng ngừa uốn dọc
(1) Khocircng chấp nhận caacutec vết nứt coacute
thể gacircy đứt gatildey
(2) Khocircng chấp nhận caacutec vết nứt biecircn
do ứng xuất
(Định tiacutenh)
Quy phạm JSME về thiết kế vagrave Xacircy dựng
(1)Giới hạn của ứng xuất sơ cấp
(2) Giới hạn của ứng xuất sơ cấp vagrave thứ cấp
(3) Giới hạn hệ số sử dụng tiacutech lũy
(4) Giới hạn ứng xuất neacuten dọc trục
Quy phạm JSME FFS
(1)Caacutec quy tắc Kiểm tra vagrave đaacutenh giaacute
khuyết tật của caacutec bộ phận becircn trong lograveetc
(2) Caacutec quy tắc Kiểm tra vagrave đaacutenh giaacute caacutec
thagravenh phần C1 vv
(Định lƣợng)
7
Slide 9
Slide 10
8
2 Caacutec yecircu cầu về phaacutep quy đối với caacutec
Tiecircu chuẩn vagrave Quy chuẩn ISI NM ĐHN
Caacutec lograve HN đang hoạt động
Cơ sở phaacutep lyacute vagrave tập quaacuten
Caacutec tiecircu chuẩn quy chuẩn vagrave caacutec hƣớng dẫn
12
Bảng 1Caacutec lograve hạt đang hoạt động ở một số quốc gia
Quốc giaSố lograve phản ứng đang
hoạt độngKiểu lograve phản ứng
Năm đƣa vagraveo hoạt
động
Phần Lan 4 PWR (2)
BWR (2)
1977
Phaacutep 48 PWR (43)
GCR (4)
LMFBR (1)
1969
Nhật 34 PWR (16)
BWR (16)
GCR (1)
HWLWR (1)
1970
Hagraven 6 PWR (5)
PHWR (1)
1978
Mỹ 101 PWR (67)
BWR (33)
HTGR (1)
1961
Slide 11
Slide 12
12
Bảng 2YEcircU CẦU VỀ PHAacuteP QUY
Quốc gia Cơ sở phaacutep ly Cơ quan chịu traacutech nhiệm Caacutec quy định cơ bản
Finland Nghị định Phần Lan về bigravenh aacutep
lực caacutec văn bản phaacutep quy liecircn
quan đến hạt nhacircn
Trung tacircm Phần Lan về bức xạ
vagrave An toagraven hạt nhacircn (STUK) lagrave
cơ quan quản lyacute quốc gia về cơ
sở hạt nhacircn Họ cũng thực hiện
caacutec cuộc thanh tra theo quy định
của Nghị định về bigravenh aacutep lực
Caacutec hƣớng dẫn đƣợc
ban hagravenh bởi STUK
France
(1) Phaacutep lệnh 22674 quy định
liecircn quan đến caacutec quy định về
caacutec hệ thống (2) Caacutec quy định
an toagraven hạt nhacircn aacutep dụng cho
vaacuten đề an toagraven - Caacutec thagravenh
phần liecircn quan
Giaacutem saacutet đƣợc thực hiện bởi
Thanh tra caacutec cơ sở hạt nhacircn lớn
chịu traacutech nhiệm trƣớc Bộ trƣởng
Bộ Cocircng nghiệp (Trung tacircm dịch
vụ về an toagraven lắp đặt hạt nhacircn -
CSSIN) vagrave caacutec quan chức của
Trung tacircm dich vụ bảo vệ bức xạ
ion hoaacute Trung ƣơng Ngoagravei ra
cograven coacute cocircng taacutec thanh tra cocircng
nghiệp (Bộ Việc lagravem) giaacutem saacutet
của caacutec thiết bị aacutep lực
Caacutec hƣớng dẫn
12
Bảng 2YEcircU CẦU PHAacuteP VỀ QUY
Quốc gia Cơ sở phaacutep ly Cơ quan chịu traacutech nhiệm Caacutec quy định cơ bản
Japan
Đạo luật Cocircng nghiệp về điện Bộ Kinh tế Thƣơng mại Cocircng
nghiệp Nhật Bản (METI) Phograveng
Tiện iacutech cocircng cộng
JEAC-4205 dựa trecircn
ASME phần XI lagrave một
tiecircu chuẩn khocircng bắt
buộc
Korea Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
Caacutec nghị định thi hagravenh của
Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
caacutec
Quy chế tăng cƣờng của
Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
Bộ phận quản lyacute an toagraven điện hạt
nhacircn
Trung tacircm An toagraven hạt nhacircn của
Bộ Khoa học vagrave Cocircng nghệ
ASME Phần XI cho
PWR vagrave CSAN 2854
cho caacutec lograve phản ứng
Candu lagrave bắt buộc
USA Đối với caacutec quy định liecircn bang
Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
năm 1954 đƣợc sửa đổi bổ
sung năm 1974 Đối với Quy
chế nhagrave nƣớc thƣờng đƣợc bao
gồm trong caacutec đạo luật an toagraven
nồi hơi vagrave bigravenh aacutep lực của bang
Đối với Quy chế liecircn bang Ủy
ban điều tiết hạt nhacircn Hoa Kỳ
Trong caacutec bang Ủy ban quy tắc
Nồi hơi vagrave aacutep lực của bang đoacute
Tiecircu đề 10 của Quy
phạm liecircn bang trong
đoacute kết hợp ASME XI
Caacutec quy định về nồi hơi
vagrave bigravenh aacutep lực của caacutec
bang aacutep dụng Mục XI
của Quy phạm ASME
Bảng 2YEcircU CẦU VỀ PHAacuteP QUY (2)
Slide 13
Slide 14
12
Bảng 3QUY CHUẨN TIEcircU CHUẨN VAgrave HƯỚNG DẪN BỔ SUNG
QuỐC
gia
ASME
XI
ASME XI
Điều chỉnh
ISOIA
EA
Khaacutec Bắt
buuọc
Hƣớng dẫn bổ sung
vagrave Bigravenh luận
Korea
X
Cho caacutec
lograve PWR
N2854 cho
lograve Candu
- Hƣớng dẫn điều hagravenh của
Mỹ 114 bơm lagravem maacutet lograve
phản ứng PWR
USA X AppJ
10CFR50
Thocircng số kỹ
thuật Nhagrave
maacutey Nghị
định Thƣ
NRC ASME
III V IX
Coacute Hƣớng dẫn điều tiết của
Mỹ 114183 1150 vv
ASME Quy phạm riecircng
đƣợc liệt kecirc trong RG
1147 ANSI ASME D amp
Tiecircu chuẩn M cho thử
nghiệm chức năng baacuteo caacuteo
NUREG INPD vagrave tagravei liệu
EPRI
12
Bảng 3QUY CHUẨN TIEcircU CHUẨN VAgrave HƯỚNG DẪN BỔ SUNG (2)
QuỐC
gia
ASME
XI
ASME XI
Điều chỉnh
ISOIA
EA
Khaacutec Bắt
buuọc
Hƣớng dẫn bổ sung
vagrave Bigravenh luận
Finland X - Hƣớng dẫn bởi Bộ hƣớng
dẫn YWL do STUK phaacutet
hagravenh
France RSEM Khocircng
Japan ISI của Nhagrave
maacutey điện
hạt nhacircn
lagravem maacutet
bằng nƣớc
nhẹ-
JJEAC-
4205
Khocircng Kiểm tra siecircu acircm ISI caacutec
thagravenh phần của Nhagrave maacutey
điện hạt nhacircn lagravem maacutet bằng
nƣớc nhẹ vagrave kinh nghiệm
điều hagravenh- JAEG 4207
Slide 15
Slide 16
13
3 So saacutenh caacutec chƣơng trigravenh ISI
Xacircy dựng vagrave điều hagravenh chƣơng trigravenh
Một số chƣơng trigravenh ISI
Đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ
43
Bảng 4 Xacircy dựng vagrave điều hagravenh chƣơng trigravenh
Quốc gia Cơ quan chịu
traacutech nhiệm
phaacutet triển
Cơ quan xem
xeacutetphecirc duyệt
Thời gian Tần suất
điều
chỉnh
Nơi thực hiện
kiểm tra
Caacutec yecircu cầu về
baacuteo caacuteo
Nơi thực hiện
kiểm tra becircn
ngoagravei
Phần Lan Cocircng ty điện
lực
Trung tacircm
bức xạ vagrave An
toagraven hạt nhacircn
Phần
Lan(STUK)
Thời gian lagrave 4 năm
Đối với caacutec lograve phản
ứng thử nghiệm vagrave
kiểm tra vận hagravenh Thử
aacutep suất 8 năm Kết
cấu caacutec lograve phản ứng lagrave
4 amp 8 năm
Khi cần
thiết
STUK -
Kiểm tra lograve
phản
ứngbigravenh aacutep
lực
Caacutec baacuteo caacuteo
toacutem tắt đƣợc
gửi đến STUK
trong vograveng 3-
thaacuteng Sau khi
kết thuacutec kiểm
tra
Phaacutep Đơn vị vận
hagravenh
Trung tacircm
Dịch vụ về
an toagraven lắp
đặt nhiecircn liệu
hạt nhacircn
(SCSIN)
Giai đoạn đầu 2-5
năm Sau lƣợt tải đầu
tiecircn Khoảng thời gian
10 năm để hoagraven thagravenh
chƣơng trigravenh ISIS
Từng phần chƣơng
trigravenh ISIS đƣợc thực
hiện cho mỗi lần cung
cấp bổ sung nhiecircn
liệu
--- Đơn vị vận
hagravenh
Khocircng aacutep
dụng
Khocircng aacutep
dụng
9
Slide 17
Slide 18
43
Bảng 4 Xacircy dựng vagrave điều hagravenh chƣơng trigravenh (2)
Quốc gia Cơ quan chịu
traacutech nhiệm
phaacutet triển
Cơ quan xem
xeacutetphecirc duyệt
Thời gian Tần suất
điều
chỉnh
Nơi thực hiện
kiểm tra
Caacutec yecircu cầu về
baacuteo caacuteo
Nơi thực hiện
kiểm tra becircn
ngoagravei
Nhật
Bản
Cocircng ty điện
lực
Bộ Kinh tế
Thƣơng mại
Cocircng nghiệp
(METI)
Phograveng Tiện iacutech
cocircng cộng
Ban quản lyacute an
toagraven điện hạt nhacircn
10 năm Mƣời
năm một
lần
nhƣng
coacute sửa
đổi hagraveng
năm
Chủ sở hữu
cocircng trigravenh
hoặc đơn vị
nhagrave thầu
(Cocircng ty điện
lực khocircng
thực hiện
việc kiểm tra
nagravey)
Bộ Kinh tế
Thƣơng mại
Cocircng nghiệp
(METI)
Nhật Bản
Hagraven Quốc Viện Nghiecircn
cứu Năng
lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI
Viện Nghiecircn cứu
Năng lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI (ghi chuacute 3)
bộ phận QA
10 năm Mỗi lần
dừng
kiểm tra
Viện Nghiecircn
cứu Năng
lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI bộ
phận NDT
--- Viện Nghiecircn
cứu Năng
lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI bộ
phận QA
Mỹ Plant owner
Chủ nhagrave
maacuteycocircng trigravenh
nhacircn viecircn vagrave nhagrave thầu
của NRC caacutec phograveng
thiacute nghiệm quốc gia
vagrave nhagrave thầu cấp Nhagrave
nƣớc chỉ xem xeacutet
(khocircng thực hiện việc
phecirc duyệt)
10 năm Khoảng
thời gian
120 thaacuteng
Chủ nhagrave
maacuteycocircng trigravenh
hoặc nhagrave thầu
Coacute baacuteo caacuteo caacutec
kết quả kiểm tra
hagravenh động khắc
phục
Ủy ban điều
tiết hạt nhacircn
NRC cấp liecircn
bang hoặc becircn
thứ 3
43
Bảng 5 Phacircn loại caacutec thagravenh phần cho ISI
Quốc
gia
Phacircn Loại Cơ sở để phacircn loại Lựa chọn thagravenh phần trong caacutec chủng loại
Phần
Lan
Tƣơng tự
với chuẩn
ASME
chƣơng XI
Tƣơng tự với chuẩn
ASME chƣơng XI
Tập trung đặc biệt vagraveo những bộ phận cấu thagravenh trong
đoacute sự xuất hiện những sai soacutet khuyết tật lagrave coacute thể xảy
ra nhất Vigrave vậy trong việc lựa chọn caacutec thagravenh
phầnhạng mục kiểm tra trong hệ thống đƣờng ống của
caacutec cơ sở lograve phản ứng (BWR) caacutec tiecircu chiacute chọn lựa
chiacutenh lagrave caacutec yếu tố liecircn quan đến sự tải khiacute hơi kết cấu
vagrave caacutec điều kiện đoacuteng goacutep vagraveo quaacute trigravenh ăn mograven do
ứng suất chuyecircn gia vật liệu
Phaacutep An toagraven
bậc 123
Đƣợc đƣa ra RCC-P
ldquoquy tắc thiết kế vagrave
xacircy dựng nhagrave maacutey
điện hạt nhacircn 900
MWe PWRrdquo Cơ sở
để phacircn loại khocircng
sẵn coacute
Thể tiacutech B của thiết bị an toagraven bậc 1 (RSEM) aacutep dụng
cho bigravenh chứa duy trigrave aacutep lực tạo necircn hệ thống chiacutenh
(CPP) của NSSS Mạch chiacutenh bao gồm bể lograve phản ứng
toagraven bộ bể chứaống mạch kết nối với bể lograve phản ứng
vagrave hệ thống đƣờng ống kết nối với bể chứaống mạch
đến sơ đồ hỗ trợ của NSSS lecircn phiacutea trecircn vagrave bao gồm
van caacutech ly thứ 2 van an toagraven vagrave van giảm aacutep
Slide 19
Slide 20
43
Bảng 5 Phacircn loại caacutec thagravenh phần cho ISI
Quốc
gia
Phacircn Loại Cơ sở
để phacircn
loại
Lựa chọn thagravenh phần trong caacutec chủng loại
Nhật Tƣơng tự
ASME loại
123
Tƣơng tự
ASME
loại
123
Kinh nghiệm vận hagravenhđiều hagravenh JEAC 4205 sự phacircn
bố đồng đều caacutec điểm kiểm tra khả năng tiếp cận coacute
hay khocircng một thagravenh phần coacute thể đƣợc coi lagrave đại diện
Hagraven
Quốc
ASME loại
123 cho
PWRs
ASME
loại 123
cho
PWRs
IWA 2000 thiệt hại nghiecircm trọng tại caacutec nhagrave maacutey khaacutec
Caacutec khuyến nghị của Caacutec Tổ chức Quốc tế Caacutec chỉ
dẫn quy định của Hoa Kỳ
Mỹ ASME XI Quy tắc
126 vagrave
ASME
XI
ASME XI
43
Bảng 6 Phạm vi kiểm tra đối chiếu với ASME XI
Quốc
gia
Hệ
thống
lạnh sơ
cấp
Bộ
phận
Becircn
trong
lograve
phản
ứng
RH
R
EC
CS
Hệ
thống
tải
nhiệt
Hệ
thống
nƣớc
lagravem maacutet
phục vụ
an toagraven
Chacirct
thải
phoacuteng
xạ
Bảo
trigrave
chức
năng
Caacutec bộ
phận
hỗ trợ
Ghi
chuacute
Phần
Lan
X X X X X X NA NA X
Phaacutep X X X X X X NA X X
Nhật X X X X X X X X
Hagraven X X X X X X X X X
Mỹ X X X X X X X X X
Slide 21
Slide 22
43
Bảng 7 ĐAgraveO TẠO VAgrave CẤP CHỨNG CHỈ
Quốc
gia
Tiecircu
chuẩn
SNT-TC-
1A
Chuẩn
ASNT
sửa đổi
Khaacutec Yacute kiến
Phần
Lan
X Tiecircu chuẩn chuyecircn mocircn Nordtest Bậc I vagrave II
(Hệ thống Unicert)
Phaacutep X Theo hệ thống 3 cấp độ đƣợc kiểm soaacutet vagrave quản
lyacute bởi cộng đồng NDT Phaacutep Confrend
Nhật X Chƣơng trigravenh độc lập đƣợc quản lyacute bởi Ủy ban
tiecircu chuẩn chuyecircn mocircn nhacircn sự NDT của
JSNDT Noacute coacute ba cấp độ tƣơng ứng với tiecircu
chuẩn ASNT
Hagraven
Quốc
X Đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ nhacircn viecircn kiểm định
lagrave yecircu cầu đối với NDT cấp I II III theo SNT-
TC-1A vagrave caacutec chƣơng trigravenh KAERI QA
43
Bảng 7 ĐAgraveO TẠO VAgrave CẤP CHỨNG CHỈ (2)
Quốc gia Tiecircu chuẩn
SNT-TC-1A
Chuẩn ASNT sửa
đổi
Khaacutec Yacute kiến
Mỹ XASME XI chấp nhận tiecircu chuẩn SNT-TC-1A nhƣ một hệ thống cơ bản về
yecircu cầu kiểm tra đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ nhacircn sự tham gia cocircng việc kiểm
tra khocircng phaacute hủy
Trong quaacute trigravenh đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ nhacircn sự đƣợc thực hiện bởi ngƣời
quản lyacute cơ sở hoặc đại lyacute hoặc ASNT caacutec yecircu cầu về điều lệ sẽ quy định rotilde
traacutech nhiệm của ngƣời quản lyacute cơ sở về cocircng việc cacircp chứng chỉ nhacircn sự vagrave
mức độ đầy đủphugrave hợp của nội dung chƣơng trigravenh về tiecircu chuẩn nhacircn sự
Caacutec yecircu cầu bổ sung đƣợc đƣa ra trong phần nội dung chiacutenh vagrave phụ lục của
chuẩn ASME XI vagrave caacutec quy định lựa chọn đƣợc đề rotilde trong caacutec chuẩn bổ
sung
Phụ lục bắt buộc IV cung cấp thecircm caacutec yecircu cầu về trigravenh độ dựa trecircn hiệu
suất trigravenh diễn nhƣ lagrave một bổ sung đaacuteng kể cho caacutec hƣớng dẫn ASNT
Chuẩn bổ sung N-409 cung cấp caacutec yecircu cầu thay thế cho caacutec thủ tục vagrave trigravenh
độ nhacircn viecircn để phaacutet hiện siecircu acircm vagrave định cỡ của vết nứt ăn mograven ứng suất
liecircn hạt trong mối hagraven đƣờng ống Austenit
Chuẩn bổ sung nagravey đaacutenh giaacute tiecircu chuẩn chuyecircn mocircn dựa trecircn chứng minh
hiệu suất với caacutec thủ tục kỳ thi tiecircu chuẩn nhƣ lagrave một bổ sung đaacuteng kể cho
việc kiểm tra thực tiễn thocircng thƣờng
Slide 23
Slide 24
44
Chƣơng trigravenh ISI ở Hungary
bull Hungary coacute 4 lograve VVER-440 Model 213 đƣợc xacircy dựng vagraveo năm 1983-
amp 1987
bull Coacute Luật năng lƣợng nguyecircn tử
bullCơ quan Năng lƣợng nguyecircn tử Hungary (HAEA) quản lyacute
bullTổng giaacutem đốc HAEA phecirc chuẩn caacutec Hƣớng dẫn cho caacutec phƣơng
phaacutep thực tế trong việc thực hiện Quy chế an toagraven hạt nhacircn
bullLograve phản ứng VVER loại đƣợc thiết kế phugrave hợp với caacutec quy tắc vagrave tiecircu
chuẩn Liecircn Xocirc cũ Những tagravei liệu nagravey đatilde đƣợc phaacutet triển thực tế độc lập
từ caacutec lograve PWR nhƣng caacutec nguyecircn tắc chiacutenha n toagraven tƣơng tự nhƣ
nhau
bullChƣơng trigravenh ISI hiện tại của Hungary khaacutec biệt cả về cấu truacutec vagrave caacutec thocircng số kỹ thuật so với ASME XI
44
bull chƣơng trigravenh ISI của Hungary bao gồm ba thagravenh phần chiacutenh
bull Định kỳ NDE
bull Kiểm tra kết cấu
bull Kiểm tra aacutep lực hệ thống
bull Kiểm tra kết cấu tƣơng đƣơng với kiểm tra trực quan VT-3 loại trong
ASMEXI
bull Toagraven bộ chƣơng trigravenh (Phần Một) bao gồm 10 chƣơng cho 10 bộ phận
quan trọng về an toagravenm bao gồm
bull Lograve phản ứng
bull Bồn bể aacutep lực
bull Caacutec thagravenh phần becircn trong RPV
bull Đƣờng ống lagravem lạnh chiacutenh SG
bull Hungary đang chuyển đổi ISI cho phugrave hợp với
Chƣơng trigravenh ISI ở Hungary
Slide 25
Slide 26
44
bull Một trong những khaacutec biệt lớn nhất giữa ISI NDE Hungary vagrave ASME XI
nằm ở sự khaacutec biệt về khaacutei niệm của caacutec tiecircu chuẩn chấp nhận
bull Tại Hungary nhƣ một hệ quả của việc aacutep dụng caacutec phƣơng phaacutep tiếp cận
của Liecircn Xocirc đaacutenh giaacute UT đatilde đƣợc dựa trecircn sự so saacutenh giữa biecircn độ từ
mẫu vagrave biecircn độ của mẫu đối chứng
bull Coacute sự khaacutec biệt lớn trong caacutec tham số thử nghiệm aacutep lực
bull Giaacute trị aacutep suất hiện đang đƣợc sử dụng ở Hungary lagrave cao hơn so với
caacutec giaacute trị đƣợc đƣa ra bởi ASMEXI
bull Sự khaacutec biệt lớn nhất kiểm tra định kỳ cho thủy lực thagravenh phần Class
1 sau mỗi chu kỳ kiểm tra bốn năm aacutep lực thử nghiệm vocirc cugraveng cao
bull Cả chƣơng trigravenh khung ISI NDE quy trigravenh vagrave Tiecircu chiacute đaacutenh giaacute dều
khocircng coacute thocircng tin rotilde ragraveng cho những tigravenh huống khi NDE vagrave caacutec kết quả
kiểm tra vƣợt quaacute tiecircu chiacute chấp nhận Họ chỉ noacutei rằng trong trƣờng nagravey sẽ
coacute một Ủy ban về sự khocircng phugrave hợp sẽ quyết định
Chƣơng trigravenh ISI ở Hungary
44
bull Chƣơng trigravenh ISI đoacuteng vai trograve quan trọng trong chƣơng trigravenh QAQC
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
bull Caacutech thức xacircy dựng vagrave thực thi chƣơng trigravenh ISI của caacutec nƣớc coacute sự khaacutec nhau đaacuteng kể cả về bề rộng vagrave chiều sacircu
bull Rất nhiều nƣớc chấp nhận hoagraven toagraven hoặc dựa trecircn Quy phạm
ASME XI
bull Nhiều nƣớc phaacutet triển chƣơng trigravenh ISI riecircng cho nƣớc migravenh
bull Một số nƣớc chấp nhận ngay caacutec tiecircu chuẩn của nhagrave thiết kế vagrave
cung cấp cho mỗi loại nhagrave maacutey khaacutec nhau
bull Chƣơng trigravenh ISI cần đƣợc xacircy dựng ngay từ khi thiết kế NM
bull Để coacute thể xacircy dựng chƣơng trigravenh ISI hiệu năng cho migravenh Việt Nam
cần tham khảo kỹ caacutec Chƣơng trigravenh ISI của caacutec nƣớc trecircn thế giới
Thay cho lời kết
10
Slide 27
44
Xin caacutem ơn
II1 THAM LUẬN 4 NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO
NUCLEAR POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
TS Trần Đại Phuacutec
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2
1
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Summary
1 INTRODUCTION
2 INSPECTION IN SERVICES OF NSSSrsquoS IMPORTANT COMPONENTS
3 NDT APPLIED TO UN-IRRADIATED NUCLEAR FUEL
4 NDT APPLIED TO IRRADIATED NUCLEAR FUEL
a Fuel rod
b Fuel assembly
5 CONCLUSION
Slide 3
Slide 4
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
1 INTRODUCTION
All NSSS are subjected to the in service surveillance program Regulations
For the NDT
- Components subjected to the in service surveillance
- Qualification of the NDT control processes (specified in the Standards related to Mechanical components of the NSSS)
The Regulations do not get in detail the controls to be effectuated on different mechanical systems (principles requirements)
The operator establishes the maintenance program for each component (fabrication processes risk analysis experimental feedback analysis)
The maintenance comprises Two types
a National Program Applicable to all NPP in general for each controlled zone
- Description of the controlled zone (material welding possible defects)
- Proposed control method amp control periodicity
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
b Particular Programs
Applicable for all NPP they are under the responsibility of the NPP Director
- These programs related to each NPP get into detail amp point-out for each
controlled zone
+ NDT control process
+ Zone reference amp its extend
+ Precedent control date
+ Organism to effectuate the control
Slide 5
Slide 6
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
2 INSPECTION IN SERVICES OF NSSSrsquos IMPORTANT COMPONENTS
A Extended Control Pressure vessel (16)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (26)
11
Slide 7
Slide 8
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (36)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (46)
Slide 9
Slide 10
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (56)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (66)
Slide 11
Slide 12
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELSB The Current control methods
Surface amp Volume Methods
- Visual amp Televisual methods rarr Surface
- Sipping rarr Surface
- Magnetoscopy rarr Surface
- Eddy Current rarr Surface + ldquoVolumerdquo
- Ionizing radiation rarr Volume
- Ultra-sonic sound rarr Volume
Objectives
- Before the put in service of the installation Complete Initial
visit
Establish a precise map of defect leave behind at fabrication
amp are considered as minor non-conformance in order the
dimensions of such defects could be served as references for the
ulterior visits (according to the ISO-9000 standard)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
In SERVICE During the complete visit or periodical visits
- Find-out new defects resulting the normal operating or
incidental or to verify there are no evolution of the such defects
mentioned above
- To fulfil the above statement
The control methods must have
- A good resolution
- An excellent reproductibility (detect an evolution of the
defect amp to be able to compare)
- Allow a clear interpretation of the results (to make a
decision with minimum incertitude on the pursuing of
the normal or particular operation or have to be
repared)
Slide 13
Slide 14
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Concretly
One must detect amp characterize the defects (dimensions orientation identification of nature amp origin)
Analysis of the consequence by integrating results of appropriated calculations
Choice of control method
No universal control methodrarr To be taken into account
- Defect characteristics (fabrication process or degradation mechanism)
- Orientation position of the defect in the material or at surface static defect or continued evolution
- Characteristics of examined zone (material nature geometry)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
- Degradation risk rarr Importance of means to be deployed to develop the
method which is depended on the importance of the risk in the considered
degradation zones and their consequences
Three Types of control methods qualification
- General qualification Applicable on important safety components
where the degradation mechanisms are identified amp are taken into account
amp no particular defects have been revealed (defects initiated by fatigue
corrosion )
- Specific qualification Applicable to all the safety components at
which defects have been detected (ex risk of thermal fatigue fissure on
RHRS inner plating at reactor of the PVS )
Slide 15
Slide 16
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Conventional qualification Applicable to zones of components important
to safety at which there is no identified degradation mechanisms
In case of lack of qualification amp emergency rarr Expertise examinations
Numerous examination categories
Visual examination To control the no defect on components or
systems (CRC screw supports man-hole loose parts damage )
With camera endoscope with image recording
- Inner plate of PVS Pressurizer man-hole Bottom penetration of
the PVS (objectives deposits (boron corrosion) surface degradation or
defects)
Televisual expertise examination To detect fissure initiated by SCC (Ex
Internal adaptators in Inconel 600 of PVS head)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Examples SG Tubes (crakings deformations chocks )
12
Slide 17
Slide 18
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On-site examination of SG tubes by Camera
- Camera Head
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Observed internal surface defects
- a) b) Fissure at stud
- c) b) at laboratory
Slide 19
Slide 20
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Examination of extracted SG tubes plugs
-Mechanic plug Advanced transversal cracking
at inner surface
Notch transversal cracking at
inner surface
Longitudinal notch cracking at
inner surface
Longitudinal notch cracking at
external surface
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Dismountable plugs
Slide 21
Slide 22
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Expertise of
Instrumentation
Inconel 600 connection
on Pressurizer
Place amp schema
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Localization amp aspect of cracking
At external surface At internal surface
Slide 23
Slide 24
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
SCC of centering pins Inconel 750 On-site US tests
Upper core structure US controls
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding wear of control rods
Slide 25
Slide 26
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Fuel assembly Cladding wear
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
EC sensors EC Principle
13
Slide 27
Slide 28
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
PVS In Service Inspection Machine
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
SG Tubes Eddy Current
Slide 29
Slide 30
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Inconel 600 Zones SCC on Low Support Plate
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
3 NDT APPLIED TO UN-IRRADIATED NUCLEAR FA
Fuel Rod
- Control of welding
porosities undercuts by radiography
D gt 040mm (99)
D gt 045mm (100)
Rejected all e lt 99 (e = 047mm)
under-penetration is difficult to detect by radiography
Slide 31
Slide 32
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Tungsten inclusion Tungsten is more absorbent to X rays than does
Zircaloy it is due to the welding electrode
Rejected 100 tungsten inclusion of Dgt 025 mm
In the Seal-Weld-pot Absence of metallic liaison or defects
(porosities) are considered as under-penetrations
The clean weld bead must be gt 0510 mm
under-penetration
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
- Film kodak M or Geveart D2
- Shot distance 07 to 1 m
- Pause time 2 to 3 min
- Power 200kV to 300 kV
- 3 views 120
- Image quality 032 mm must be visible
Efficiency curve for welding radiography
of fuel rods for porosities
Slide 33
Slide 34
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Automatic control of fuel cladding US Sound
Objective
- To detect
External diameter
Internal diameter
thickness
US immerged gages
emits wave at water
zircaloy
- De by the time spacing depart
impulsion of the first arrival echo on the tube with the same emitted by the symetrical US gage
- Thickness by the time spacing imput impulsion in the tube and to the reflexion from the inner surface
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding tube control of 4 standard defects
Slide 35
Slide 36
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding control band
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Control of Grid Spacers Pressure amp Strain gages
14
Slide 37
Slide 38
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Final control of fuel assembly
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Fuel rod Enrichment control by Gamma Scanning
Control effectuated through the cladding
Only measurement a discrimination of radiation between the U235 amp U238
allows industrial rhythm (a fabrication chain products from 3 to 4 km of
fissile material per day)
Most of all the world (except China) utilizes the delay gamma consequence
of the activation of the U235 by a thermal flux of neutrons
Essential of measured delay gamma comes from Krypton 91 (T= 10s) and
different isotopes of Barryum (T~ 3 to 5s)
Each fuel rod pass through all lts length)
- first in neutron beam zone
- after behind one (or several) gamma detector(s)
Slide 39
Slide 40
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history of each pellet could be resume such as
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history responds to the equation such as
A = k[(NσfOslash)37 x1010] x (1 ndash e-λθ) x e-λt
Where A = activity (Cigram)
N = atom number of U235
σf = fission absorption of U235
Oslash = thermal neutron flux
θ = activation time
t = fuel rod transfert time
λ = radioactive constant
The measuring of ƒAdt is proportional to N atom U235 by unit length
of the fissile column (and not to the enrichment)
all variation of the speed V of the fuel rod transfer will affect on the
measuring of θ t amp dt (dVDVlt 10-3)
Slide 41
Slide 42
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Principle
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
4 NDT APPLIED TO IRRADIATED NUCLEAR FUELToday LWR have reached a remarkable high level of manufacturing
quality and operational reliability However fuel rod failures do occur
causing a release of fission products (FP) into the PCS
The release of FP is a complex function of plant operational
characteristics and can occur in several different ways
-A slow or sudden release of the fission gases during the process
of clad perforation
- A steady release of FP through existing clad perforation during
power operation
- Fission spiking during shutdown start-up rapid power changes
and coolant depressurization
- A moderately increasing release rate during non-steady
operation of the plant
Slide 43
Slide 44
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Since NPP have licensing limits for the release of volatile FP to the
environment (off-gas limits) detailed monitoring of the development of clad
failures is necessary by the operators
During reactor operation FP concentration amp the ratio between different
FP nuclides in the PCS are only the indicators of the fuel clad failures
Therefore the only means for detecting fuel clad failures on-line are
- Monitoring the coolant amp off-gas activity concentration or
- Measuring the flux of delayed neutrons emitted by some short-
half-life FP
After shutdown various sipping techniques are available to identify
defective fuel assemblies or fuel rods
An US inspection technique allows to pinpointing of failed fuel rod within
an assembly
For defect testing of individual fuel rod after withdrawal from the
assembly an EC technique can be applied
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
General survey of the procedure of defect surveillance
During operation
Monitoring of PCS amp off-gases PF activity
Location of defective fuel assembly within the core
Control assembly manoeuvre amp activity monitoring
During or after refuelling
Identification of defective fuel assemblies by sipping
(partially or complete reactor core)
Identification of defective fuel rods within the fuel assembly
- visual inspection outer row fuel rods
- US testing
- Withdrawal of individual fuel rods
- EC defect testing
Slide 45
Slide 46
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping test facility-fluid system schematic All sipping techniques make use of the fact
that a rise in temperature caused by decay heat
drives dissolved FP or fission gases out of
defective rods
A first indication of defective fuel assembly
can be obtained by a sipping technique that
utilizes the release of gaseous FP while the
assembly is contained in the refuelling machine
In LWRs the refuelling machine consists of a
pole guiding of the fuel assembly but also
suppressing natural convection On pulling
the FA into the pole of the refuelling machine
changes of the hydrostatic pressure occur
resulting in a release of gaseous FP from a failed
rod
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The gaseous FP are collected in a measuring chamber connected to a
Ge(Li) detector and a multichannel analyser
The measured activity is a measure for the integrity of the fuel assembly
itrsquos a qualitative measurement
In order to increase the activity level in NPP the FP are entrained by air
injection underneath the bottom end fitting
If reliable results from a sipping test are to be obtained the FP used for
analysis must fulfil the following requirements
- They must be produced in measurable quantity
- They must be an intensive high energetic and long lived βamp γ
radiation
- They must be sufficiently in water soluble or in gaseous form
In the wet sipping test the most commonly measured isotopes are I131
(T=8d γ=0637 MeV) Cs134 (T= 2y γ=0605 MeV137) amp Cs (T= 301y γ=662
MeV) amp others Cs136 (T=13d γ= 1046 MeV) Xe133 (T=53d γ = 0347
MeV) Kr85 (T= 107d γ = 0514 MeV)
15
Slide 47
Slide 48
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
In dry sipping technique the Ge(Li) detector has to be installed in the gas
flow loop of the sipping box near the spent fuel pool
The criteria used for discriminating between intact suspect and defective
fuel assemblies vary among users of the sipping test
All criteria require the background activity (sipping box without fuel
assembly) to be determined frequently by separated samples
The decision whether the tested fuel assemblies are defective or intact is
given by the ratio
f = activity of box-water sample with FAactivity of box-water sample
without FA
f = sipping factor
f lt 152 to 2 rarr FA sound
152 lt f lt 3-5rarr FA suspect
f gt 3-5 rarr FA defected
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Slide 49
Slide 50
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Pneumatic compressed air of the fuel
handling machine equipment The air
inlet conduct is shown in the center
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Release of FP during the
quantitative sipping This
technique allows to
discriminate the size of the
defect
ldquoLargerdquo defect size rapid
release of FP
ldquoSmallrdquo defect size release
prolonged
Slide 51
Slide 52
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel storage pool
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Measuring of expansion chamber of the irradiated fuel rod by extraction
Objective
Measuring the internal pressure of fission gases
Means
Performance
- Measured pressure 2 bars
- Volume 10 cm3 05cm3
Slide 53
Slide 54
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
ZrO2 thickness measuring by EC
Objective
- Measuring of ZrO2 thickness on irradiated fuel rods
- Axial plot of the ZrO2 thickness
Principle
Impedance variation of a probe placed near the sample
Means
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Results
Slide 55
Slide 56
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Expertise of the blocking of the CRC
Upper part of the PVS
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
5 Conclusions
Quality respected right from the design and pilot run stages is conducive to defect prevention and optimizes the costquality ratio
From startup and routine maintenance problems in all fields from civil
engineering to electromechanical
Construction work and testing
Well adapted specifications achieving an optimum trade-off between
operating requirements and investment costs and covering the entire
industrial process from design manufacturing and associated
inspections to assembly and testing
Efficient Surveillance
By manufacturing surveillance equipment defects can be detected
at a very early stage
Well adapted to circumstances it enables compliance with deadlines
and efficient long term operation of installations
16
Slide 57
Slide 58
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Quality Targets Safety Reliability and availability
Quality organization
Supplier and contractor selection assessment of their quality
organization
Performance of quality audits
Qualification tests
In-factory manufacturing surveillance
On-site construction and assembly surveillance
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On the basis of the above observations for the Ninh Thuacircn Project it
is necessary to set up a technical expert body related to NDT amp DT in
order to assist at different stages amp fields (from startup and routine
maintenance problems from civil engineering to electromechanical
construction works and testing) different organizations involving to
fulfil their jobsin the project such as
VARANS
TSO organisation to VARANS
VINATOMrsquos Technical support Institute
EVN
Slide 59 NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
THANKS FOR YOUR ATTENTION
II1 THAM LUẬN 5 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN CƠ HỘI amp tHAacuteCH THỨC VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircNCƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC
VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
22052015
NỘI DUNG
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacute CAacuteC LOgrave PHẢN ỨNG
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC DO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHO COcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
VAgraveI MINH HỌA VỀ COcircNG TRƢỜNG XAcircY DỰNG NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 3
Slide 4
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacuteLOgrave PHẢN ỨNG HẠT NHAcircN
Caacutec lograve phản ứng hạt nhacircn
PWR Lograve hạt nhacircn đƣợc sử dụng phổ biến nhất (westinghouse)
BWR General electric
PHWR CANDU INDIA
AGR UK
RBMK Nga
FBR Lograve hạt nhacircn thế hệ mới (Nga Nhật)
17
Slide 5
Slide 6
Nguyecircn lyacute lograve PWR
nguyecircn lyacute lograve LWR
Slide 7
Slide 8
Nguyecircn lyacute BWR
Lograve CANDU
Slide 9
Slide 10
Lograve AGR
Lograve RMBK
Slide 11
Slide 12
Lograve FBR
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨCDO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 13
Slide 14 Dự kiến đến năm 2020 Việt nam cần hơn 1000 kỹ thuật viecircn đƣợcđagraveo tạo đủ năng lực để phục vụ trong lỉnh vực năng lƣợng hạt nhacircn(theo baacuteo caacuteo của Bộ Khoa Học amp Cocircng nghệ)
Số kỹ thuật viecircn nagravey chủ yếu phục vụ cho giai đoạn xacircy dựng nhagravemaacutey nghiecircn cứu phaacutet triển caacutec ứng dụng hạt nhacircn (RampD) vagrave hỗ trợkỹ thuật
Cần thecircm khoảng 6000 đến 10000 lao động cho quaacute trigravenh xacircydựng nhagrave maacutey điện hạt nhacircn dự kiến sẽ khởi cocircng trƣớc 2015 vagrave2020 sẽ đi vagraveo vận hagravenh khai thaacutec
Hiện nay coacute khoảng 800 nhacircn sự phần lớn đang cocircng taacutec tạiVietnam Atomic Energy Commission vagrave đang ldquogiagrave đirdquo
(Theo Bộ Giaacuteo dục amp Đagraveo tạo) khoảng 11232 triệu US dollars sẽđƣợc đầu tƣ cho đagraveo tạo nhacircn lực cho lỉnh vực khoa học vagrave cocircngnghệ hạt nhacircn
TOAgraveN CẢNH
THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần chuẩn bịtrƣớc từ 12 đến 15 năm trƣớc thời điểm hoagraventhagravenh vagrave đƣa vagraveo khai thaacutec
Đối với nhagrave maacutey năng lƣợng hạt nhacircn đầu tiecircnthigrave việc chuẩn bị đội ngủ coacute đủ năng lực đểhoạch định triển khai vagrave xuacutec tiến dự aacuten coacute khicần đến 20 năm trƣớc khi nhagrave maacutey đi vagraveo vậnhagravenh khai thaacutec
Vấn đề phaacutet triển cocircng nghệ amp nhacircn lực coacute đủnăng lực amp trigravenh độ thực sự lagrave một thaacutech thứcvagrave để coacute đƣợc một đội ngủ nhƣ vậy so vớitoagraven cảnh necircu trecircn theo tocirci lagrave quaacute chậm cần
18
Slide 15
Slide 16
CAacuteC CƠ HỘI CẦN TẬN DỤNG Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần sự hợp taacutec
quốc tế ldquochacircn thagravenhrdquo vagrave hiệu quả
ndash Quaacute trigravenh chuyển giao cocircng nghệ cốt lỏi coacute vai trogravequyết định đối với kết quả thagravenh cocircng của dự aacuten
Vai trograve quản lyacute hổ trợ của nhagrave nƣớc đối vớicaacutec thagravenh tố tham gia (Thiết kế chế tạo thiếtbị Giaacutem saacutet chất lƣợng đagraveo tạo nhacircn lực saacutet hạch amp kiểm định) sẽ cụ thể coacute tiacutenh thiếtthực amp hiệu quả
Cơ hội để caacutec lực lƣợng tham gia định hƣớngvagrave kiến tạo nguồn lực (cocircng nghệ phƣơngphaacutep nhacircn lực) sẳn sagraveng tiếp thu amp triển khaicocircng nghệ tiecircn tiến ngang tầm quốc tế
YEcircU CẦU NGUỒN LỰC
Tiacutenh sẳn sagraveng về mặt cocircng nghệ (phƣơngphaacutep nhacircn lực) của caacutec nhagrave thầu trong nƣớc
Tiacutenh sẳn sagraveng về caacutec điều kiện chứng nhận cocircng nhận phƣơng phaacutep nhacircn lực
Định hƣớng đagraveo tạo (kiến thức thực hagravenh)caacutec phƣơng phaacutep amp nhacircn lực theo yecircu cầu
Slide 17
Slide 18
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHOCOcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
CAacuteC CAcircU HỎI CẦN LAgraveM ROtilde
Coacute cocircng nghệ hagraven chuyecircn biệt aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey hạt nhacircn
Chứng nhận qui trigravenh vagrave saacutet hạch thợ hagraven đaacutep ứng caacutec chuẩn mực của nhagrave maacutey điện hạt nhacircn sẽ nhƣ thế nagraveo
Caacutec yecircu cầu về chất lƣợng hagraven vagrave tiecircu chuẩn đaacutenh giaacute aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 19
Slide 20
CAacuteC THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Hagraven trecircn caacutec vật liệu coacute yecircu cầu đặc biệt cao
ndash Cơ tiacutenh độ bền gt 80ksi (~560 Mpa)
ndash Khaacuteng nứt vagrave chịu mỏi
ndash Chống ratildeo
ndash Bền nhiệt
ndash Chống ăn mograven tinh giới (weld decay) xoacutei mograven (erosion)
Hagraven trecircn theacutep regraven
Hagraven trecircn hợp kim Chrome Nickel zircalloy
Hagraven caacutec chi tiết dagravey với ứng suất biến dạng nhiệt tối thiểu
Hagraven trong điều kiện mocirci trƣờng khắc nghiệt
Xử lyacute nhiệt amp kiểm soaacutet chu trigravenh nhiệt quaacute trigravenh hagraven
Hagraven trecircn theacutep hai lớp (clad steel) hagraven đắp (overlay) seal weld
Caacutec phƣơng phaacutep hagraven truyền thống coacute đaacutep ứng đƣợc yecircu cầu
Coacute hầu hết caacutec phƣơng phaacutep hagraven hồ quang đƣợc triển khai trong nƣớc (GTAW GMAW FCAW SAW) đều coacute thể đaacutep ứng đƣợc
Khocircng đối với một số hạng mục vật liệu cần caacutec phƣơng phaacutep hagraven cải tiến chƣa triển khai trong nƣớc (nhƣ ldquoA-TIGrdquo Narrow-gap SAW Orbital TIG Tandem GMAW Hybrid Laser -GMA ) hoặc caacutec phƣơng tiện hỗ trợ nhƣ Orbital GTA GMA robot FCA
Slide 21
Slide 22 MINH HỌA VỀ CAacuteC PHƢƠNG PHAacutePNarrow-gap SAW
Orbital TIG Orbital Tube to sheet
Tandem GMAW Hybrid Laser - GMA - Aacutep dụng
Hagraven ma saacutet xoaacuteyHagraven Plasma
Vấn đề khocircng chỉ lagrave phƣơng phaacutep
Tồn tại lớn nhất vẫn lagrave nguồn nhacircn lực coacute kiến thức kỹ năng vagrave kinh nghiệm đối với caacutec yecircu cầu phƣơng phaacutep hagraven sẽ đƣợc aacutep dụng trong chế tạo caacutec chi tiết vagrave thi cocircng lắp đặt
Vấn đề ldquochứng nhận cocircng nghệ thợ hagravenrdquo để đƣợc tham gia vagraveo dự aacuten
Vấn đề nhacircn lực đầu vagraveo để đagraveo tạo vagrave tham gia ldquoon job trainingrdquo
Saacutech lƣợc vagrave giải phaacutep bao gồm
ndash Nacircng cao kiến thức về cocircng nghệ hagraven cho đội ngủ giaacuteo viecircn dạy nghề ở caacutec trƣờng trung tacircm đagraveo tạo nghề
Slide 23
Slide 24
Qui trigravenh hagraven amp Saacutet hạch thợ hagraven
Đaacutep ứng caacutec yecircu cầu
ASME IX vẫn lagrave hƣớng dẫn cơ bản đối với việc chứng nhận qui trigravenh amp saacutet hạch thợ hagraven
vagrave NB 4000 - ASME III chỉ ra caacutec yecircu cầu cụ thể về kiểm soaacutet vật liệu tiecircu chiacute đaacutenh giaacute phạm vi aacutep dụng thữ nghiệm kiểm chứng
Ngoagravei ra cần aacutep dụng thecircm NCR 10CFRip55050 ip5100 khi thiết lập qui trigravenh kiểm soaacutet giaacutem saacutet
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
19
Slide 25
Slide 26
Cocircng nghệ mới
tiếp
Slide 27
Slide 28
tiếp
Slide 29
Slide 30
Hagraven theacutep cốt pha HY80 vagraveo theacutep tấm (hoặc stainless steel)
Lắp dựng block
Slide 31
Slide 32 Cocircng trƣờng xacircy dựng
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn điển higravenhMột số caacutec higravenh ảnh cocircng trƣờng xacircy dựng
XIN CẢM ƠN
II1 THAM LUẬN 6 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Hagrave Nội 22052015
20
Slide 1
Slide 2 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA
NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG
ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Trung tacircm Đaacutenh giaacute khocircng phaacute hủy (NDE)
Hagrave Nội 22052015
NỘI DUNG
bull Phƣơng phaacutep mới kiểm tra khuyết tật trong
nhagrave maacutey nhiệt điện aacutep dụng đƣợc cho điện hạt
nhacircn
bull Xử liacute để dự đoaacuten sự phaacutet triển khuyết tật
bull Đagraveo tạo nghiecircn cứu để Đaacutenh giaacute tuổi thọ cograven
lại của nhagrave maacutey nhiệt điện coacute thể aacutep dụng cho
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 3
Slide 4
CRACKSIZERreg ndash NDT TIEcircN TIẾN
bull Hiện đang coacute một số phƣơng phaacutep
NDT kiểm tra chất lƣợng vật liệu
bull CrackSizerreg ndash aacutep dụng điện từ
trƣờng để phaacutet hiện vagrave xaacutec định
khuyết tật bề mặt
bull Kĩ thuật ACFM (Alternating Current
Field Measurement)
bull Nguyecircn lyacute ACFM
bull CrackSizerreg coacute thể xaacutec định độ sacircu
khuyết tật cung cấp thocircng tin cần
thiết cho pheacutep theo dotildei đảm bảo tiếp
tục vận hagravenh nagraveh maacutey điện an toagraven
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTĐaacutenh giaacute phaacutet triển khuyết tật
bull Khi phaacutet hiện khuyết tật dẫn đến nguy cơ mất an khi vận hagravenh
bull Nguời vận hagravenh quản lyacute mong muốn khắc phục sự cố ngay
bull Dugraveng cơ học phaacute hủy tiến hagravenh ETHGPT khuyết tật trong chi tiết
bull DTA (Defect Tolerance Assessment) ndash cho pheacutep đƣa ra caacutec
thocircng tin chi tiết về kiacutech thuớc khuyết tật nguy hiểm vagrave chu kỳ
kiểm tra đảm bảo thiết bị vận hagravenh an toagraven
bull Dựa vagraveo một số tiecircu chuẩn ETHGTT ASNZS 37882006
BS79102005 British Energy EDF R5-R6 vagrave API 579ASME
FFS-1 HRLT đatilde tiacutenh toaacuten vagrave đaacutenh giaacute sự phaacutet triển khuyết tật
trong caacutec chi tiết khaacutec nhau của nhagrave maacutey nhiệt điện
Slide 5
Slide 6
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật trong nhagrave maacutey nhiệt điện
1 Governor Valve Seat Cracking
2 Control amp stop valve DTA
3 HPIP outer turbine casing cracking
4 Cracking in MS bifurcation and HP bypass line welds
5 Steam receiver cracking
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật nhagrave maacutey nhiệt điện
6 To assist Hydro Test to avoid Brittle failure
7 Upper steam drum FW inlet nozzle
8 HP heater weld cracking
9 ID fan impeller cracking
10 HP turbine cracking
11 LP rotor
Slide 7
Slide 8
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
Mục điacutech việc ETHGTT
bull Tiết kiệm bảo hagravenh vagrave sửa chữa thiết bị
bull ETHaacutenh giaacute ảnh hƣởng caacutec quy trigravenh vận hagravenh nhagrave maacutey linh hoạt hơn
bull Phục vụ chƣơng trigravenh kiểm tra định kỳ dựa trecircn rủi ro (RBI)
bull Phaacutet triển kế hoạch quản lyacute an toagraven thiết bị
bull Xacircy dựng database cho hệ thống quản lyacute nhagrave maacutey
bull Xaacutec định tigravenh trạng thiết bị vagrave đaacutenh giaacute phiacute tổn khi nhagrave maacutey lagravem việc
ở chế độ vận hagravenh chu kỳ (cyclic operations)
bull ETHaacutenh giaacute baacuteo caacuteo tuổi thọ thiết bị từ nhagrave cung cấp thiết bị (OEM)
bull Keacuteo dagravei tuổi thọ thiết bị so với thiết kế ban đầu
bull Phục vụ caacutec mục điacutech thƣơng mại khaacutec khi đaacutenh giaacute tuổi thọ nhagrave maacutey
cho ngƣời chủ hay dự định chủ sở hữu
Slide 9 ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
bull Từ những kết quả cụ thể magrave HRL đatilde lagravem đƣợc NDE sẽ nghiecircn cứu
aacutep dụng để đaacutenh giaacute hoạt động của caacutec nhagrave maacutey điện tại Việt nam
bull Nghiecircn cứu ACFM va DTA thocircng qua caacutec tiecircu chuẩn liecircn quan
BS7910 amp R5-R6
bull Học ANSYS để giải bagravei toaacuten Fracture Mechanics truyền nhiệt tuyến
tiacutenh cho mocirc higravenh 2D amp 3D vagrave phacircn tiacutech chuyển tiếp bằng phƣơng
phaacutep FEA Sử dụng thagravenh thạo caacutec phần mềm chuyecircn mocircn
bull Tiacutenh toaacuten đƣợc ứng suất biến dạng trong chi tiết hiện tƣợng mỏi vagrave
ratildeo nhiệt lập đƣợc bảng dữ liệu về vật liệu
bull Tiếp tục cập nhật kiến thức về FEA amp DTA qua đagraveo tạo vagrave triển khai
thực tế trong đaacutenh giaacute nhagrave maacutey nhiệt điện hƣớng đến điện hạt nhacircn
21
II1 THAM LUẬN 7 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS
THROUGH MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
Hagrave Nội 22052015 Slide 1
Slide 2 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS THROUGH
MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
22052015 at Ha Noi
CONTENTS
1 The goal of MSC
2 The current situation in preparing of HRD
3 Some typical results in the period of 2009-
2013
4 The action plan up to 2020 and
Slide 3
Slide 4
Some brief related infomation
bull Until 2008 There
are approximately
20 thermal power
plants with a total
capacity of 6500
MW that provide
more than 50 of
the total annual
electricity production
in the country
bull Up to now (2014)
There are 32
thermal power
plants in Vietnam
operating with
power of 14408
MW
A plan of
development of NPP
has also been set by
Vietnamese
Government in the
near future with the
first two units of 2000
MW power
wwwndecomvn
NDT NDT NDT
CENTER FOR NDE
Vinatom
INST CNT HCM NEAD Co
Part 1 The goal of MSC 26th August 2008
(in the periods from 1985 to 2008)
ToRs
1 Maintain amp development of NDT amp
Radiation Safety Activities of
Vinatom
2 Carry out RampD activities in Advanced
NDT Techniques
3 Preparation of NDT resourses for the
first NPP in Vietnam
Slide 5
Slide 6
wwwndecomvn
Center for NDE
Material Science
Complex (MSC)
1 NDT (UT RT PT MT
ET VT)
NDT training
2 Elemental amp Structural
Analysis
3 Mechanical Testing
(bend strain press
impact fatiguehellip)
3 Equipment
(maintenance calib
manufacturehellip)
------------------------------------
1 4662 Staffs
2Infrastructure Equipment
Systems
1 NDT (UT RT PT MT ET VT Leak
Testing Hydrotesthellip) for RR amp NPP
NDT training for NPP in Vietnam
2 Material Properties (Elemental and
Structural Analysis Mechanical
Test hellip)
3 Weld Quality Assurance (including
welder qualify mechanical
workshop)
4 Water Chemistry amp Corrosion
5 Material Failure Analysis
-----------------------------------------------------------
1 90120 Staffs
2 Infrastructure and Equipment
Systems
Research
Reactor
Nuclear Power
Plant
(2014)
(2018-2020)
The Gaps
to fulfill
Part 1 The goal of MSC
wwwndecomvn
Part 2 The current situation in preparing of HRD
1 Personnels
- Number of Staffs 58
- Number of NDT experts amp technicians 40
RT level 3 09 UT level 3 07MT level 3 02PT level 3 03CRDIR 08
Technical advisors 06
Slide 7
Slide 8
wwwndecomvn
bull ISOIEC - 17025 2005 (NDT amp calibverification of NDT Equip)bull ISO 9001 2008bull ASNT-SNT-TC -1A ISO 9712 and 17024 for NDT training and
certification
2 QMS
Part 3 Some typical results in the period of
2009-2013
The activities of NDEbull Human Resourse Training in the fields of NDT amp Radiation
Safety
bull RampD the advanced NDT techniques
bull Conducting the tests of RT UT MT PT ET VT
bull Elemental and Structural Analysis
bull NDT in Construction
bull Mechanical testing (bend strain press impact fatiguehellip)
bull Residual Stress Monitoring by Electro-Magnetics method
bull Domestic manufacturing some NDT equipments
bull Caliberationverification of NDT Equipments
bull Services of Radiation Safety in the fields of Industry and
Health
bull Conducting Projects in the frame work of cooperation with
IAEA in the field of industrial NDT
22
Slide 9
Slide 10
wwwndecomvn
1 Training
TRAINING
Inspection Organizations
Oil and gas
Shipbuilding
Hydroelectric
Alpha
Apave
PhatecoInd
ustr
y
Vietsov PetrolThermoelectric
Pro
fessio
nal
ND
T c
om
pan
ies
NDT Companies in Viet Nam amp NDT Training Courses conducted by NDE
( about 60 Cop 2000 NDT persons) (in the period of 2009-2013)
Slide 11
Slide 12
wwwndecomvn
Advanced NDT CR advance ET Phasor XS Stress Monitorhellip
2 NDT Services
PHASOR XS
wwwndecomvn
Conventional NDT
bull Radiographic Testing- RT
bull Ultrasonic Testing- UT
bull Liquid Penetrant Testing- PT
bull Magnetic Testing- MT
bull Eddy Current Testing- ET
bull Ultrasonic Testing Thickness of Material- UTM
bull Positive Material Identification- PMI
bull Ultrasonic Testing Density of Concrete Reinforced
Concrete
bull Ultrasonic Testing Bored piles
bull Analysis composition of materialshellip
NDT Services
Slide 13
Slide 14
wwwndecomvn
NDT Services - Typical Projects
NDT service projects in the period of 2009-2013
wwwndecomvn
3 R amp D (some typical projects)
X-ray Machine in industrial radiography
Slide 15
Slide 16
Research amp Manufacture of Fluoresent RT Equipment
bull The Project was supported by IAEA on ldquoOptimization of DigitalRadiography (DIR) Techniques for Specific Applicationrdquo program(code 333-F2-RC 10611) included 13 countries (Algeria ArgentinaBrazil Canadahellip) finished in 2010 but not Viet Nam
bull This system is focused on cheaper portable and applies digitaltechnology
bull Our assignments Make and apply the same systems in Viet Nam
Project on Research Design and Manufacture of
Moisture and Density of SoilConcrete
Slide 17
Slide 18
4Some inspection activities co-ordinated with VARANS
1738
wwwndecomvn
5 International Cooperation
Projects in Cooperation with IAEA
(2005-2015)
1 Finished Projects
1 RAS 8100 (2005-2006)
2 RAS 8105 (2007-2008)
3 RAS 8110 (2009-2011)
4 VIE 8020 (2009-2011) CR amp ECT
2 Running Projects
1 RAS 1013 (2012-2014)
2 VIE 1009 (2014-2015)
3 RAS 2012009 ndash ldquoCapacity building in applications of advanced
NDE technologies for enhencing industrial
productivityrdquo (August 2014 -)
23
Slide 19
Slide 20
wwwndecomvn
Mitsubishi Heavy Industries LTD Japan
14122012
Mitsubishi presented
NDT for NPP in Japan
06032013
Mitsubishi presented
1Material Inspection during Manufacture
2 Inspection during Manufacture in shop
3 Introduction of latest NDI techniques
4 Nuclear Specific Product Control
wwwndecomvn
The 2nd VietnamJapan ResearchHRD Forum on Nuclear
technology
June 5-6 2014 in Hanoi Vietnum
There are 22 presentations focused on
1NDT for NPP in Japan
2Nuclear Materials
3Development of materials for reactor internals and
piping in light water reactors
4hellip
5The Approach to Effective Nuclear Power Plant Ageing Management (Prof Masahide SUZUKI
Nagaoka University of TechnologyDepartment of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
6THE DEPOSTION AND REACTIONS BETWEEN CESIUM
POLYMOLYBDATES ON STAINLESS STEEL AT HIGH TEMPERATURES
(DO Thi Mai Dung(1) SUPAMARD Sujatanond(1) OGAWA Toru(1)
Nagaoka University of Technology
Department of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
Slide 21
Slide 22
Part 4 The action plan up to 2020 -
The Main Tasks of MSC
ToRs of MSC is technical support to
1 Research Reactor (RR) Nuclear Power Plant (NPP)
2 RampD activities in the field of examination inspection and evaluation of
materialswelds of RRNPP
The main activities of MSC will be
bull 1 NDT (PSIISI) for NPP
bull 2 Weld Quality Assurance
bull 2 Materials Characterisation
bull 3 Research the influence of Tempreture Pressure and Radiation on Materials
Degradation in RR amp NPP
bull 4 Materials Aging and Life time management of NPP
bull 5 Research corrosion and failure Analysis
bull 6 Others (NDT codes and standards personnel qualification and certification
inspection qualificationhellip)
The master plan for MSC (2015-2020)
1 HRD
58(2014)
05 priority research groups towards to 05 lab
2 Equipment for 05 Laboratories
3 Facilities
4 Finance
5 Related others
90(2020)
Slide 23
Slide 24
The Challenges for material scientists in Vietnam
The first NPP will be built in VN
Lack of fundamental knowledge of structural materials
using for LWR
Understanding the behavior of
materials in NPP remains a big
challenges of materials scientists in
Vietnam
The Challenges for material scientists in Vietnam
To cover the materials issued that arise in LWR reactor materials our
experts must understand fundamental knowledge of materials such as
Thermodynamics
Atomic transport in solids
Crystallography defects
Phase transportations
Corrosion
Mechanical behavior and radiation damage
The degration processes that occur
in service itrsquos needed to focused
on the nuclear fuelampcladding the
pressure vessel the reactor
internals and the other parts of the
nuclear supply systems
Slide 25
wwwndecomvn
THANK YOU FOR
YOUR ATTENTION
4
Slide 5
Slide 6 XAcircY DỰNG TIỀM LỰC NDT PHỤC VỤ XAcircY DỰNG VAgrave QUẢN LYacuteNHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN ĐẦU TIEcircN
Chuẩn bị thế nagraveo ƣu tiecircn Nhacircn lực
Hagravenh lang phaacutep lyacute
Đầu tƣ ƣu tiecircn Kỹ thuật phƣơng phaacutep
Thiết bị
Nghiecircn cứu phaacutet triển
helliphellip
Nhagrave nƣớc đầu tƣ vagraveo đacircu tại sao
phải đầu tƣ
(Trang thiết bị hagravenh lang phaacutep lyacute
RampD hellip)
DN khocircng muốn lagravem khocircng thể
lagravem khocircng đầu tƣ )
Đầu tƣ nhƣ thế nagraveo khacircu nagraveo
nội dung gigrave
NPP LIFE CYCLE
Slide 7
Slide 8 XAcircY DỰNG TIỀM LỰC NDT
PHỤC VỤ XAcircY DỰNG VAgrave QUẢN LYacute
NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN ĐẦU TIEcircN
Ở caacutec nƣớc NDT tuy khocircng phải thuần tuacutey lagrave caacutec kỹ
thuật hạt nhacircn nhƣng lại thƣờng cần thiết higravenh thagravenh vagrave
tồn tại phaacutet triển trong ngagravenh năng lƣợng nguyecircn tử
NDT coacute vai trograve quan trọng thực hiện chức năng hỗ trợ
quản lyacute về mặt kỹ thuật để đảm bảo an toagraven caacutec thiết bị
cocircng trigravenh hạt nhacircn ndash điện hạt nhacircn từ khi xacircy dựng cũng
nhƣ đảm bảo hoạt động an toagraven ổn định bền vững
ĐHN Việt Nam
CL năng lƣợng nguyecircn tử
Xacircy dựng Cocircng Nghiệp hạt nhacircn
Nhập cocircng nghệ chigravea khoacutea trao tay
Xacircy dựng NDT hƣớng đến phục vụ
Tự lagravem
Nhập
Slide 9
Slide 10 Hiện trạng Việt Nam
10 năm nữa
20 năm nữa
30 năm nữa
nhập hay chế tạo
Ocirctocirc xe maacutey
NDT khocircng thể taacutech rời sự phaacutet triển của caacutec ngagravenh khaacutec (chế tạo vật liệu điện tử tự động hoacutea hellip)
Trƣớc mắt vagrave tƣơng lai gần
USED PROCEDURES APPROVED BY THE MAIN
CONTRACTOR
NO EXPERIENCE IN CONSTRUCTION OF
NUCLEAR POWER PLANT SO THE QUALITY
ASSURANCE SYSTEM OF THE MAIN
CONTRACTOR WAS ADOPTED
-gt COacute KiẾN THỨC KiỂM TRA ĐAacuteNH GIAacute SỰ PHUgrave HỢP
HỢP CHUẨN CHUNG hellip
-gt NGHIEcircN CỨU TIgraveM HiỂU CAacuteC CHUẨN CAacuteC CHƢƠNG
TRIgraveNH TRA (MỸ PHAacuteP ΓOCT KOREA INDIAhellip )
Slide 11
Slide 12
Một số higravenh ảnh sử dụng NDT cho NPP ở caacutec nƣớc
Một số higravenh ảnh sử dụng NDT cho NPP ở caacutec nƣớc
VT
Slide 13
Slide 14
Một số higravenh ảnh sử dụng NDT cho NPP ở caacutec nƣớc
Một số higravenh ảnh sử dụng NDT cho NPP ở caacutec nƣớc
PT
5
Slide 15
Slide 16
Một số higravenh ảnh sử dụng NDT cho NPP ở caacutec nƣớc
ACT
Slide 17
Slide 18
UT
UT
Slide 19
Slide 20
PAU
KINH NGHIỆM KHOcircI PHỤC XAcircY DỰNG VAgrave
VẬN HAgraveNH LOtilde PHẢN ỨNG HẠT NHAcircN ĐAgrave LẠT
Xacircy dựng lắp đặt NDT Nhoacutem NDT khoảng 10 ngƣời
Supervisor XAXA LX
Tiecircu chuẩn LX
Quy trigravenh quy phạm LX
Thiết bị kiểm tra LX (RT UT hellip)
Thợ hagraven V1 Volodia Miron V2 VN
Quản lyacute khai thaacutec vận hagravenh NDT Sử dụng NDT
VT camera SA nhuacuteng Soi queacutet thagravenh lograve
Slide 21
Slide 22 NDT FOR NPP VIỆT NAM
PHƢƠNG PHAacuteP KỸ THUẬT
NDT cho NNP
NDT cho Cocircng nghiệp thocircng thƣờng
GIỐNG NHAU
Xacircy lắp thi cocircng PSI NDT thocircng thƣờng
NDT kỹ thuật cao (mới)
KHAacuteC NHAU ISI
ĐAtilde COacute
BỔ SUNG ĐẦU TƢ THEcircM
Slide 23
Slide 24 Quản lyacute Vận hagravenh Bảo dƣỡng Keacuteo dagravei tuổi thọ
Cấp pheacutep vận hagravenh dựa trecircn caacutec thocircng số kỹ thuật
chuẩn đoaacuten
NDT đặc thugrave (an toagraven bx tự động hoacutea hellip)
NDT kỹ thuật cao
NDT thocircng thƣờng
Đầu tư caacutec cocircng cụ NDT đặc thugrave - thường lagrave
kỹ thuật cao tự động hoacutea như caacutec kỹ thuật
kiểm tra ống dograveng điện xoaacutey (ETC) siecircu acircm
(IRIS) caacutec kỹ thuật chuẩn đoaacuten higravenh ảnh caacutec
kỹ thuật giaacutem saacutet tự động soi chụp (VT3
VT4)hellip
6
Slide 25
Slide 26 ĐẦU TIEcircN
CHUẨN BỊ HAgraveNH LANG PHAacuteP LYacute
ĐƢA NDT LAgrave COcircNG CỤ PHỤC VỤ XAcircY DỰNG VAgrave
QUẢN LYacute NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN ĐẦU TIEcircN
NDT COacute THỂ CHỦ ĐỘNG THAM GIA HIỆU QUẢ
VAgraveO CAacuteC QUAacute TRIgraveNH
SỬ DỤNG CAacuteC TIEcircU CHUẨN QUY CHUẨN TRONG
HAgraveNH LANG PHAacuteP LYacute CỦA ViỆT NAM
What
When
Where
How
How much
Why and
How much does it cost
TRAUcirc LOcircOslashI NtildeOumlOcircIumlC CAUgraveC CAAcircU HOUcircI
Slide 27
Slide 28
Kinh nghiệm Korea
Korea Electric Power Industry Code (KEPIC)
Korea Electric Power Industry Code (KEPIC)
A set of integrated standards applicable to the whole phases of design manufacturing installation testing operation and maintenanceof electric and power facilities such as transmission transformation distribution facilities as well as nuclear and fossil power plants so as to ensure their safety and reliability of those facilities
Slide 29
Slide 30 INDIA
One of the prerequisites for operating a nuclear power plant is to establish and implement the in-service inspection programme to examine plant structures systems and components for detecting and identifying possible deterioration and take remedial action
This guide provides necessary information to
assist organisationspersonnel participating in
the development and implementation of the in-
service inspection programme for nuclear
power plants to meet the requirements
specified in the Code of Practice on Safety in
Nuclear Power Plant Operation
(AERBSCO)
Slide 31
Slide 32 This guide has been prepared by specialists in the
field drawn from Atomic Energy Regulatory
Board Bhabha Atomic Research Centre
Nuclear Power Corporation of India Limited
and other consultants It has been reviewed by
the relevant AERB Advisory Committee on
Codes and Guides and the Advisory Committee
on Nuclear Safety
Canada
Slide 33
Slide 34
Scope of Responsibility in Inspections for NPPs
Welding Safety Management Review
Periodic Safety Management Review
Inspection by JNES
Periodic Inspection
On-the-spot Inspection
Pre-service Inspection
Fuel Inspection
Very Safety-Significant
Structures Systems
and Components are inspected
By NISA
Almost 85 items are
conducted by JNES
Inspection by NISA and JNES
Inspection by NISA
Fitness-for-Safety Inspection
Nhật
7
Slide 35
Slide 36
Chacircn thagravenh cảm ơn
II1 THAM LUẬN 3 YEcircU CẦU VAgrave TẬP QUAacuteN VỀ ISI CHO NHAgrave MAacuteY
ĐIỆN HẠT NHAcircN Ở MỘT SỐ QUỐC GIA
TS Nghiecircm Xuacircn Khaacutenh
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2
Yecircu cầu vagrave Tập quaacuten về
ISI cho nhagrave maacutey điện hạt nhacircn ở một số quốc gia
TS Nguyecircn Xuacircn Khaacutenh
Hội thảo NDT cho Nhagrave Maacutey Điện hạt nhacircn Việt Nam
Hagrave Nội 22052015
1
Nội dung
1 Hệ thống Tiecircu chuẩn vagrave Quy chuẩn liecircn quan đến ISI
NM ĐHN
2 Caacutec yecircu cầu về phaacutep quy đối với caacutec Tiecircu chuẩn vagrave Quy
chuẩn ISI
3 So saacutenh caacutec chƣơng trigravenh ISI
4 Một số Chƣơng trigravenh ISI chọn lọc
5 Một số thocircng tin về Tiecircu chuẩn thiết kế vagrave xacircy dựng NM
ĐHN của Nga về phƣơng diện PSIISI vagrave NDT
Slide 3
Slide 4
1 Hệ thống Tiecircu chuẩn vagrave
Quy chuẩn liecircn quan đến ISI
Luật
Tiecircu chuẩn
Quy chuẩn (Quy phạm)
Quy tắc
4
Luật Sắc lệnh của bộ Quy chuẩn kỹ thuật (Nhật)
bull Luật về quản lyacute nguồn phoacuteng xạ thanh nhiecircn liệu vagrave
lograve phản ứng hạt nhacircn
Quy chuẩn về caacutec thiết bị liecircn quan trực tiếp đến lagravem lạnh
tắt lograve vagrave về hệ thống chứa chất thải phoacuteng xạ
bull Luật điện lực
Quy chuẩn về cơ sở vật chất liecircn quan tới sản xuất điện
bull Caacutec Sắc lệnh vagrave thocircng baacuteo của caacutec bộ
Sắc lệnh METI 62 Tiecircu chuẩn kỹ thuật về
caacutec thiết bị phaacutet điện hạt nhacircn
bull Caacutec quy chuẩn kỹ thuật của caacutec hiệp hội kỹ thuật
Quy phạm JSME về caacutec thiết bị phaacutet điện hạt nhacircn
Slide 5
Slide 6
Hệ thống luật liecircn quan đến ISI
Caacutec luật của Chiacutenh phủ
Sắc lệnh của caacutec bộ
(Caacutec tiecircu chuẩn kỹ thuật)
Caacutec quy chuẩn kỹ thuật của caacutec Hiệp hocirci kỹ nghệ
Caacutec quy chuẩn kỹ thuật
của caacutec Hiệp hội kỹ nghệ
3
Luật
Sắc lệnh
Của caacutec bộ
(Tiecircu chuẩn kỹ thuật)
5
Luật Tiecircu chuẩn kỹ thuật vagrave Quy chuẩn JSME
Luật điện lực
Sắc lệnh METI No62
Quy phạm JSME
Caacutec quy tắc về FFS
(JSME S NA1)Quy tắc ISI Flaw Evaluation RRA
Quy phạm JSME
Caacutec quy tắc về Thiết kế
vagrave Xacircy dựng
(JSME S NC1)
Caacutec quy tắc về
Hagraven
(JSME S NB1)
8
Slide 7
Slide 8
6
Luật Tiecircu chuẩn kỹ thuật vagrave caacutec Quy chuẩn
Luật yecircu cầu caacutec chủ NM ĐHN phải
tuacircn thủ theo caacutec sắc lệnh của bộ
(tiecircu chuẩn kỹ thuật)
Sắc lệnh của bộ định rotilde caacutec tiacutenh năng
magrave caacutec thiết bị phải thỏa matilden
Caacutec hiệp hội kỹ thuật xacircy dựng caacutec
quy phạm thỏa matilden sắc lệnh của bộ
(Tiecircu chuẩn kỹ thuật)
Cơ quan quản lyacute xem xeacutet vagrave chấp nhận
aacutep dụng caacutec quy chuẩn của caacutec hiệp hội
Quy chuẩn của
hiệp hội
Kỹ thuật vagrave
định lƣợng
Khocircng phải về kỹ thuật
Magrave về luật phaacutep
Kỹ thuacirct
nhƣng
Luật định tiacutenh
MSắc lệnh
của bộ
(Tiecircu chuẩn
kỹ thuật)
Tiecircu chuẩn kỹ thuật vagrave caacutec quy tắc của Quy phạm
Caacutec yecircu cầu về tiacutenh năng của
Tiecircu chuẩn kỹ thuật
(1) Phograveng ngừa về gatildey dẻo
(2) Phograveng ngừa biến dạng lớn
(3) Phograveng ngừa hƣ hại do mỏi
(4) Phograveng ngừa uốn dọc
(1) Khocircng chấp nhận caacutec vết nứt coacute
thể gacircy đứt gatildey
(2) Khocircng chấp nhận caacutec vết nứt biecircn
do ứng xuất
(Định tiacutenh)
Quy phạm JSME về thiết kế vagrave Xacircy dựng
(1)Giới hạn của ứng xuất sơ cấp
(2) Giới hạn của ứng xuất sơ cấp vagrave thứ cấp
(3) Giới hạn hệ số sử dụng tiacutech lũy
(4) Giới hạn ứng xuất neacuten dọc trục
Quy phạm JSME FFS
(1)Caacutec quy tắc Kiểm tra vagrave đaacutenh giaacute
khuyết tật của caacutec bộ phận becircn trong lograveetc
(2) Caacutec quy tắc Kiểm tra vagrave đaacutenh giaacute caacutec
thagravenh phần C1 vv
(Định lƣợng)
7
Slide 9
Slide 10
8
2 Caacutec yecircu cầu về phaacutep quy đối với caacutec
Tiecircu chuẩn vagrave Quy chuẩn ISI NM ĐHN
Caacutec lograve HN đang hoạt động
Cơ sở phaacutep lyacute vagrave tập quaacuten
Caacutec tiecircu chuẩn quy chuẩn vagrave caacutec hƣớng dẫn
12
Bảng 1Caacutec lograve hạt đang hoạt động ở một số quốc gia
Quốc giaSố lograve phản ứng đang
hoạt độngKiểu lograve phản ứng
Năm đƣa vagraveo hoạt
động
Phần Lan 4 PWR (2)
BWR (2)
1977
Phaacutep 48 PWR (43)
GCR (4)
LMFBR (1)
1969
Nhật 34 PWR (16)
BWR (16)
GCR (1)
HWLWR (1)
1970
Hagraven 6 PWR (5)
PHWR (1)
1978
Mỹ 101 PWR (67)
BWR (33)
HTGR (1)
1961
Slide 11
Slide 12
12
Bảng 2YEcircU CẦU VỀ PHAacuteP QUY
Quốc gia Cơ sở phaacutep ly Cơ quan chịu traacutech nhiệm Caacutec quy định cơ bản
Finland Nghị định Phần Lan về bigravenh aacutep
lực caacutec văn bản phaacutep quy liecircn
quan đến hạt nhacircn
Trung tacircm Phần Lan về bức xạ
vagrave An toagraven hạt nhacircn (STUK) lagrave
cơ quan quản lyacute quốc gia về cơ
sở hạt nhacircn Họ cũng thực hiện
caacutec cuộc thanh tra theo quy định
của Nghị định về bigravenh aacutep lực
Caacutec hƣớng dẫn đƣợc
ban hagravenh bởi STUK
France
(1) Phaacutep lệnh 22674 quy định
liecircn quan đến caacutec quy định về
caacutec hệ thống (2) Caacutec quy định
an toagraven hạt nhacircn aacutep dụng cho
vaacuten đề an toagraven - Caacutec thagravenh
phần liecircn quan
Giaacutem saacutet đƣợc thực hiện bởi
Thanh tra caacutec cơ sở hạt nhacircn lớn
chịu traacutech nhiệm trƣớc Bộ trƣởng
Bộ Cocircng nghiệp (Trung tacircm dịch
vụ về an toagraven lắp đặt hạt nhacircn -
CSSIN) vagrave caacutec quan chức của
Trung tacircm dich vụ bảo vệ bức xạ
ion hoaacute Trung ƣơng Ngoagravei ra
cograven coacute cocircng taacutec thanh tra cocircng
nghiệp (Bộ Việc lagravem) giaacutem saacutet
của caacutec thiết bị aacutep lực
Caacutec hƣớng dẫn
12
Bảng 2YEcircU CẦU PHAacuteP VỀ QUY
Quốc gia Cơ sở phaacutep ly Cơ quan chịu traacutech nhiệm Caacutec quy định cơ bản
Japan
Đạo luật Cocircng nghiệp về điện Bộ Kinh tế Thƣơng mại Cocircng
nghiệp Nhật Bản (METI) Phograveng
Tiện iacutech cocircng cộng
JEAC-4205 dựa trecircn
ASME phần XI lagrave một
tiecircu chuẩn khocircng bắt
buộc
Korea Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
Caacutec nghị định thi hagravenh của
Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
caacutec
Quy chế tăng cƣờng của
Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
Bộ phận quản lyacute an toagraven điện hạt
nhacircn
Trung tacircm An toagraven hạt nhacircn của
Bộ Khoa học vagrave Cocircng nghệ
ASME Phần XI cho
PWR vagrave CSAN 2854
cho caacutec lograve phản ứng
Candu lagrave bắt buộc
USA Đối với caacutec quy định liecircn bang
Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
năm 1954 đƣợc sửa đổi bổ
sung năm 1974 Đối với Quy
chế nhagrave nƣớc thƣờng đƣợc bao
gồm trong caacutec đạo luật an toagraven
nồi hơi vagrave bigravenh aacutep lực của bang
Đối với Quy chế liecircn bang Ủy
ban điều tiết hạt nhacircn Hoa Kỳ
Trong caacutec bang Ủy ban quy tắc
Nồi hơi vagrave aacutep lực của bang đoacute
Tiecircu đề 10 của Quy
phạm liecircn bang trong
đoacute kết hợp ASME XI
Caacutec quy định về nồi hơi
vagrave bigravenh aacutep lực của caacutec
bang aacutep dụng Mục XI
của Quy phạm ASME
Bảng 2YEcircU CẦU VỀ PHAacuteP QUY (2)
Slide 13
Slide 14
12
Bảng 3QUY CHUẨN TIEcircU CHUẨN VAgrave HƯỚNG DẪN BỔ SUNG
QuỐC
gia
ASME
XI
ASME XI
Điều chỉnh
ISOIA
EA
Khaacutec Bắt
buuọc
Hƣớng dẫn bổ sung
vagrave Bigravenh luận
Korea
X
Cho caacutec
lograve PWR
N2854 cho
lograve Candu
- Hƣớng dẫn điều hagravenh của
Mỹ 114 bơm lagravem maacutet lograve
phản ứng PWR
USA X AppJ
10CFR50
Thocircng số kỹ
thuật Nhagrave
maacutey Nghị
định Thƣ
NRC ASME
III V IX
Coacute Hƣớng dẫn điều tiết của
Mỹ 114183 1150 vv
ASME Quy phạm riecircng
đƣợc liệt kecirc trong RG
1147 ANSI ASME D amp
Tiecircu chuẩn M cho thử
nghiệm chức năng baacuteo caacuteo
NUREG INPD vagrave tagravei liệu
EPRI
12
Bảng 3QUY CHUẨN TIEcircU CHUẨN VAgrave HƯỚNG DẪN BỔ SUNG (2)
QuỐC
gia
ASME
XI
ASME XI
Điều chỉnh
ISOIA
EA
Khaacutec Bắt
buuọc
Hƣớng dẫn bổ sung
vagrave Bigravenh luận
Finland X - Hƣớng dẫn bởi Bộ hƣớng
dẫn YWL do STUK phaacutet
hagravenh
France RSEM Khocircng
Japan ISI của Nhagrave
maacutey điện
hạt nhacircn
lagravem maacutet
bằng nƣớc
nhẹ-
JJEAC-
4205
Khocircng Kiểm tra siecircu acircm ISI caacutec
thagravenh phần của Nhagrave maacutey
điện hạt nhacircn lagravem maacutet bằng
nƣớc nhẹ vagrave kinh nghiệm
điều hagravenh- JAEG 4207
Slide 15
Slide 16
13
3 So saacutenh caacutec chƣơng trigravenh ISI
Xacircy dựng vagrave điều hagravenh chƣơng trigravenh
Một số chƣơng trigravenh ISI
Đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ
43
Bảng 4 Xacircy dựng vagrave điều hagravenh chƣơng trigravenh
Quốc gia Cơ quan chịu
traacutech nhiệm
phaacutet triển
Cơ quan xem
xeacutetphecirc duyệt
Thời gian Tần suất
điều
chỉnh
Nơi thực hiện
kiểm tra
Caacutec yecircu cầu về
baacuteo caacuteo
Nơi thực hiện
kiểm tra becircn
ngoagravei
Phần Lan Cocircng ty điện
lực
Trung tacircm
bức xạ vagrave An
toagraven hạt nhacircn
Phần
Lan(STUK)
Thời gian lagrave 4 năm
Đối với caacutec lograve phản
ứng thử nghiệm vagrave
kiểm tra vận hagravenh Thử
aacutep suất 8 năm Kết
cấu caacutec lograve phản ứng lagrave
4 amp 8 năm
Khi cần
thiết
STUK -
Kiểm tra lograve
phản
ứngbigravenh aacutep
lực
Caacutec baacuteo caacuteo
toacutem tắt đƣợc
gửi đến STUK
trong vograveng 3-
thaacuteng Sau khi
kết thuacutec kiểm
tra
Phaacutep Đơn vị vận
hagravenh
Trung tacircm
Dịch vụ về
an toagraven lắp
đặt nhiecircn liệu
hạt nhacircn
(SCSIN)
Giai đoạn đầu 2-5
năm Sau lƣợt tải đầu
tiecircn Khoảng thời gian
10 năm để hoagraven thagravenh
chƣơng trigravenh ISIS
Từng phần chƣơng
trigravenh ISIS đƣợc thực
hiện cho mỗi lần cung
cấp bổ sung nhiecircn
liệu
--- Đơn vị vận
hagravenh
Khocircng aacutep
dụng
Khocircng aacutep
dụng
9
Slide 17
Slide 18
43
Bảng 4 Xacircy dựng vagrave điều hagravenh chƣơng trigravenh (2)
Quốc gia Cơ quan chịu
traacutech nhiệm
phaacutet triển
Cơ quan xem
xeacutetphecirc duyệt
Thời gian Tần suất
điều
chỉnh
Nơi thực hiện
kiểm tra
Caacutec yecircu cầu về
baacuteo caacuteo
Nơi thực hiện
kiểm tra becircn
ngoagravei
Nhật
Bản
Cocircng ty điện
lực
Bộ Kinh tế
Thƣơng mại
Cocircng nghiệp
(METI)
Phograveng Tiện iacutech
cocircng cộng
Ban quản lyacute an
toagraven điện hạt nhacircn
10 năm Mƣời
năm một
lần
nhƣng
coacute sửa
đổi hagraveng
năm
Chủ sở hữu
cocircng trigravenh
hoặc đơn vị
nhagrave thầu
(Cocircng ty điện
lực khocircng
thực hiện
việc kiểm tra
nagravey)
Bộ Kinh tế
Thƣơng mại
Cocircng nghiệp
(METI)
Nhật Bản
Hagraven Quốc Viện Nghiecircn
cứu Năng
lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI
Viện Nghiecircn cứu
Năng lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI (ghi chuacute 3)
bộ phận QA
10 năm Mỗi lần
dừng
kiểm tra
Viện Nghiecircn
cứu Năng
lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI bộ
phận NDT
--- Viện Nghiecircn
cứu Năng
lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI bộ
phận QA
Mỹ Plant owner
Chủ nhagrave
maacuteycocircng trigravenh
nhacircn viecircn vagrave nhagrave thầu
của NRC caacutec phograveng
thiacute nghiệm quốc gia
vagrave nhagrave thầu cấp Nhagrave
nƣớc chỉ xem xeacutet
(khocircng thực hiện việc
phecirc duyệt)
10 năm Khoảng
thời gian
120 thaacuteng
Chủ nhagrave
maacuteycocircng trigravenh
hoặc nhagrave thầu
Coacute baacuteo caacuteo caacutec
kết quả kiểm tra
hagravenh động khắc
phục
Ủy ban điều
tiết hạt nhacircn
NRC cấp liecircn
bang hoặc becircn
thứ 3
43
Bảng 5 Phacircn loại caacutec thagravenh phần cho ISI
Quốc
gia
Phacircn Loại Cơ sở để phacircn loại Lựa chọn thagravenh phần trong caacutec chủng loại
Phần
Lan
Tƣơng tự
với chuẩn
ASME
chƣơng XI
Tƣơng tự với chuẩn
ASME chƣơng XI
Tập trung đặc biệt vagraveo những bộ phận cấu thagravenh trong
đoacute sự xuất hiện những sai soacutet khuyết tật lagrave coacute thể xảy
ra nhất Vigrave vậy trong việc lựa chọn caacutec thagravenh
phầnhạng mục kiểm tra trong hệ thống đƣờng ống của
caacutec cơ sở lograve phản ứng (BWR) caacutec tiecircu chiacute chọn lựa
chiacutenh lagrave caacutec yếu tố liecircn quan đến sự tải khiacute hơi kết cấu
vagrave caacutec điều kiện đoacuteng goacutep vagraveo quaacute trigravenh ăn mograven do
ứng suất chuyecircn gia vật liệu
Phaacutep An toagraven
bậc 123
Đƣợc đƣa ra RCC-P
ldquoquy tắc thiết kế vagrave
xacircy dựng nhagrave maacutey
điện hạt nhacircn 900
MWe PWRrdquo Cơ sở
để phacircn loại khocircng
sẵn coacute
Thể tiacutech B của thiết bị an toagraven bậc 1 (RSEM) aacutep dụng
cho bigravenh chứa duy trigrave aacutep lực tạo necircn hệ thống chiacutenh
(CPP) của NSSS Mạch chiacutenh bao gồm bể lograve phản ứng
toagraven bộ bể chứaống mạch kết nối với bể lograve phản ứng
vagrave hệ thống đƣờng ống kết nối với bể chứaống mạch
đến sơ đồ hỗ trợ của NSSS lecircn phiacutea trecircn vagrave bao gồm
van caacutech ly thứ 2 van an toagraven vagrave van giảm aacutep
Slide 19
Slide 20
43
Bảng 5 Phacircn loại caacutec thagravenh phần cho ISI
Quốc
gia
Phacircn Loại Cơ sở
để phacircn
loại
Lựa chọn thagravenh phần trong caacutec chủng loại
Nhật Tƣơng tự
ASME loại
123
Tƣơng tự
ASME
loại
123
Kinh nghiệm vận hagravenhđiều hagravenh JEAC 4205 sự phacircn
bố đồng đều caacutec điểm kiểm tra khả năng tiếp cận coacute
hay khocircng một thagravenh phần coacute thể đƣợc coi lagrave đại diện
Hagraven
Quốc
ASME loại
123 cho
PWRs
ASME
loại 123
cho
PWRs
IWA 2000 thiệt hại nghiecircm trọng tại caacutec nhagrave maacutey khaacutec
Caacutec khuyến nghị của Caacutec Tổ chức Quốc tế Caacutec chỉ
dẫn quy định của Hoa Kỳ
Mỹ ASME XI Quy tắc
126 vagrave
ASME
XI
ASME XI
43
Bảng 6 Phạm vi kiểm tra đối chiếu với ASME XI
Quốc
gia
Hệ
thống
lạnh sơ
cấp
Bộ
phận
Becircn
trong
lograve
phản
ứng
RH
R
EC
CS
Hệ
thống
tải
nhiệt
Hệ
thống
nƣớc
lagravem maacutet
phục vụ
an toagraven
Chacirct
thải
phoacuteng
xạ
Bảo
trigrave
chức
năng
Caacutec bộ
phận
hỗ trợ
Ghi
chuacute
Phần
Lan
X X X X X X NA NA X
Phaacutep X X X X X X NA X X
Nhật X X X X X X X X
Hagraven X X X X X X X X X
Mỹ X X X X X X X X X
Slide 21
Slide 22
43
Bảng 7 ĐAgraveO TẠO VAgrave CẤP CHỨNG CHỈ
Quốc
gia
Tiecircu
chuẩn
SNT-TC-
1A
Chuẩn
ASNT
sửa đổi
Khaacutec Yacute kiến
Phần
Lan
X Tiecircu chuẩn chuyecircn mocircn Nordtest Bậc I vagrave II
(Hệ thống Unicert)
Phaacutep X Theo hệ thống 3 cấp độ đƣợc kiểm soaacutet vagrave quản
lyacute bởi cộng đồng NDT Phaacutep Confrend
Nhật X Chƣơng trigravenh độc lập đƣợc quản lyacute bởi Ủy ban
tiecircu chuẩn chuyecircn mocircn nhacircn sự NDT của
JSNDT Noacute coacute ba cấp độ tƣơng ứng với tiecircu
chuẩn ASNT
Hagraven
Quốc
X Đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ nhacircn viecircn kiểm định
lagrave yecircu cầu đối với NDT cấp I II III theo SNT-
TC-1A vagrave caacutec chƣơng trigravenh KAERI QA
43
Bảng 7 ĐAgraveO TẠO VAgrave CẤP CHỨNG CHỈ (2)
Quốc gia Tiecircu chuẩn
SNT-TC-1A
Chuẩn ASNT sửa
đổi
Khaacutec Yacute kiến
Mỹ XASME XI chấp nhận tiecircu chuẩn SNT-TC-1A nhƣ một hệ thống cơ bản về
yecircu cầu kiểm tra đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ nhacircn sự tham gia cocircng việc kiểm
tra khocircng phaacute hủy
Trong quaacute trigravenh đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ nhacircn sự đƣợc thực hiện bởi ngƣời
quản lyacute cơ sở hoặc đại lyacute hoặc ASNT caacutec yecircu cầu về điều lệ sẽ quy định rotilde
traacutech nhiệm của ngƣời quản lyacute cơ sở về cocircng việc cacircp chứng chỉ nhacircn sự vagrave
mức độ đầy đủphugrave hợp của nội dung chƣơng trigravenh về tiecircu chuẩn nhacircn sự
Caacutec yecircu cầu bổ sung đƣợc đƣa ra trong phần nội dung chiacutenh vagrave phụ lục của
chuẩn ASME XI vagrave caacutec quy định lựa chọn đƣợc đề rotilde trong caacutec chuẩn bổ
sung
Phụ lục bắt buộc IV cung cấp thecircm caacutec yecircu cầu về trigravenh độ dựa trecircn hiệu
suất trigravenh diễn nhƣ lagrave một bổ sung đaacuteng kể cho caacutec hƣớng dẫn ASNT
Chuẩn bổ sung N-409 cung cấp caacutec yecircu cầu thay thế cho caacutec thủ tục vagrave trigravenh
độ nhacircn viecircn để phaacutet hiện siecircu acircm vagrave định cỡ của vết nứt ăn mograven ứng suất
liecircn hạt trong mối hagraven đƣờng ống Austenit
Chuẩn bổ sung nagravey đaacutenh giaacute tiecircu chuẩn chuyecircn mocircn dựa trecircn chứng minh
hiệu suất với caacutec thủ tục kỳ thi tiecircu chuẩn nhƣ lagrave một bổ sung đaacuteng kể cho
việc kiểm tra thực tiễn thocircng thƣờng
Slide 23
Slide 24
44
Chƣơng trigravenh ISI ở Hungary
bull Hungary coacute 4 lograve VVER-440 Model 213 đƣợc xacircy dựng vagraveo năm 1983-
amp 1987
bull Coacute Luật năng lƣợng nguyecircn tử
bullCơ quan Năng lƣợng nguyecircn tử Hungary (HAEA) quản lyacute
bullTổng giaacutem đốc HAEA phecirc chuẩn caacutec Hƣớng dẫn cho caacutec phƣơng
phaacutep thực tế trong việc thực hiện Quy chế an toagraven hạt nhacircn
bullLograve phản ứng VVER loại đƣợc thiết kế phugrave hợp với caacutec quy tắc vagrave tiecircu
chuẩn Liecircn Xocirc cũ Những tagravei liệu nagravey đatilde đƣợc phaacutet triển thực tế độc lập
từ caacutec lograve PWR nhƣng caacutec nguyecircn tắc chiacutenha n toagraven tƣơng tự nhƣ
nhau
bullChƣơng trigravenh ISI hiện tại của Hungary khaacutec biệt cả về cấu truacutec vagrave caacutec thocircng số kỹ thuật so với ASME XI
44
bull chƣơng trigravenh ISI của Hungary bao gồm ba thagravenh phần chiacutenh
bull Định kỳ NDE
bull Kiểm tra kết cấu
bull Kiểm tra aacutep lực hệ thống
bull Kiểm tra kết cấu tƣơng đƣơng với kiểm tra trực quan VT-3 loại trong
ASMEXI
bull Toagraven bộ chƣơng trigravenh (Phần Một) bao gồm 10 chƣơng cho 10 bộ phận
quan trọng về an toagravenm bao gồm
bull Lograve phản ứng
bull Bồn bể aacutep lực
bull Caacutec thagravenh phần becircn trong RPV
bull Đƣờng ống lagravem lạnh chiacutenh SG
bull Hungary đang chuyển đổi ISI cho phugrave hợp với
Chƣơng trigravenh ISI ở Hungary
Slide 25
Slide 26
44
bull Một trong những khaacutec biệt lớn nhất giữa ISI NDE Hungary vagrave ASME XI
nằm ở sự khaacutec biệt về khaacutei niệm của caacutec tiecircu chuẩn chấp nhận
bull Tại Hungary nhƣ một hệ quả của việc aacutep dụng caacutec phƣơng phaacutep tiếp cận
của Liecircn Xocirc đaacutenh giaacute UT đatilde đƣợc dựa trecircn sự so saacutenh giữa biecircn độ từ
mẫu vagrave biecircn độ của mẫu đối chứng
bull Coacute sự khaacutec biệt lớn trong caacutec tham số thử nghiệm aacutep lực
bull Giaacute trị aacutep suất hiện đang đƣợc sử dụng ở Hungary lagrave cao hơn so với
caacutec giaacute trị đƣợc đƣa ra bởi ASMEXI
bull Sự khaacutec biệt lớn nhất kiểm tra định kỳ cho thủy lực thagravenh phần Class
1 sau mỗi chu kỳ kiểm tra bốn năm aacutep lực thử nghiệm vocirc cugraveng cao
bull Cả chƣơng trigravenh khung ISI NDE quy trigravenh vagrave Tiecircu chiacute đaacutenh giaacute dều
khocircng coacute thocircng tin rotilde ragraveng cho những tigravenh huống khi NDE vagrave caacutec kết quả
kiểm tra vƣợt quaacute tiecircu chiacute chấp nhận Họ chỉ noacutei rằng trong trƣờng nagravey sẽ
coacute một Ủy ban về sự khocircng phugrave hợp sẽ quyết định
Chƣơng trigravenh ISI ở Hungary
44
bull Chƣơng trigravenh ISI đoacuteng vai trograve quan trọng trong chƣơng trigravenh QAQC
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
bull Caacutech thức xacircy dựng vagrave thực thi chƣơng trigravenh ISI của caacutec nƣớc coacute sự khaacutec nhau đaacuteng kể cả về bề rộng vagrave chiều sacircu
bull Rất nhiều nƣớc chấp nhận hoagraven toagraven hoặc dựa trecircn Quy phạm
ASME XI
bull Nhiều nƣớc phaacutet triển chƣơng trigravenh ISI riecircng cho nƣớc migravenh
bull Một số nƣớc chấp nhận ngay caacutec tiecircu chuẩn của nhagrave thiết kế vagrave
cung cấp cho mỗi loại nhagrave maacutey khaacutec nhau
bull Chƣơng trigravenh ISI cần đƣợc xacircy dựng ngay từ khi thiết kế NM
bull Để coacute thể xacircy dựng chƣơng trigravenh ISI hiệu năng cho migravenh Việt Nam
cần tham khảo kỹ caacutec Chƣơng trigravenh ISI của caacutec nƣớc trecircn thế giới
Thay cho lời kết
10
Slide 27
44
Xin caacutem ơn
II1 THAM LUẬN 4 NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO
NUCLEAR POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
TS Trần Đại Phuacutec
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2
1
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Summary
1 INTRODUCTION
2 INSPECTION IN SERVICES OF NSSSrsquoS IMPORTANT COMPONENTS
3 NDT APPLIED TO UN-IRRADIATED NUCLEAR FUEL
4 NDT APPLIED TO IRRADIATED NUCLEAR FUEL
a Fuel rod
b Fuel assembly
5 CONCLUSION
Slide 3
Slide 4
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
1 INTRODUCTION
All NSSS are subjected to the in service surveillance program Regulations
For the NDT
- Components subjected to the in service surveillance
- Qualification of the NDT control processes (specified in the Standards related to Mechanical components of the NSSS)
The Regulations do not get in detail the controls to be effectuated on different mechanical systems (principles requirements)
The operator establishes the maintenance program for each component (fabrication processes risk analysis experimental feedback analysis)
The maintenance comprises Two types
a National Program Applicable to all NPP in general for each controlled zone
- Description of the controlled zone (material welding possible defects)
- Proposed control method amp control periodicity
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
b Particular Programs
Applicable for all NPP they are under the responsibility of the NPP Director
- These programs related to each NPP get into detail amp point-out for each
controlled zone
+ NDT control process
+ Zone reference amp its extend
+ Precedent control date
+ Organism to effectuate the control
Slide 5
Slide 6
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
2 INSPECTION IN SERVICES OF NSSSrsquos IMPORTANT COMPONENTS
A Extended Control Pressure vessel (16)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (26)
11
Slide 7
Slide 8
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (36)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (46)
Slide 9
Slide 10
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (56)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (66)
Slide 11
Slide 12
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELSB The Current control methods
Surface amp Volume Methods
- Visual amp Televisual methods rarr Surface
- Sipping rarr Surface
- Magnetoscopy rarr Surface
- Eddy Current rarr Surface + ldquoVolumerdquo
- Ionizing radiation rarr Volume
- Ultra-sonic sound rarr Volume
Objectives
- Before the put in service of the installation Complete Initial
visit
Establish a precise map of defect leave behind at fabrication
amp are considered as minor non-conformance in order the
dimensions of such defects could be served as references for the
ulterior visits (according to the ISO-9000 standard)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
In SERVICE During the complete visit or periodical visits
- Find-out new defects resulting the normal operating or
incidental or to verify there are no evolution of the such defects
mentioned above
- To fulfil the above statement
The control methods must have
- A good resolution
- An excellent reproductibility (detect an evolution of the
defect amp to be able to compare)
- Allow a clear interpretation of the results (to make a
decision with minimum incertitude on the pursuing of
the normal or particular operation or have to be
repared)
Slide 13
Slide 14
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Concretly
One must detect amp characterize the defects (dimensions orientation identification of nature amp origin)
Analysis of the consequence by integrating results of appropriated calculations
Choice of control method
No universal control methodrarr To be taken into account
- Defect characteristics (fabrication process or degradation mechanism)
- Orientation position of the defect in the material or at surface static defect or continued evolution
- Characteristics of examined zone (material nature geometry)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
- Degradation risk rarr Importance of means to be deployed to develop the
method which is depended on the importance of the risk in the considered
degradation zones and their consequences
Three Types of control methods qualification
- General qualification Applicable on important safety components
where the degradation mechanisms are identified amp are taken into account
amp no particular defects have been revealed (defects initiated by fatigue
corrosion )
- Specific qualification Applicable to all the safety components at
which defects have been detected (ex risk of thermal fatigue fissure on
RHRS inner plating at reactor of the PVS )
Slide 15
Slide 16
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Conventional qualification Applicable to zones of components important
to safety at which there is no identified degradation mechanisms
In case of lack of qualification amp emergency rarr Expertise examinations
Numerous examination categories
Visual examination To control the no defect on components or
systems (CRC screw supports man-hole loose parts damage )
With camera endoscope with image recording
- Inner plate of PVS Pressurizer man-hole Bottom penetration of
the PVS (objectives deposits (boron corrosion) surface degradation or
defects)
Televisual expertise examination To detect fissure initiated by SCC (Ex
Internal adaptators in Inconel 600 of PVS head)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Examples SG Tubes (crakings deformations chocks )
12
Slide 17
Slide 18
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On-site examination of SG tubes by Camera
- Camera Head
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Observed internal surface defects
- a) b) Fissure at stud
- c) b) at laboratory
Slide 19
Slide 20
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Examination of extracted SG tubes plugs
-Mechanic plug Advanced transversal cracking
at inner surface
Notch transversal cracking at
inner surface
Longitudinal notch cracking at
inner surface
Longitudinal notch cracking at
external surface
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Dismountable plugs
Slide 21
Slide 22
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Expertise of
Instrumentation
Inconel 600 connection
on Pressurizer
Place amp schema
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Localization amp aspect of cracking
At external surface At internal surface
Slide 23
Slide 24
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
SCC of centering pins Inconel 750 On-site US tests
Upper core structure US controls
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding wear of control rods
Slide 25
Slide 26
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Fuel assembly Cladding wear
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
EC sensors EC Principle
13
Slide 27
Slide 28
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
PVS In Service Inspection Machine
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
SG Tubes Eddy Current
Slide 29
Slide 30
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Inconel 600 Zones SCC on Low Support Plate
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
3 NDT APPLIED TO UN-IRRADIATED NUCLEAR FA
Fuel Rod
- Control of welding
porosities undercuts by radiography
D gt 040mm (99)
D gt 045mm (100)
Rejected all e lt 99 (e = 047mm)
under-penetration is difficult to detect by radiography
Slide 31
Slide 32
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Tungsten inclusion Tungsten is more absorbent to X rays than does
Zircaloy it is due to the welding electrode
Rejected 100 tungsten inclusion of Dgt 025 mm
In the Seal-Weld-pot Absence of metallic liaison or defects
(porosities) are considered as under-penetrations
The clean weld bead must be gt 0510 mm
under-penetration
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
- Film kodak M or Geveart D2
- Shot distance 07 to 1 m
- Pause time 2 to 3 min
- Power 200kV to 300 kV
- 3 views 120
- Image quality 032 mm must be visible
Efficiency curve for welding radiography
of fuel rods for porosities
Slide 33
Slide 34
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Automatic control of fuel cladding US Sound
Objective
- To detect
External diameter
Internal diameter
thickness
US immerged gages
emits wave at water
zircaloy
- De by the time spacing depart
impulsion of the first arrival echo on the tube with the same emitted by the symetrical US gage
- Thickness by the time spacing imput impulsion in the tube and to the reflexion from the inner surface
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding tube control of 4 standard defects
Slide 35
Slide 36
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding control band
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Control of Grid Spacers Pressure amp Strain gages
14
Slide 37
Slide 38
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Final control of fuel assembly
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Fuel rod Enrichment control by Gamma Scanning
Control effectuated through the cladding
Only measurement a discrimination of radiation between the U235 amp U238
allows industrial rhythm (a fabrication chain products from 3 to 4 km of
fissile material per day)
Most of all the world (except China) utilizes the delay gamma consequence
of the activation of the U235 by a thermal flux of neutrons
Essential of measured delay gamma comes from Krypton 91 (T= 10s) and
different isotopes of Barryum (T~ 3 to 5s)
Each fuel rod pass through all lts length)
- first in neutron beam zone
- after behind one (or several) gamma detector(s)
Slide 39
Slide 40
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history of each pellet could be resume such as
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history responds to the equation such as
A = k[(NσfOslash)37 x1010] x (1 ndash e-λθ) x e-λt
Where A = activity (Cigram)
N = atom number of U235
σf = fission absorption of U235
Oslash = thermal neutron flux
θ = activation time
t = fuel rod transfert time
λ = radioactive constant
The measuring of ƒAdt is proportional to N atom U235 by unit length
of the fissile column (and not to the enrichment)
all variation of the speed V of the fuel rod transfer will affect on the
measuring of θ t amp dt (dVDVlt 10-3)
Slide 41
Slide 42
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Principle
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
4 NDT APPLIED TO IRRADIATED NUCLEAR FUELToday LWR have reached a remarkable high level of manufacturing
quality and operational reliability However fuel rod failures do occur
causing a release of fission products (FP) into the PCS
The release of FP is a complex function of plant operational
characteristics and can occur in several different ways
-A slow or sudden release of the fission gases during the process
of clad perforation
- A steady release of FP through existing clad perforation during
power operation
- Fission spiking during shutdown start-up rapid power changes
and coolant depressurization
- A moderately increasing release rate during non-steady
operation of the plant
Slide 43
Slide 44
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Since NPP have licensing limits for the release of volatile FP to the
environment (off-gas limits) detailed monitoring of the development of clad
failures is necessary by the operators
During reactor operation FP concentration amp the ratio between different
FP nuclides in the PCS are only the indicators of the fuel clad failures
Therefore the only means for detecting fuel clad failures on-line are
- Monitoring the coolant amp off-gas activity concentration or
- Measuring the flux of delayed neutrons emitted by some short-
half-life FP
After shutdown various sipping techniques are available to identify
defective fuel assemblies or fuel rods
An US inspection technique allows to pinpointing of failed fuel rod within
an assembly
For defect testing of individual fuel rod after withdrawal from the
assembly an EC technique can be applied
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
General survey of the procedure of defect surveillance
During operation
Monitoring of PCS amp off-gases PF activity
Location of defective fuel assembly within the core
Control assembly manoeuvre amp activity monitoring
During or after refuelling
Identification of defective fuel assemblies by sipping
(partially or complete reactor core)
Identification of defective fuel rods within the fuel assembly
- visual inspection outer row fuel rods
- US testing
- Withdrawal of individual fuel rods
- EC defect testing
Slide 45
Slide 46
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping test facility-fluid system schematic All sipping techniques make use of the fact
that a rise in temperature caused by decay heat
drives dissolved FP or fission gases out of
defective rods
A first indication of defective fuel assembly
can be obtained by a sipping technique that
utilizes the release of gaseous FP while the
assembly is contained in the refuelling machine
In LWRs the refuelling machine consists of a
pole guiding of the fuel assembly but also
suppressing natural convection On pulling
the FA into the pole of the refuelling machine
changes of the hydrostatic pressure occur
resulting in a release of gaseous FP from a failed
rod
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The gaseous FP are collected in a measuring chamber connected to a
Ge(Li) detector and a multichannel analyser
The measured activity is a measure for the integrity of the fuel assembly
itrsquos a qualitative measurement
In order to increase the activity level in NPP the FP are entrained by air
injection underneath the bottom end fitting
If reliable results from a sipping test are to be obtained the FP used for
analysis must fulfil the following requirements
- They must be produced in measurable quantity
- They must be an intensive high energetic and long lived βamp γ
radiation
- They must be sufficiently in water soluble or in gaseous form
In the wet sipping test the most commonly measured isotopes are I131
(T=8d γ=0637 MeV) Cs134 (T= 2y γ=0605 MeV137) amp Cs (T= 301y γ=662
MeV) amp others Cs136 (T=13d γ= 1046 MeV) Xe133 (T=53d γ = 0347
MeV) Kr85 (T= 107d γ = 0514 MeV)
15
Slide 47
Slide 48
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
In dry sipping technique the Ge(Li) detector has to be installed in the gas
flow loop of the sipping box near the spent fuel pool
The criteria used for discriminating between intact suspect and defective
fuel assemblies vary among users of the sipping test
All criteria require the background activity (sipping box without fuel
assembly) to be determined frequently by separated samples
The decision whether the tested fuel assemblies are defective or intact is
given by the ratio
f = activity of box-water sample with FAactivity of box-water sample
without FA
f = sipping factor
f lt 152 to 2 rarr FA sound
152 lt f lt 3-5rarr FA suspect
f gt 3-5 rarr FA defected
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Slide 49
Slide 50
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Pneumatic compressed air of the fuel
handling machine equipment The air
inlet conduct is shown in the center
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Release of FP during the
quantitative sipping This
technique allows to
discriminate the size of the
defect
ldquoLargerdquo defect size rapid
release of FP
ldquoSmallrdquo defect size release
prolonged
Slide 51
Slide 52
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel storage pool
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Measuring of expansion chamber of the irradiated fuel rod by extraction
Objective
Measuring the internal pressure of fission gases
Means
Performance
- Measured pressure 2 bars
- Volume 10 cm3 05cm3
Slide 53
Slide 54
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
ZrO2 thickness measuring by EC
Objective
- Measuring of ZrO2 thickness on irradiated fuel rods
- Axial plot of the ZrO2 thickness
Principle
Impedance variation of a probe placed near the sample
Means
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Results
Slide 55
Slide 56
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Expertise of the blocking of the CRC
Upper part of the PVS
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
5 Conclusions
Quality respected right from the design and pilot run stages is conducive to defect prevention and optimizes the costquality ratio
From startup and routine maintenance problems in all fields from civil
engineering to electromechanical
Construction work and testing
Well adapted specifications achieving an optimum trade-off between
operating requirements and investment costs and covering the entire
industrial process from design manufacturing and associated
inspections to assembly and testing
Efficient Surveillance
By manufacturing surveillance equipment defects can be detected
at a very early stage
Well adapted to circumstances it enables compliance with deadlines
and efficient long term operation of installations
16
Slide 57
Slide 58
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Quality Targets Safety Reliability and availability
Quality organization
Supplier and contractor selection assessment of their quality
organization
Performance of quality audits
Qualification tests
In-factory manufacturing surveillance
On-site construction and assembly surveillance
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On the basis of the above observations for the Ninh Thuacircn Project it
is necessary to set up a technical expert body related to NDT amp DT in
order to assist at different stages amp fields (from startup and routine
maintenance problems from civil engineering to electromechanical
construction works and testing) different organizations involving to
fulfil their jobsin the project such as
VARANS
TSO organisation to VARANS
VINATOMrsquos Technical support Institute
EVN
Slide 59 NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
THANKS FOR YOUR ATTENTION
II1 THAM LUẬN 5 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN CƠ HỘI amp tHAacuteCH THỨC VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircNCƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC
VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
22052015
NỘI DUNG
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacute CAacuteC LOgrave PHẢN ỨNG
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC DO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHO COcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
VAgraveI MINH HỌA VỀ COcircNG TRƢỜNG XAcircY DỰNG NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 3
Slide 4
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacuteLOgrave PHẢN ỨNG HẠT NHAcircN
Caacutec lograve phản ứng hạt nhacircn
PWR Lograve hạt nhacircn đƣợc sử dụng phổ biến nhất (westinghouse)
BWR General electric
PHWR CANDU INDIA
AGR UK
RBMK Nga
FBR Lograve hạt nhacircn thế hệ mới (Nga Nhật)
17
Slide 5
Slide 6
Nguyecircn lyacute lograve PWR
nguyecircn lyacute lograve LWR
Slide 7
Slide 8
Nguyecircn lyacute BWR
Lograve CANDU
Slide 9
Slide 10
Lograve AGR
Lograve RMBK
Slide 11
Slide 12
Lograve FBR
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨCDO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 13
Slide 14 Dự kiến đến năm 2020 Việt nam cần hơn 1000 kỹ thuật viecircn đƣợcđagraveo tạo đủ năng lực để phục vụ trong lỉnh vực năng lƣợng hạt nhacircn(theo baacuteo caacuteo của Bộ Khoa Học amp Cocircng nghệ)
Số kỹ thuật viecircn nagravey chủ yếu phục vụ cho giai đoạn xacircy dựng nhagravemaacutey nghiecircn cứu phaacutet triển caacutec ứng dụng hạt nhacircn (RampD) vagrave hỗ trợkỹ thuật
Cần thecircm khoảng 6000 đến 10000 lao động cho quaacute trigravenh xacircydựng nhagrave maacutey điện hạt nhacircn dự kiến sẽ khởi cocircng trƣớc 2015 vagrave2020 sẽ đi vagraveo vận hagravenh khai thaacutec
Hiện nay coacute khoảng 800 nhacircn sự phần lớn đang cocircng taacutec tạiVietnam Atomic Energy Commission vagrave đang ldquogiagrave đirdquo
(Theo Bộ Giaacuteo dục amp Đagraveo tạo) khoảng 11232 triệu US dollars sẽđƣợc đầu tƣ cho đagraveo tạo nhacircn lực cho lỉnh vực khoa học vagrave cocircngnghệ hạt nhacircn
TOAgraveN CẢNH
THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần chuẩn bịtrƣớc từ 12 đến 15 năm trƣớc thời điểm hoagraventhagravenh vagrave đƣa vagraveo khai thaacutec
Đối với nhagrave maacutey năng lƣợng hạt nhacircn đầu tiecircnthigrave việc chuẩn bị đội ngủ coacute đủ năng lực đểhoạch định triển khai vagrave xuacutec tiến dự aacuten coacute khicần đến 20 năm trƣớc khi nhagrave maacutey đi vagraveo vậnhagravenh khai thaacutec
Vấn đề phaacutet triển cocircng nghệ amp nhacircn lực coacute đủnăng lực amp trigravenh độ thực sự lagrave một thaacutech thứcvagrave để coacute đƣợc một đội ngủ nhƣ vậy so vớitoagraven cảnh necircu trecircn theo tocirci lagrave quaacute chậm cần
18
Slide 15
Slide 16
CAacuteC CƠ HỘI CẦN TẬN DỤNG Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần sự hợp taacutec
quốc tế ldquochacircn thagravenhrdquo vagrave hiệu quả
ndash Quaacute trigravenh chuyển giao cocircng nghệ cốt lỏi coacute vai trogravequyết định đối với kết quả thagravenh cocircng của dự aacuten
Vai trograve quản lyacute hổ trợ của nhagrave nƣớc đối vớicaacutec thagravenh tố tham gia (Thiết kế chế tạo thiếtbị Giaacutem saacutet chất lƣợng đagraveo tạo nhacircn lực saacutet hạch amp kiểm định) sẽ cụ thể coacute tiacutenh thiếtthực amp hiệu quả
Cơ hội để caacutec lực lƣợng tham gia định hƣớngvagrave kiến tạo nguồn lực (cocircng nghệ phƣơngphaacutep nhacircn lực) sẳn sagraveng tiếp thu amp triển khaicocircng nghệ tiecircn tiến ngang tầm quốc tế
YEcircU CẦU NGUỒN LỰC
Tiacutenh sẳn sagraveng về mặt cocircng nghệ (phƣơngphaacutep nhacircn lực) của caacutec nhagrave thầu trong nƣớc
Tiacutenh sẳn sagraveng về caacutec điều kiện chứng nhận cocircng nhận phƣơng phaacutep nhacircn lực
Định hƣớng đagraveo tạo (kiến thức thực hagravenh)caacutec phƣơng phaacutep amp nhacircn lực theo yecircu cầu
Slide 17
Slide 18
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHOCOcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
CAacuteC CAcircU HỎI CẦN LAgraveM ROtilde
Coacute cocircng nghệ hagraven chuyecircn biệt aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey hạt nhacircn
Chứng nhận qui trigravenh vagrave saacutet hạch thợ hagraven đaacutep ứng caacutec chuẩn mực của nhagrave maacutey điện hạt nhacircn sẽ nhƣ thế nagraveo
Caacutec yecircu cầu về chất lƣợng hagraven vagrave tiecircu chuẩn đaacutenh giaacute aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 19
Slide 20
CAacuteC THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Hagraven trecircn caacutec vật liệu coacute yecircu cầu đặc biệt cao
ndash Cơ tiacutenh độ bền gt 80ksi (~560 Mpa)
ndash Khaacuteng nứt vagrave chịu mỏi
ndash Chống ratildeo
ndash Bền nhiệt
ndash Chống ăn mograven tinh giới (weld decay) xoacutei mograven (erosion)
Hagraven trecircn theacutep regraven
Hagraven trecircn hợp kim Chrome Nickel zircalloy
Hagraven caacutec chi tiết dagravey với ứng suất biến dạng nhiệt tối thiểu
Hagraven trong điều kiện mocirci trƣờng khắc nghiệt
Xử lyacute nhiệt amp kiểm soaacutet chu trigravenh nhiệt quaacute trigravenh hagraven
Hagraven trecircn theacutep hai lớp (clad steel) hagraven đắp (overlay) seal weld
Caacutec phƣơng phaacutep hagraven truyền thống coacute đaacutep ứng đƣợc yecircu cầu
Coacute hầu hết caacutec phƣơng phaacutep hagraven hồ quang đƣợc triển khai trong nƣớc (GTAW GMAW FCAW SAW) đều coacute thể đaacutep ứng đƣợc
Khocircng đối với một số hạng mục vật liệu cần caacutec phƣơng phaacutep hagraven cải tiến chƣa triển khai trong nƣớc (nhƣ ldquoA-TIGrdquo Narrow-gap SAW Orbital TIG Tandem GMAW Hybrid Laser -GMA ) hoặc caacutec phƣơng tiện hỗ trợ nhƣ Orbital GTA GMA robot FCA
Slide 21
Slide 22 MINH HỌA VỀ CAacuteC PHƢƠNG PHAacutePNarrow-gap SAW
Orbital TIG Orbital Tube to sheet
Tandem GMAW Hybrid Laser - GMA - Aacutep dụng
Hagraven ma saacutet xoaacuteyHagraven Plasma
Vấn đề khocircng chỉ lagrave phƣơng phaacutep
Tồn tại lớn nhất vẫn lagrave nguồn nhacircn lực coacute kiến thức kỹ năng vagrave kinh nghiệm đối với caacutec yecircu cầu phƣơng phaacutep hagraven sẽ đƣợc aacutep dụng trong chế tạo caacutec chi tiết vagrave thi cocircng lắp đặt
Vấn đề ldquochứng nhận cocircng nghệ thợ hagravenrdquo để đƣợc tham gia vagraveo dự aacuten
Vấn đề nhacircn lực đầu vagraveo để đagraveo tạo vagrave tham gia ldquoon job trainingrdquo
Saacutech lƣợc vagrave giải phaacutep bao gồm
ndash Nacircng cao kiến thức về cocircng nghệ hagraven cho đội ngủ giaacuteo viecircn dạy nghề ở caacutec trƣờng trung tacircm đagraveo tạo nghề
Slide 23
Slide 24
Qui trigravenh hagraven amp Saacutet hạch thợ hagraven
Đaacutep ứng caacutec yecircu cầu
ASME IX vẫn lagrave hƣớng dẫn cơ bản đối với việc chứng nhận qui trigravenh amp saacutet hạch thợ hagraven
vagrave NB 4000 - ASME III chỉ ra caacutec yecircu cầu cụ thể về kiểm soaacutet vật liệu tiecircu chiacute đaacutenh giaacute phạm vi aacutep dụng thữ nghiệm kiểm chứng
Ngoagravei ra cần aacutep dụng thecircm NCR 10CFRip55050 ip5100 khi thiết lập qui trigravenh kiểm soaacutet giaacutem saacutet
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
19
Slide 25
Slide 26
Cocircng nghệ mới
tiếp
Slide 27
Slide 28
tiếp
Slide 29
Slide 30
Hagraven theacutep cốt pha HY80 vagraveo theacutep tấm (hoặc stainless steel)
Lắp dựng block
Slide 31
Slide 32 Cocircng trƣờng xacircy dựng
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn điển higravenhMột số caacutec higravenh ảnh cocircng trƣờng xacircy dựng
XIN CẢM ƠN
II1 THAM LUẬN 6 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Hagrave Nội 22052015
20
Slide 1
Slide 2 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA
NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG
ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Trung tacircm Đaacutenh giaacute khocircng phaacute hủy (NDE)
Hagrave Nội 22052015
NỘI DUNG
bull Phƣơng phaacutep mới kiểm tra khuyết tật trong
nhagrave maacutey nhiệt điện aacutep dụng đƣợc cho điện hạt
nhacircn
bull Xử liacute để dự đoaacuten sự phaacutet triển khuyết tật
bull Đagraveo tạo nghiecircn cứu để Đaacutenh giaacute tuổi thọ cograven
lại của nhagrave maacutey nhiệt điện coacute thể aacutep dụng cho
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 3
Slide 4
CRACKSIZERreg ndash NDT TIEcircN TIẾN
bull Hiện đang coacute một số phƣơng phaacutep
NDT kiểm tra chất lƣợng vật liệu
bull CrackSizerreg ndash aacutep dụng điện từ
trƣờng để phaacutet hiện vagrave xaacutec định
khuyết tật bề mặt
bull Kĩ thuật ACFM (Alternating Current
Field Measurement)
bull Nguyecircn lyacute ACFM
bull CrackSizerreg coacute thể xaacutec định độ sacircu
khuyết tật cung cấp thocircng tin cần
thiết cho pheacutep theo dotildei đảm bảo tiếp
tục vận hagravenh nagraveh maacutey điện an toagraven
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTĐaacutenh giaacute phaacutet triển khuyết tật
bull Khi phaacutet hiện khuyết tật dẫn đến nguy cơ mất an khi vận hagravenh
bull Nguời vận hagravenh quản lyacute mong muốn khắc phục sự cố ngay
bull Dugraveng cơ học phaacute hủy tiến hagravenh ETHGPT khuyết tật trong chi tiết
bull DTA (Defect Tolerance Assessment) ndash cho pheacutep đƣa ra caacutec
thocircng tin chi tiết về kiacutech thuớc khuyết tật nguy hiểm vagrave chu kỳ
kiểm tra đảm bảo thiết bị vận hagravenh an toagraven
bull Dựa vagraveo một số tiecircu chuẩn ETHGTT ASNZS 37882006
BS79102005 British Energy EDF R5-R6 vagrave API 579ASME
FFS-1 HRLT đatilde tiacutenh toaacuten vagrave đaacutenh giaacute sự phaacutet triển khuyết tật
trong caacutec chi tiết khaacutec nhau của nhagrave maacutey nhiệt điện
Slide 5
Slide 6
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật trong nhagrave maacutey nhiệt điện
1 Governor Valve Seat Cracking
2 Control amp stop valve DTA
3 HPIP outer turbine casing cracking
4 Cracking in MS bifurcation and HP bypass line welds
5 Steam receiver cracking
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật nhagrave maacutey nhiệt điện
6 To assist Hydro Test to avoid Brittle failure
7 Upper steam drum FW inlet nozzle
8 HP heater weld cracking
9 ID fan impeller cracking
10 HP turbine cracking
11 LP rotor
Slide 7
Slide 8
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
Mục điacutech việc ETHGTT
bull Tiết kiệm bảo hagravenh vagrave sửa chữa thiết bị
bull ETHaacutenh giaacute ảnh hƣởng caacutec quy trigravenh vận hagravenh nhagrave maacutey linh hoạt hơn
bull Phục vụ chƣơng trigravenh kiểm tra định kỳ dựa trecircn rủi ro (RBI)
bull Phaacutet triển kế hoạch quản lyacute an toagraven thiết bị
bull Xacircy dựng database cho hệ thống quản lyacute nhagrave maacutey
bull Xaacutec định tigravenh trạng thiết bị vagrave đaacutenh giaacute phiacute tổn khi nhagrave maacutey lagravem việc
ở chế độ vận hagravenh chu kỳ (cyclic operations)
bull ETHaacutenh giaacute baacuteo caacuteo tuổi thọ thiết bị từ nhagrave cung cấp thiết bị (OEM)
bull Keacuteo dagravei tuổi thọ thiết bị so với thiết kế ban đầu
bull Phục vụ caacutec mục điacutech thƣơng mại khaacutec khi đaacutenh giaacute tuổi thọ nhagrave maacutey
cho ngƣời chủ hay dự định chủ sở hữu
Slide 9 ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
bull Từ những kết quả cụ thể magrave HRL đatilde lagravem đƣợc NDE sẽ nghiecircn cứu
aacutep dụng để đaacutenh giaacute hoạt động của caacutec nhagrave maacutey điện tại Việt nam
bull Nghiecircn cứu ACFM va DTA thocircng qua caacutec tiecircu chuẩn liecircn quan
BS7910 amp R5-R6
bull Học ANSYS để giải bagravei toaacuten Fracture Mechanics truyền nhiệt tuyến
tiacutenh cho mocirc higravenh 2D amp 3D vagrave phacircn tiacutech chuyển tiếp bằng phƣơng
phaacutep FEA Sử dụng thagravenh thạo caacutec phần mềm chuyecircn mocircn
bull Tiacutenh toaacuten đƣợc ứng suất biến dạng trong chi tiết hiện tƣợng mỏi vagrave
ratildeo nhiệt lập đƣợc bảng dữ liệu về vật liệu
bull Tiếp tục cập nhật kiến thức về FEA amp DTA qua đagraveo tạo vagrave triển khai
thực tế trong đaacutenh giaacute nhagrave maacutey nhiệt điện hƣớng đến điện hạt nhacircn
21
II1 THAM LUẬN 7 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS
THROUGH MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
Hagrave Nội 22052015 Slide 1
Slide 2 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS THROUGH
MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
22052015 at Ha Noi
CONTENTS
1 The goal of MSC
2 The current situation in preparing of HRD
3 Some typical results in the period of 2009-
2013
4 The action plan up to 2020 and
Slide 3
Slide 4
Some brief related infomation
bull Until 2008 There
are approximately
20 thermal power
plants with a total
capacity of 6500
MW that provide
more than 50 of
the total annual
electricity production
in the country
bull Up to now (2014)
There are 32
thermal power
plants in Vietnam
operating with
power of 14408
MW
A plan of
development of NPP
has also been set by
Vietnamese
Government in the
near future with the
first two units of 2000
MW power
wwwndecomvn
NDT NDT NDT
CENTER FOR NDE
Vinatom
INST CNT HCM NEAD Co
Part 1 The goal of MSC 26th August 2008
(in the periods from 1985 to 2008)
ToRs
1 Maintain amp development of NDT amp
Radiation Safety Activities of
Vinatom
2 Carry out RampD activities in Advanced
NDT Techniques
3 Preparation of NDT resourses for the
first NPP in Vietnam
Slide 5
Slide 6
wwwndecomvn
Center for NDE
Material Science
Complex (MSC)
1 NDT (UT RT PT MT
ET VT)
NDT training
2 Elemental amp Structural
Analysis
3 Mechanical Testing
(bend strain press
impact fatiguehellip)
3 Equipment
(maintenance calib
manufacturehellip)
------------------------------------
1 4662 Staffs
2Infrastructure Equipment
Systems
1 NDT (UT RT PT MT ET VT Leak
Testing Hydrotesthellip) for RR amp NPP
NDT training for NPP in Vietnam
2 Material Properties (Elemental and
Structural Analysis Mechanical
Test hellip)
3 Weld Quality Assurance (including
welder qualify mechanical
workshop)
4 Water Chemistry amp Corrosion
5 Material Failure Analysis
-----------------------------------------------------------
1 90120 Staffs
2 Infrastructure and Equipment
Systems
Research
Reactor
Nuclear Power
Plant
(2014)
(2018-2020)
The Gaps
to fulfill
Part 1 The goal of MSC
wwwndecomvn
Part 2 The current situation in preparing of HRD
1 Personnels
- Number of Staffs 58
- Number of NDT experts amp technicians 40
RT level 3 09 UT level 3 07MT level 3 02PT level 3 03CRDIR 08
Technical advisors 06
Slide 7
Slide 8
wwwndecomvn
bull ISOIEC - 17025 2005 (NDT amp calibverification of NDT Equip)bull ISO 9001 2008bull ASNT-SNT-TC -1A ISO 9712 and 17024 for NDT training and
certification
2 QMS
Part 3 Some typical results in the period of
2009-2013
The activities of NDEbull Human Resourse Training in the fields of NDT amp Radiation
Safety
bull RampD the advanced NDT techniques
bull Conducting the tests of RT UT MT PT ET VT
bull Elemental and Structural Analysis
bull NDT in Construction
bull Mechanical testing (bend strain press impact fatiguehellip)
bull Residual Stress Monitoring by Electro-Magnetics method
bull Domestic manufacturing some NDT equipments
bull Caliberationverification of NDT Equipments
bull Services of Radiation Safety in the fields of Industry and
Health
bull Conducting Projects in the frame work of cooperation with
IAEA in the field of industrial NDT
22
Slide 9
Slide 10
wwwndecomvn
1 Training
TRAINING
Inspection Organizations
Oil and gas
Shipbuilding
Hydroelectric
Alpha
Apave
PhatecoInd
ustr
y
Vietsov PetrolThermoelectric
Pro
fessio
nal
ND
T c
om
pan
ies
NDT Companies in Viet Nam amp NDT Training Courses conducted by NDE
( about 60 Cop 2000 NDT persons) (in the period of 2009-2013)
Slide 11
Slide 12
wwwndecomvn
Advanced NDT CR advance ET Phasor XS Stress Monitorhellip
2 NDT Services
PHASOR XS
wwwndecomvn
Conventional NDT
bull Radiographic Testing- RT
bull Ultrasonic Testing- UT
bull Liquid Penetrant Testing- PT
bull Magnetic Testing- MT
bull Eddy Current Testing- ET
bull Ultrasonic Testing Thickness of Material- UTM
bull Positive Material Identification- PMI
bull Ultrasonic Testing Density of Concrete Reinforced
Concrete
bull Ultrasonic Testing Bored piles
bull Analysis composition of materialshellip
NDT Services
Slide 13
Slide 14
wwwndecomvn
NDT Services - Typical Projects
NDT service projects in the period of 2009-2013
wwwndecomvn
3 R amp D (some typical projects)
X-ray Machine in industrial radiography
Slide 15
Slide 16
Research amp Manufacture of Fluoresent RT Equipment
bull The Project was supported by IAEA on ldquoOptimization of DigitalRadiography (DIR) Techniques for Specific Applicationrdquo program(code 333-F2-RC 10611) included 13 countries (Algeria ArgentinaBrazil Canadahellip) finished in 2010 but not Viet Nam
bull This system is focused on cheaper portable and applies digitaltechnology
bull Our assignments Make and apply the same systems in Viet Nam
Project on Research Design and Manufacture of
Moisture and Density of SoilConcrete
Slide 17
Slide 18
4Some inspection activities co-ordinated with VARANS
1738
wwwndecomvn
5 International Cooperation
Projects in Cooperation with IAEA
(2005-2015)
1 Finished Projects
1 RAS 8100 (2005-2006)
2 RAS 8105 (2007-2008)
3 RAS 8110 (2009-2011)
4 VIE 8020 (2009-2011) CR amp ECT
2 Running Projects
1 RAS 1013 (2012-2014)
2 VIE 1009 (2014-2015)
3 RAS 2012009 ndash ldquoCapacity building in applications of advanced
NDE technologies for enhencing industrial
productivityrdquo (August 2014 -)
23
Slide 19
Slide 20
wwwndecomvn
Mitsubishi Heavy Industries LTD Japan
14122012
Mitsubishi presented
NDT for NPP in Japan
06032013
Mitsubishi presented
1Material Inspection during Manufacture
2 Inspection during Manufacture in shop
3 Introduction of latest NDI techniques
4 Nuclear Specific Product Control
wwwndecomvn
The 2nd VietnamJapan ResearchHRD Forum on Nuclear
technology
June 5-6 2014 in Hanoi Vietnum
There are 22 presentations focused on
1NDT for NPP in Japan
2Nuclear Materials
3Development of materials for reactor internals and
piping in light water reactors
4hellip
5The Approach to Effective Nuclear Power Plant Ageing Management (Prof Masahide SUZUKI
Nagaoka University of TechnologyDepartment of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
6THE DEPOSTION AND REACTIONS BETWEEN CESIUM
POLYMOLYBDATES ON STAINLESS STEEL AT HIGH TEMPERATURES
(DO Thi Mai Dung(1) SUPAMARD Sujatanond(1) OGAWA Toru(1)
Nagaoka University of Technology
Department of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
Slide 21
Slide 22
Part 4 The action plan up to 2020 -
The Main Tasks of MSC
ToRs of MSC is technical support to
1 Research Reactor (RR) Nuclear Power Plant (NPP)
2 RampD activities in the field of examination inspection and evaluation of
materialswelds of RRNPP
The main activities of MSC will be
bull 1 NDT (PSIISI) for NPP
bull 2 Weld Quality Assurance
bull 2 Materials Characterisation
bull 3 Research the influence of Tempreture Pressure and Radiation on Materials
Degradation in RR amp NPP
bull 4 Materials Aging and Life time management of NPP
bull 5 Research corrosion and failure Analysis
bull 6 Others (NDT codes and standards personnel qualification and certification
inspection qualificationhellip)
The master plan for MSC (2015-2020)
1 HRD
58(2014)
05 priority research groups towards to 05 lab
2 Equipment for 05 Laboratories
3 Facilities
4 Finance
5 Related others
90(2020)
Slide 23
Slide 24
The Challenges for material scientists in Vietnam
The first NPP will be built in VN
Lack of fundamental knowledge of structural materials
using for LWR
Understanding the behavior of
materials in NPP remains a big
challenges of materials scientists in
Vietnam
The Challenges for material scientists in Vietnam
To cover the materials issued that arise in LWR reactor materials our
experts must understand fundamental knowledge of materials such as
Thermodynamics
Atomic transport in solids
Crystallography defects
Phase transportations
Corrosion
Mechanical behavior and radiation damage
The degration processes that occur
in service itrsquos needed to focused
on the nuclear fuelampcladding the
pressure vessel the reactor
internals and the other parts of the
nuclear supply systems
Slide 25
wwwndecomvn
THANK YOU FOR
YOUR ATTENTION
5
Slide 15
Slide 16
Một số higravenh ảnh sử dụng NDT cho NPP ở caacutec nƣớc
ACT
Slide 17
Slide 18
UT
UT
Slide 19
Slide 20
PAU
KINH NGHIỆM KHOcircI PHỤC XAcircY DỰNG VAgrave
VẬN HAgraveNH LOtilde PHẢN ỨNG HẠT NHAcircN ĐAgrave LẠT
Xacircy dựng lắp đặt NDT Nhoacutem NDT khoảng 10 ngƣời
Supervisor XAXA LX
Tiecircu chuẩn LX
Quy trigravenh quy phạm LX
Thiết bị kiểm tra LX (RT UT hellip)
Thợ hagraven V1 Volodia Miron V2 VN
Quản lyacute khai thaacutec vận hagravenh NDT Sử dụng NDT
VT camera SA nhuacuteng Soi queacutet thagravenh lograve
Slide 21
Slide 22 NDT FOR NPP VIỆT NAM
PHƢƠNG PHAacuteP KỸ THUẬT
NDT cho NNP
NDT cho Cocircng nghiệp thocircng thƣờng
GIỐNG NHAU
Xacircy lắp thi cocircng PSI NDT thocircng thƣờng
NDT kỹ thuật cao (mới)
KHAacuteC NHAU ISI
ĐAtilde COacute
BỔ SUNG ĐẦU TƢ THEcircM
Slide 23
Slide 24 Quản lyacute Vận hagravenh Bảo dƣỡng Keacuteo dagravei tuổi thọ
Cấp pheacutep vận hagravenh dựa trecircn caacutec thocircng số kỹ thuật
chuẩn đoaacuten
NDT đặc thugrave (an toagraven bx tự động hoacutea hellip)
NDT kỹ thuật cao
NDT thocircng thƣờng
Đầu tư caacutec cocircng cụ NDT đặc thugrave - thường lagrave
kỹ thuật cao tự động hoacutea như caacutec kỹ thuật
kiểm tra ống dograveng điện xoaacutey (ETC) siecircu acircm
(IRIS) caacutec kỹ thuật chuẩn đoaacuten higravenh ảnh caacutec
kỹ thuật giaacutem saacutet tự động soi chụp (VT3
VT4)hellip
6
Slide 25
Slide 26 ĐẦU TIEcircN
CHUẨN BỊ HAgraveNH LANG PHAacuteP LYacute
ĐƢA NDT LAgrave COcircNG CỤ PHỤC VỤ XAcircY DỰNG VAgrave
QUẢN LYacute NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN ĐẦU TIEcircN
NDT COacute THỂ CHỦ ĐỘNG THAM GIA HIỆU QUẢ
VAgraveO CAacuteC QUAacute TRIgraveNH
SỬ DỤNG CAacuteC TIEcircU CHUẨN QUY CHUẨN TRONG
HAgraveNH LANG PHAacuteP LYacute CỦA ViỆT NAM
What
When
Where
How
How much
Why and
How much does it cost
TRAUcirc LOcircOslashI NtildeOumlOcircIumlC CAUgraveC CAAcircU HOUcircI
Slide 27
Slide 28
Kinh nghiệm Korea
Korea Electric Power Industry Code (KEPIC)
Korea Electric Power Industry Code (KEPIC)
A set of integrated standards applicable to the whole phases of design manufacturing installation testing operation and maintenanceof electric and power facilities such as transmission transformation distribution facilities as well as nuclear and fossil power plants so as to ensure their safety and reliability of those facilities
Slide 29
Slide 30 INDIA
One of the prerequisites for operating a nuclear power plant is to establish and implement the in-service inspection programme to examine plant structures systems and components for detecting and identifying possible deterioration and take remedial action
This guide provides necessary information to
assist organisationspersonnel participating in
the development and implementation of the in-
service inspection programme for nuclear
power plants to meet the requirements
specified in the Code of Practice on Safety in
Nuclear Power Plant Operation
(AERBSCO)
Slide 31
Slide 32 This guide has been prepared by specialists in the
field drawn from Atomic Energy Regulatory
Board Bhabha Atomic Research Centre
Nuclear Power Corporation of India Limited
and other consultants It has been reviewed by
the relevant AERB Advisory Committee on
Codes and Guides and the Advisory Committee
on Nuclear Safety
Canada
Slide 33
Slide 34
Scope of Responsibility in Inspections for NPPs
Welding Safety Management Review
Periodic Safety Management Review
Inspection by JNES
Periodic Inspection
On-the-spot Inspection
Pre-service Inspection
Fuel Inspection
Very Safety-Significant
Structures Systems
and Components are inspected
By NISA
Almost 85 items are
conducted by JNES
Inspection by NISA and JNES
Inspection by NISA
Fitness-for-Safety Inspection
Nhật
7
Slide 35
Slide 36
Chacircn thagravenh cảm ơn
II1 THAM LUẬN 3 YEcircU CẦU VAgrave TẬP QUAacuteN VỀ ISI CHO NHAgrave MAacuteY
ĐIỆN HẠT NHAcircN Ở MỘT SỐ QUỐC GIA
TS Nghiecircm Xuacircn Khaacutenh
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2
Yecircu cầu vagrave Tập quaacuten về
ISI cho nhagrave maacutey điện hạt nhacircn ở một số quốc gia
TS Nguyecircn Xuacircn Khaacutenh
Hội thảo NDT cho Nhagrave Maacutey Điện hạt nhacircn Việt Nam
Hagrave Nội 22052015
1
Nội dung
1 Hệ thống Tiecircu chuẩn vagrave Quy chuẩn liecircn quan đến ISI
NM ĐHN
2 Caacutec yecircu cầu về phaacutep quy đối với caacutec Tiecircu chuẩn vagrave Quy
chuẩn ISI
3 So saacutenh caacutec chƣơng trigravenh ISI
4 Một số Chƣơng trigravenh ISI chọn lọc
5 Một số thocircng tin về Tiecircu chuẩn thiết kế vagrave xacircy dựng NM
ĐHN của Nga về phƣơng diện PSIISI vagrave NDT
Slide 3
Slide 4
1 Hệ thống Tiecircu chuẩn vagrave
Quy chuẩn liecircn quan đến ISI
Luật
Tiecircu chuẩn
Quy chuẩn (Quy phạm)
Quy tắc
4
Luật Sắc lệnh của bộ Quy chuẩn kỹ thuật (Nhật)
bull Luật về quản lyacute nguồn phoacuteng xạ thanh nhiecircn liệu vagrave
lograve phản ứng hạt nhacircn
Quy chuẩn về caacutec thiết bị liecircn quan trực tiếp đến lagravem lạnh
tắt lograve vagrave về hệ thống chứa chất thải phoacuteng xạ
bull Luật điện lực
Quy chuẩn về cơ sở vật chất liecircn quan tới sản xuất điện
bull Caacutec Sắc lệnh vagrave thocircng baacuteo của caacutec bộ
Sắc lệnh METI 62 Tiecircu chuẩn kỹ thuật về
caacutec thiết bị phaacutet điện hạt nhacircn
bull Caacutec quy chuẩn kỹ thuật của caacutec hiệp hội kỹ thuật
Quy phạm JSME về caacutec thiết bị phaacutet điện hạt nhacircn
Slide 5
Slide 6
Hệ thống luật liecircn quan đến ISI
Caacutec luật của Chiacutenh phủ
Sắc lệnh của caacutec bộ
(Caacutec tiecircu chuẩn kỹ thuật)
Caacutec quy chuẩn kỹ thuật của caacutec Hiệp hocirci kỹ nghệ
Caacutec quy chuẩn kỹ thuật
của caacutec Hiệp hội kỹ nghệ
3
Luật
Sắc lệnh
Của caacutec bộ
(Tiecircu chuẩn kỹ thuật)
5
Luật Tiecircu chuẩn kỹ thuật vagrave Quy chuẩn JSME
Luật điện lực
Sắc lệnh METI No62
Quy phạm JSME
Caacutec quy tắc về FFS
(JSME S NA1)Quy tắc ISI Flaw Evaluation RRA
Quy phạm JSME
Caacutec quy tắc về Thiết kế
vagrave Xacircy dựng
(JSME S NC1)
Caacutec quy tắc về
Hagraven
(JSME S NB1)
8
Slide 7
Slide 8
6
Luật Tiecircu chuẩn kỹ thuật vagrave caacutec Quy chuẩn
Luật yecircu cầu caacutec chủ NM ĐHN phải
tuacircn thủ theo caacutec sắc lệnh của bộ
(tiecircu chuẩn kỹ thuật)
Sắc lệnh của bộ định rotilde caacutec tiacutenh năng
magrave caacutec thiết bị phải thỏa matilden
Caacutec hiệp hội kỹ thuật xacircy dựng caacutec
quy phạm thỏa matilden sắc lệnh của bộ
(Tiecircu chuẩn kỹ thuật)
Cơ quan quản lyacute xem xeacutet vagrave chấp nhận
aacutep dụng caacutec quy chuẩn của caacutec hiệp hội
Quy chuẩn của
hiệp hội
Kỹ thuật vagrave
định lƣợng
Khocircng phải về kỹ thuật
Magrave về luật phaacutep
Kỹ thuacirct
nhƣng
Luật định tiacutenh
MSắc lệnh
của bộ
(Tiecircu chuẩn
kỹ thuật)
Tiecircu chuẩn kỹ thuật vagrave caacutec quy tắc của Quy phạm
Caacutec yecircu cầu về tiacutenh năng của
Tiecircu chuẩn kỹ thuật
(1) Phograveng ngừa về gatildey dẻo
(2) Phograveng ngừa biến dạng lớn
(3) Phograveng ngừa hƣ hại do mỏi
(4) Phograveng ngừa uốn dọc
(1) Khocircng chấp nhận caacutec vết nứt coacute
thể gacircy đứt gatildey
(2) Khocircng chấp nhận caacutec vết nứt biecircn
do ứng xuất
(Định tiacutenh)
Quy phạm JSME về thiết kế vagrave Xacircy dựng
(1)Giới hạn của ứng xuất sơ cấp
(2) Giới hạn của ứng xuất sơ cấp vagrave thứ cấp
(3) Giới hạn hệ số sử dụng tiacutech lũy
(4) Giới hạn ứng xuất neacuten dọc trục
Quy phạm JSME FFS
(1)Caacutec quy tắc Kiểm tra vagrave đaacutenh giaacute
khuyết tật của caacutec bộ phận becircn trong lograveetc
(2) Caacutec quy tắc Kiểm tra vagrave đaacutenh giaacute caacutec
thagravenh phần C1 vv
(Định lƣợng)
7
Slide 9
Slide 10
8
2 Caacutec yecircu cầu về phaacutep quy đối với caacutec
Tiecircu chuẩn vagrave Quy chuẩn ISI NM ĐHN
Caacutec lograve HN đang hoạt động
Cơ sở phaacutep lyacute vagrave tập quaacuten
Caacutec tiecircu chuẩn quy chuẩn vagrave caacutec hƣớng dẫn
12
Bảng 1Caacutec lograve hạt đang hoạt động ở một số quốc gia
Quốc giaSố lograve phản ứng đang
hoạt độngKiểu lograve phản ứng
Năm đƣa vagraveo hoạt
động
Phần Lan 4 PWR (2)
BWR (2)
1977
Phaacutep 48 PWR (43)
GCR (4)
LMFBR (1)
1969
Nhật 34 PWR (16)
BWR (16)
GCR (1)
HWLWR (1)
1970
Hagraven 6 PWR (5)
PHWR (1)
1978
Mỹ 101 PWR (67)
BWR (33)
HTGR (1)
1961
Slide 11
Slide 12
12
Bảng 2YEcircU CẦU VỀ PHAacuteP QUY
Quốc gia Cơ sở phaacutep ly Cơ quan chịu traacutech nhiệm Caacutec quy định cơ bản
Finland Nghị định Phần Lan về bigravenh aacutep
lực caacutec văn bản phaacutep quy liecircn
quan đến hạt nhacircn
Trung tacircm Phần Lan về bức xạ
vagrave An toagraven hạt nhacircn (STUK) lagrave
cơ quan quản lyacute quốc gia về cơ
sở hạt nhacircn Họ cũng thực hiện
caacutec cuộc thanh tra theo quy định
của Nghị định về bigravenh aacutep lực
Caacutec hƣớng dẫn đƣợc
ban hagravenh bởi STUK
France
(1) Phaacutep lệnh 22674 quy định
liecircn quan đến caacutec quy định về
caacutec hệ thống (2) Caacutec quy định
an toagraven hạt nhacircn aacutep dụng cho
vaacuten đề an toagraven - Caacutec thagravenh
phần liecircn quan
Giaacutem saacutet đƣợc thực hiện bởi
Thanh tra caacutec cơ sở hạt nhacircn lớn
chịu traacutech nhiệm trƣớc Bộ trƣởng
Bộ Cocircng nghiệp (Trung tacircm dịch
vụ về an toagraven lắp đặt hạt nhacircn -
CSSIN) vagrave caacutec quan chức của
Trung tacircm dich vụ bảo vệ bức xạ
ion hoaacute Trung ƣơng Ngoagravei ra
cograven coacute cocircng taacutec thanh tra cocircng
nghiệp (Bộ Việc lagravem) giaacutem saacutet
của caacutec thiết bị aacutep lực
Caacutec hƣớng dẫn
12
Bảng 2YEcircU CẦU PHAacuteP VỀ QUY
Quốc gia Cơ sở phaacutep ly Cơ quan chịu traacutech nhiệm Caacutec quy định cơ bản
Japan
Đạo luật Cocircng nghiệp về điện Bộ Kinh tế Thƣơng mại Cocircng
nghiệp Nhật Bản (METI) Phograveng
Tiện iacutech cocircng cộng
JEAC-4205 dựa trecircn
ASME phần XI lagrave một
tiecircu chuẩn khocircng bắt
buộc
Korea Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
Caacutec nghị định thi hagravenh của
Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
caacutec
Quy chế tăng cƣờng của
Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
Bộ phận quản lyacute an toagraven điện hạt
nhacircn
Trung tacircm An toagraven hạt nhacircn của
Bộ Khoa học vagrave Cocircng nghệ
ASME Phần XI cho
PWR vagrave CSAN 2854
cho caacutec lograve phản ứng
Candu lagrave bắt buộc
USA Đối với caacutec quy định liecircn bang
Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
năm 1954 đƣợc sửa đổi bổ
sung năm 1974 Đối với Quy
chế nhagrave nƣớc thƣờng đƣợc bao
gồm trong caacutec đạo luật an toagraven
nồi hơi vagrave bigravenh aacutep lực của bang
Đối với Quy chế liecircn bang Ủy
ban điều tiết hạt nhacircn Hoa Kỳ
Trong caacutec bang Ủy ban quy tắc
Nồi hơi vagrave aacutep lực của bang đoacute
Tiecircu đề 10 của Quy
phạm liecircn bang trong
đoacute kết hợp ASME XI
Caacutec quy định về nồi hơi
vagrave bigravenh aacutep lực của caacutec
bang aacutep dụng Mục XI
của Quy phạm ASME
Bảng 2YEcircU CẦU VỀ PHAacuteP QUY (2)
Slide 13
Slide 14
12
Bảng 3QUY CHUẨN TIEcircU CHUẨN VAgrave HƯỚNG DẪN BỔ SUNG
QuỐC
gia
ASME
XI
ASME XI
Điều chỉnh
ISOIA
EA
Khaacutec Bắt
buuọc
Hƣớng dẫn bổ sung
vagrave Bigravenh luận
Korea
X
Cho caacutec
lograve PWR
N2854 cho
lograve Candu
- Hƣớng dẫn điều hagravenh của
Mỹ 114 bơm lagravem maacutet lograve
phản ứng PWR
USA X AppJ
10CFR50
Thocircng số kỹ
thuật Nhagrave
maacutey Nghị
định Thƣ
NRC ASME
III V IX
Coacute Hƣớng dẫn điều tiết của
Mỹ 114183 1150 vv
ASME Quy phạm riecircng
đƣợc liệt kecirc trong RG
1147 ANSI ASME D amp
Tiecircu chuẩn M cho thử
nghiệm chức năng baacuteo caacuteo
NUREG INPD vagrave tagravei liệu
EPRI
12
Bảng 3QUY CHUẨN TIEcircU CHUẨN VAgrave HƯỚNG DẪN BỔ SUNG (2)
QuỐC
gia
ASME
XI
ASME XI
Điều chỉnh
ISOIA
EA
Khaacutec Bắt
buuọc
Hƣớng dẫn bổ sung
vagrave Bigravenh luận
Finland X - Hƣớng dẫn bởi Bộ hƣớng
dẫn YWL do STUK phaacutet
hagravenh
France RSEM Khocircng
Japan ISI của Nhagrave
maacutey điện
hạt nhacircn
lagravem maacutet
bằng nƣớc
nhẹ-
JJEAC-
4205
Khocircng Kiểm tra siecircu acircm ISI caacutec
thagravenh phần của Nhagrave maacutey
điện hạt nhacircn lagravem maacutet bằng
nƣớc nhẹ vagrave kinh nghiệm
điều hagravenh- JAEG 4207
Slide 15
Slide 16
13
3 So saacutenh caacutec chƣơng trigravenh ISI
Xacircy dựng vagrave điều hagravenh chƣơng trigravenh
Một số chƣơng trigravenh ISI
Đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ
43
Bảng 4 Xacircy dựng vagrave điều hagravenh chƣơng trigravenh
Quốc gia Cơ quan chịu
traacutech nhiệm
phaacutet triển
Cơ quan xem
xeacutetphecirc duyệt
Thời gian Tần suất
điều
chỉnh
Nơi thực hiện
kiểm tra
Caacutec yecircu cầu về
baacuteo caacuteo
Nơi thực hiện
kiểm tra becircn
ngoagravei
Phần Lan Cocircng ty điện
lực
Trung tacircm
bức xạ vagrave An
toagraven hạt nhacircn
Phần
Lan(STUK)
Thời gian lagrave 4 năm
Đối với caacutec lograve phản
ứng thử nghiệm vagrave
kiểm tra vận hagravenh Thử
aacutep suất 8 năm Kết
cấu caacutec lograve phản ứng lagrave
4 amp 8 năm
Khi cần
thiết
STUK -
Kiểm tra lograve
phản
ứngbigravenh aacutep
lực
Caacutec baacuteo caacuteo
toacutem tắt đƣợc
gửi đến STUK
trong vograveng 3-
thaacuteng Sau khi
kết thuacutec kiểm
tra
Phaacutep Đơn vị vận
hagravenh
Trung tacircm
Dịch vụ về
an toagraven lắp
đặt nhiecircn liệu
hạt nhacircn
(SCSIN)
Giai đoạn đầu 2-5
năm Sau lƣợt tải đầu
tiecircn Khoảng thời gian
10 năm để hoagraven thagravenh
chƣơng trigravenh ISIS
Từng phần chƣơng
trigravenh ISIS đƣợc thực
hiện cho mỗi lần cung
cấp bổ sung nhiecircn
liệu
--- Đơn vị vận
hagravenh
Khocircng aacutep
dụng
Khocircng aacutep
dụng
9
Slide 17
Slide 18
43
Bảng 4 Xacircy dựng vagrave điều hagravenh chƣơng trigravenh (2)
Quốc gia Cơ quan chịu
traacutech nhiệm
phaacutet triển
Cơ quan xem
xeacutetphecirc duyệt
Thời gian Tần suất
điều
chỉnh
Nơi thực hiện
kiểm tra
Caacutec yecircu cầu về
baacuteo caacuteo
Nơi thực hiện
kiểm tra becircn
ngoagravei
Nhật
Bản
Cocircng ty điện
lực
Bộ Kinh tế
Thƣơng mại
Cocircng nghiệp
(METI)
Phograveng Tiện iacutech
cocircng cộng
Ban quản lyacute an
toagraven điện hạt nhacircn
10 năm Mƣời
năm một
lần
nhƣng
coacute sửa
đổi hagraveng
năm
Chủ sở hữu
cocircng trigravenh
hoặc đơn vị
nhagrave thầu
(Cocircng ty điện
lực khocircng
thực hiện
việc kiểm tra
nagravey)
Bộ Kinh tế
Thƣơng mại
Cocircng nghiệp
(METI)
Nhật Bản
Hagraven Quốc Viện Nghiecircn
cứu Năng
lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI
Viện Nghiecircn cứu
Năng lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI (ghi chuacute 3)
bộ phận QA
10 năm Mỗi lần
dừng
kiểm tra
Viện Nghiecircn
cứu Năng
lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI bộ
phận NDT
--- Viện Nghiecircn
cứu Năng
lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI bộ
phận QA
Mỹ Plant owner
Chủ nhagrave
maacuteycocircng trigravenh
nhacircn viecircn vagrave nhagrave thầu
của NRC caacutec phograveng
thiacute nghiệm quốc gia
vagrave nhagrave thầu cấp Nhagrave
nƣớc chỉ xem xeacutet
(khocircng thực hiện việc
phecirc duyệt)
10 năm Khoảng
thời gian
120 thaacuteng
Chủ nhagrave
maacuteycocircng trigravenh
hoặc nhagrave thầu
Coacute baacuteo caacuteo caacutec
kết quả kiểm tra
hagravenh động khắc
phục
Ủy ban điều
tiết hạt nhacircn
NRC cấp liecircn
bang hoặc becircn
thứ 3
43
Bảng 5 Phacircn loại caacutec thagravenh phần cho ISI
Quốc
gia
Phacircn Loại Cơ sở để phacircn loại Lựa chọn thagravenh phần trong caacutec chủng loại
Phần
Lan
Tƣơng tự
với chuẩn
ASME
chƣơng XI
Tƣơng tự với chuẩn
ASME chƣơng XI
Tập trung đặc biệt vagraveo những bộ phận cấu thagravenh trong
đoacute sự xuất hiện những sai soacutet khuyết tật lagrave coacute thể xảy
ra nhất Vigrave vậy trong việc lựa chọn caacutec thagravenh
phầnhạng mục kiểm tra trong hệ thống đƣờng ống của
caacutec cơ sở lograve phản ứng (BWR) caacutec tiecircu chiacute chọn lựa
chiacutenh lagrave caacutec yếu tố liecircn quan đến sự tải khiacute hơi kết cấu
vagrave caacutec điều kiện đoacuteng goacutep vagraveo quaacute trigravenh ăn mograven do
ứng suất chuyecircn gia vật liệu
Phaacutep An toagraven
bậc 123
Đƣợc đƣa ra RCC-P
ldquoquy tắc thiết kế vagrave
xacircy dựng nhagrave maacutey
điện hạt nhacircn 900
MWe PWRrdquo Cơ sở
để phacircn loại khocircng
sẵn coacute
Thể tiacutech B của thiết bị an toagraven bậc 1 (RSEM) aacutep dụng
cho bigravenh chứa duy trigrave aacutep lực tạo necircn hệ thống chiacutenh
(CPP) của NSSS Mạch chiacutenh bao gồm bể lograve phản ứng
toagraven bộ bể chứaống mạch kết nối với bể lograve phản ứng
vagrave hệ thống đƣờng ống kết nối với bể chứaống mạch
đến sơ đồ hỗ trợ của NSSS lecircn phiacutea trecircn vagrave bao gồm
van caacutech ly thứ 2 van an toagraven vagrave van giảm aacutep
Slide 19
Slide 20
43
Bảng 5 Phacircn loại caacutec thagravenh phần cho ISI
Quốc
gia
Phacircn Loại Cơ sở
để phacircn
loại
Lựa chọn thagravenh phần trong caacutec chủng loại
Nhật Tƣơng tự
ASME loại
123
Tƣơng tự
ASME
loại
123
Kinh nghiệm vận hagravenhđiều hagravenh JEAC 4205 sự phacircn
bố đồng đều caacutec điểm kiểm tra khả năng tiếp cận coacute
hay khocircng một thagravenh phần coacute thể đƣợc coi lagrave đại diện
Hagraven
Quốc
ASME loại
123 cho
PWRs
ASME
loại 123
cho
PWRs
IWA 2000 thiệt hại nghiecircm trọng tại caacutec nhagrave maacutey khaacutec
Caacutec khuyến nghị của Caacutec Tổ chức Quốc tế Caacutec chỉ
dẫn quy định của Hoa Kỳ
Mỹ ASME XI Quy tắc
126 vagrave
ASME
XI
ASME XI
43
Bảng 6 Phạm vi kiểm tra đối chiếu với ASME XI
Quốc
gia
Hệ
thống
lạnh sơ
cấp
Bộ
phận
Becircn
trong
lograve
phản
ứng
RH
R
EC
CS
Hệ
thống
tải
nhiệt
Hệ
thống
nƣớc
lagravem maacutet
phục vụ
an toagraven
Chacirct
thải
phoacuteng
xạ
Bảo
trigrave
chức
năng
Caacutec bộ
phận
hỗ trợ
Ghi
chuacute
Phần
Lan
X X X X X X NA NA X
Phaacutep X X X X X X NA X X
Nhật X X X X X X X X
Hagraven X X X X X X X X X
Mỹ X X X X X X X X X
Slide 21
Slide 22
43
Bảng 7 ĐAgraveO TẠO VAgrave CẤP CHỨNG CHỈ
Quốc
gia
Tiecircu
chuẩn
SNT-TC-
1A
Chuẩn
ASNT
sửa đổi
Khaacutec Yacute kiến
Phần
Lan
X Tiecircu chuẩn chuyecircn mocircn Nordtest Bậc I vagrave II
(Hệ thống Unicert)
Phaacutep X Theo hệ thống 3 cấp độ đƣợc kiểm soaacutet vagrave quản
lyacute bởi cộng đồng NDT Phaacutep Confrend
Nhật X Chƣơng trigravenh độc lập đƣợc quản lyacute bởi Ủy ban
tiecircu chuẩn chuyecircn mocircn nhacircn sự NDT của
JSNDT Noacute coacute ba cấp độ tƣơng ứng với tiecircu
chuẩn ASNT
Hagraven
Quốc
X Đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ nhacircn viecircn kiểm định
lagrave yecircu cầu đối với NDT cấp I II III theo SNT-
TC-1A vagrave caacutec chƣơng trigravenh KAERI QA
43
Bảng 7 ĐAgraveO TẠO VAgrave CẤP CHỨNG CHỈ (2)
Quốc gia Tiecircu chuẩn
SNT-TC-1A
Chuẩn ASNT sửa
đổi
Khaacutec Yacute kiến
Mỹ XASME XI chấp nhận tiecircu chuẩn SNT-TC-1A nhƣ một hệ thống cơ bản về
yecircu cầu kiểm tra đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ nhacircn sự tham gia cocircng việc kiểm
tra khocircng phaacute hủy
Trong quaacute trigravenh đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ nhacircn sự đƣợc thực hiện bởi ngƣời
quản lyacute cơ sở hoặc đại lyacute hoặc ASNT caacutec yecircu cầu về điều lệ sẽ quy định rotilde
traacutech nhiệm của ngƣời quản lyacute cơ sở về cocircng việc cacircp chứng chỉ nhacircn sự vagrave
mức độ đầy đủphugrave hợp của nội dung chƣơng trigravenh về tiecircu chuẩn nhacircn sự
Caacutec yecircu cầu bổ sung đƣợc đƣa ra trong phần nội dung chiacutenh vagrave phụ lục của
chuẩn ASME XI vagrave caacutec quy định lựa chọn đƣợc đề rotilde trong caacutec chuẩn bổ
sung
Phụ lục bắt buộc IV cung cấp thecircm caacutec yecircu cầu về trigravenh độ dựa trecircn hiệu
suất trigravenh diễn nhƣ lagrave một bổ sung đaacuteng kể cho caacutec hƣớng dẫn ASNT
Chuẩn bổ sung N-409 cung cấp caacutec yecircu cầu thay thế cho caacutec thủ tục vagrave trigravenh
độ nhacircn viecircn để phaacutet hiện siecircu acircm vagrave định cỡ của vết nứt ăn mograven ứng suất
liecircn hạt trong mối hagraven đƣờng ống Austenit
Chuẩn bổ sung nagravey đaacutenh giaacute tiecircu chuẩn chuyecircn mocircn dựa trecircn chứng minh
hiệu suất với caacutec thủ tục kỳ thi tiecircu chuẩn nhƣ lagrave một bổ sung đaacuteng kể cho
việc kiểm tra thực tiễn thocircng thƣờng
Slide 23
Slide 24
44
Chƣơng trigravenh ISI ở Hungary
bull Hungary coacute 4 lograve VVER-440 Model 213 đƣợc xacircy dựng vagraveo năm 1983-
amp 1987
bull Coacute Luật năng lƣợng nguyecircn tử
bullCơ quan Năng lƣợng nguyecircn tử Hungary (HAEA) quản lyacute
bullTổng giaacutem đốc HAEA phecirc chuẩn caacutec Hƣớng dẫn cho caacutec phƣơng
phaacutep thực tế trong việc thực hiện Quy chế an toagraven hạt nhacircn
bullLograve phản ứng VVER loại đƣợc thiết kế phugrave hợp với caacutec quy tắc vagrave tiecircu
chuẩn Liecircn Xocirc cũ Những tagravei liệu nagravey đatilde đƣợc phaacutet triển thực tế độc lập
từ caacutec lograve PWR nhƣng caacutec nguyecircn tắc chiacutenha n toagraven tƣơng tự nhƣ
nhau
bullChƣơng trigravenh ISI hiện tại của Hungary khaacutec biệt cả về cấu truacutec vagrave caacutec thocircng số kỹ thuật so với ASME XI
44
bull chƣơng trigravenh ISI của Hungary bao gồm ba thagravenh phần chiacutenh
bull Định kỳ NDE
bull Kiểm tra kết cấu
bull Kiểm tra aacutep lực hệ thống
bull Kiểm tra kết cấu tƣơng đƣơng với kiểm tra trực quan VT-3 loại trong
ASMEXI
bull Toagraven bộ chƣơng trigravenh (Phần Một) bao gồm 10 chƣơng cho 10 bộ phận
quan trọng về an toagravenm bao gồm
bull Lograve phản ứng
bull Bồn bể aacutep lực
bull Caacutec thagravenh phần becircn trong RPV
bull Đƣờng ống lagravem lạnh chiacutenh SG
bull Hungary đang chuyển đổi ISI cho phugrave hợp với
Chƣơng trigravenh ISI ở Hungary
Slide 25
Slide 26
44
bull Một trong những khaacutec biệt lớn nhất giữa ISI NDE Hungary vagrave ASME XI
nằm ở sự khaacutec biệt về khaacutei niệm của caacutec tiecircu chuẩn chấp nhận
bull Tại Hungary nhƣ một hệ quả của việc aacutep dụng caacutec phƣơng phaacutep tiếp cận
của Liecircn Xocirc đaacutenh giaacute UT đatilde đƣợc dựa trecircn sự so saacutenh giữa biecircn độ từ
mẫu vagrave biecircn độ của mẫu đối chứng
bull Coacute sự khaacutec biệt lớn trong caacutec tham số thử nghiệm aacutep lực
bull Giaacute trị aacutep suất hiện đang đƣợc sử dụng ở Hungary lagrave cao hơn so với
caacutec giaacute trị đƣợc đƣa ra bởi ASMEXI
bull Sự khaacutec biệt lớn nhất kiểm tra định kỳ cho thủy lực thagravenh phần Class
1 sau mỗi chu kỳ kiểm tra bốn năm aacutep lực thử nghiệm vocirc cugraveng cao
bull Cả chƣơng trigravenh khung ISI NDE quy trigravenh vagrave Tiecircu chiacute đaacutenh giaacute dều
khocircng coacute thocircng tin rotilde ragraveng cho những tigravenh huống khi NDE vagrave caacutec kết quả
kiểm tra vƣợt quaacute tiecircu chiacute chấp nhận Họ chỉ noacutei rằng trong trƣờng nagravey sẽ
coacute một Ủy ban về sự khocircng phugrave hợp sẽ quyết định
Chƣơng trigravenh ISI ở Hungary
44
bull Chƣơng trigravenh ISI đoacuteng vai trograve quan trọng trong chƣơng trigravenh QAQC
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
bull Caacutech thức xacircy dựng vagrave thực thi chƣơng trigravenh ISI của caacutec nƣớc coacute sự khaacutec nhau đaacuteng kể cả về bề rộng vagrave chiều sacircu
bull Rất nhiều nƣớc chấp nhận hoagraven toagraven hoặc dựa trecircn Quy phạm
ASME XI
bull Nhiều nƣớc phaacutet triển chƣơng trigravenh ISI riecircng cho nƣớc migravenh
bull Một số nƣớc chấp nhận ngay caacutec tiecircu chuẩn của nhagrave thiết kế vagrave
cung cấp cho mỗi loại nhagrave maacutey khaacutec nhau
bull Chƣơng trigravenh ISI cần đƣợc xacircy dựng ngay từ khi thiết kế NM
bull Để coacute thể xacircy dựng chƣơng trigravenh ISI hiệu năng cho migravenh Việt Nam
cần tham khảo kỹ caacutec Chƣơng trigravenh ISI của caacutec nƣớc trecircn thế giới
Thay cho lời kết
10
Slide 27
44
Xin caacutem ơn
II1 THAM LUẬN 4 NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO
NUCLEAR POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
TS Trần Đại Phuacutec
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2
1
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Summary
1 INTRODUCTION
2 INSPECTION IN SERVICES OF NSSSrsquoS IMPORTANT COMPONENTS
3 NDT APPLIED TO UN-IRRADIATED NUCLEAR FUEL
4 NDT APPLIED TO IRRADIATED NUCLEAR FUEL
a Fuel rod
b Fuel assembly
5 CONCLUSION
Slide 3
Slide 4
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
1 INTRODUCTION
All NSSS are subjected to the in service surveillance program Regulations
For the NDT
- Components subjected to the in service surveillance
- Qualification of the NDT control processes (specified in the Standards related to Mechanical components of the NSSS)
The Regulations do not get in detail the controls to be effectuated on different mechanical systems (principles requirements)
The operator establishes the maintenance program for each component (fabrication processes risk analysis experimental feedback analysis)
The maintenance comprises Two types
a National Program Applicable to all NPP in general for each controlled zone
- Description of the controlled zone (material welding possible defects)
- Proposed control method amp control periodicity
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
b Particular Programs
Applicable for all NPP they are under the responsibility of the NPP Director
- These programs related to each NPP get into detail amp point-out for each
controlled zone
+ NDT control process
+ Zone reference amp its extend
+ Precedent control date
+ Organism to effectuate the control
Slide 5
Slide 6
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
2 INSPECTION IN SERVICES OF NSSSrsquos IMPORTANT COMPONENTS
A Extended Control Pressure vessel (16)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (26)
11
Slide 7
Slide 8
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (36)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (46)
Slide 9
Slide 10
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (56)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (66)
Slide 11
Slide 12
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELSB The Current control methods
Surface amp Volume Methods
- Visual amp Televisual methods rarr Surface
- Sipping rarr Surface
- Magnetoscopy rarr Surface
- Eddy Current rarr Surface + ldquoVolumerdquo
- Ionizing radiation rarr Volume
- Ultra-sonic sound rarr Volume
Objectives
- Before the put in service of the installation Complete Initial
visit
Establish a precise map of defect leave behind at fabrication
amp are considered as minor non-conformance in order the
dimensions of such defects could be served as references for the
ulterior visits (according to the ISO-9000 standard)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
In SERVICE During the complete visit or periodical visits
- Find-out new defects resulting the normal operating or
incidental or to verify there are no evolution of the such defects
mentioned above
- To fulfil the above statement
The control methods must have
- A good resolution
- An excellent reproductibility (detect an evolution of the
defect amp to be able to compare)
- Allow a clear interpretation of the results (to make a
decision with minimum incertitude on the pursuing of
the normal or particular operation or have to be
repared)
Slide 13
Slide 14
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Concretly
One must detect amp characterize the defects (dimensions orientation identification of nature amp origin)
Analysis of the consequence by integrating results of appropriated calculations
Choice of control method
No universal control methodrarr To be taken into account
- Defect characteristics (fabrication process or degradation mechanism)
- Orientation position of the defect in the material or at surface static defect or continued evolution
- Characteristics of examined zone (material nature geometry)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
- Degradation risk rarr Importance of means to be deployed to develop the
method which is depended on the importance of the risk in the considered
degradation zones and their consequences
Three Types of control methods qualification
- General qualification Applicable on important safety components
where the degradation mechanisms are identified amp are taken into account
amp no particular defects have been revealed (defects initiated by fatigue
corrosion )
- Specific qualification Applicable to all the safety components at
which defects have been detected (ex risk of thermal fatigue fissure on
RHRS inner plating at reactor of the PVS )
Slide 15
Slide 16
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Conventional qualification Applicable to zones of components important
to safety at which there is no identified degradation mechanisms
In case of lack of qualification amp emergency rarr Expertise examinations
Numerous examination categories
Visual examination To control the no defect on components or
systems (CRC screw supports man-hole loose parts damage )
With camera endoscope with image recording
- Inner plate of PVS Pressurizer man-hole Bottom penetration of
the PVS (objectives deposits (boron corrosion) surface degradation or
defects)
Televisual expertise examination To detect fissure initiated by SCC (Ex
Internal adaptators in Inconel 600 of PVS head)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Examples SG Tubes (crakings deformations chocks )
12
Slide 17
Slide 18
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On-site examination of SG tubes by Camera
- Camera Head
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Observed internal surface defects
- a) b) Fissure at stud
- c) b) at laboratory
Slide 19
Slide 20
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Examination of extracted SG tubes plugs
-Mechanic plug Advanced transversal cracking
at inner surface
Notch transversal cracking at
inner surface
Longitudinal notch cracking at
inner surface
Longitudinal notch cracking at
external surface
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Dismountable plugs
Slide 21
Slide 22
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Expertise of
Instrumentation
Inconel 600 connection
on Pressurizer
Place amp schema
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Localization amp aspect of cracking
At external surface At internal surface
Slide 23
Slide 24
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
SCC of centering pins Inconel 750 On-site US tests
Upper core structure US controls
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding wear of control rods
Slide 25
Slide 26
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Fuel assembly Cladding wear
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
EC sensors EC Principle
13
Slide 27
Slide 28
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
PVS In Service Inspection Machine
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
SG Tubes Eddy Current
Slide 29
Slide 30
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Inconel 600 Zones SCC on Low Support Plate
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
3 NDT APPLIED TO UN-IRRADIATED NUCLEAR FA
Fuel Rod
- Control of welding
porosities undercuts by radiography
D gt 040mm (99)
D gt 045mm (100)
Rejected all e lt 99 (e = 047mm)
under-penetration is difficult to detect by radiography
Slide 31
Slide 32
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Tungsten inclusion Tungsten is more absorbent to X rays than does
Zircaloy it is due to the welding electrode
Rejected 100 tungsten inclusion of Dgt 025 mm
In the Seal-Weld-pot Absence of metallic liaison or defects
(porosities) are considered as under-penetrations
The clean weld bead must be gt 0510 mm
under-penetration
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
- Film kodak M or Geveart D2
- Shot distance 07 to 1 m
- Pause time 2 to 3 min
- Power 200kV to 300 kV
- 3 views 120
- Image quality 032 mm must be visible
Efficiency curve for welding radiography
of fuel rods for porosities
Slide 33
Slide 34
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Automatic control of fuel cladding US Sound
Objective
- To detect
External diameter
Internal diameter
thickness
US immerged gages
emits wave at water
zircaloy
- De by the time spacing depart
impulsion of the first arrival echo on the tube with the same emitted by the symetrical US gage
- Thickness by the time spacing imput impulsion in the tube and to the reflexion from the inner surface
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding tube control of 4 standard defects
Slide 35
Slide 36
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding control band
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Control of Grid Spacers Pressure amp Strain gages
14
Slide 37
Slide 38
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Final control of fuel assembly
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Fuel rod Enrichment control by Gamma Scanning
Control effectuated through the cladding
Only measurement a discrimination of radiation between the U235 amp U238
allows industrial rhythm (a fabrication chain products from 3 to 4 km of
fissile material per day)
Most of all the world (except China) utilizes the delay gamma consequence
of the activation of the U235 by a thermal flux of neutrons
Essential of measured delay gamma comes from Krypton 91 (T= 10s) and
different isotopes of Barryum (T~ 3 to 5s)
Each fuel rod pass through all lts length)
- first in neutron beam zone
- after behind one (or several) gamma detector(s)
Slide 39
Slide 40
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history of each pellet could be resume such as
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history responds to the equation such as
A = k[(NσfOslash)37 x1010] x (1 ndash e-λθ) x e-λt
Where A = activity (Cigram)
N = atom number of U235
σf = fission absorption of U235
Oslash = thermal neutron flux
θ = activation time
t = fuel rod transfert time
λ = radioactive constant
The measuring of ƒAdt is proportional to N atom U235 by unit length
of the fissile column (and not to the enrichment)
all variation of the speed V of the fuel rod transfer will affect on the
measuring of θ t amp dt (dVDVlt 10-3)
Slide 41
Slide 42
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Principle
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
4 NDT APPLIED TO IRRADIATED NUCLEAR FUELToday LWR have reached a remarkable high level of manufacturing
quality and operational reliability However fuel rod failures do occur
causing a release of fission products (FP) into the PCS
The release of FP is a complex function of plant operational
characteristics and can occur in several different ways
-A slow or sudden release of the fission gases during the process
of clad perforation
- A steady release of FP through existing clad perforation during
power operation
- Fission spiking during shutdown start-up rapid power changes
and coolant depressurization
- A moderately increasing release rate during non-steady
operation of the plant
Slide 43
Slide 44
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Since NPP have licensing limits for the release of volatile FP to the
environment (off-gas limits) detailed monitoring of the development of clad
failures is necessary by the operators
During reactor operation FP concentration amp the ratio between different
FP nuclides in the PCS are only the indicators of the fuel clad failures
Therefore the only means for detecting fuel clad failures on-line are
- Monitoring the coolant amp off-gas activity concentration or
- Measuring the flux of delayed neutrons emitted by some short-
half-life FP
After shutdown various sipping techniques are available to identify
defective fuel assemblies or fuel rods
An US inspection technique allows to pinpointing of failed fuel rod within
an assembly
For defect testing of individual fuel rod after withdrawal from the
assembly an EC technique can be applied
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
General survey of the procedure of defect surveillance
During operation
Monitoring of PCS amp off-gases PF activity
Location of defective fuel assembly within the core
Control assembly manoeuvre amp activity monitoring
During or after refuelling
Identification of defective fuel assemblies by sipping
(partially or complete reactor core)
Identification of defective fuel rods within the fuel assembly
- visual inspection outer row fuel rods
- US testing
- Withdrawal of individual fuel rods
- EC defect testing
Slide 45
Slide 46
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping test facility-fluid system schematic All sipping techniques make use of the fact
that a rise in temperature caused by decay heat
drives dissolved FP or fission gases out of
defective rods
A first indication of defective fuel assembly
can be obtained by a sipping technique that
utilizes the release of gaseous FP while the
assembly is contained in the refuelling machine
In LWRs the refuelling machine consists of a
pole guiding of the fuel assembly but also
suppressing natural convection On pulling
the FA into the pole of the refuelling machine
changes of the hydrostatic pressure occur
resulting in a release of gaseous FP from a failed
rod
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The gaseous FP are collected in a measuring chamber connected to a
Ge(Li) detector and a multichannel analyser
The measured activity is a measure for the integrity of the fuel assembly
itrsquos a qualitative measurement
In order to increase the activity level in NPP the FP are entrained by air
injection underneath the bottom end fitting
If reliable results from a sipping test are to be obtained the FP used for
analysis must fulfil the following requirements
- They must be produced in measurable quantity
- They must be an intensive high energetic and long lived βamp γ
radiation
- They must be sufficiently in water soluble or in gaseous form
In the wet sipping test the most commonly measured isotopes are I131
(T=8d γ=0637 MeV) Cs134 (T= 2y γ=0605 MeV137) amp Cs (T= 301y γ=662
MeV) amp others Cs136 (T=13d γ= 1046 MeV) Xe133 (T=53d γ = 0347
MeV) Kr85 (T= 107d γ = 0514 MeV)
15
Slide 47
Slide 48
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
In dry sipping technique the Ge(Li) detector has to be installed in the gas
flow loop of the sipping box near the spent fuel pool
The criteria used for discriminating between intact suspect and defective
fuel assemblies vary among users of the sipping test
All criteria require the background activity (sipping box without fuel
assembly) to be determined frequently by separated samples
The decision whether the tested fuel assemblies are defective or intact is
given by the ratio
f = activity of box-water sample with FAactivity of box-water sample
without FA
f = sipping factor
f lt 152 to 2 rarr FA sound
152 lt f lt 3-5rarr FA suspect
f gt 3-5 rarr FA defected
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Slide 49
Slide 50
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Pneumatic compressed air of the fuel
handling machine equipment The air
inlet conduct is shown in the center
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Release of FP during the
quantitative sipping This
technique allows to
discriminate the size of the
defect
ldquoLargerdquo defect size rapid
release of FP
ldquoSmallrdquo defect size release
prolonged
Slide 51
Slide 52
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel storage pool
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Measuring of expansion chamber of the irradiated fuel rod by extraction
Objective
Measuring the internal pressure of fission gases
Means
Performance
- Measured pressure 2 bars
- Volume 10 cm3 05cm3
Slide 53
Slide 54
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
ZrO2 thickness measuring by EC
Objective
- Measuring of ZrO2 thickness on irradiated fuel rods
- Axial plot of the ZrO2 thickness
Principle
Impedance variation of a probe placed near the sample
Means
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Results
Slide 55
Slide 56
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Expertise of the blocking of the CRC
Upper part of the PVS
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
5 Conclusions
Quality respected right from the design and pilot run stages is conducive to defect prevention and optimizes the costquality ratio
From startup and routine maintenance problems in all fields from civil
engineering to electromechanical
Construction work and testing
Well adapted specifications achieving an optimum trade-off between
operating requirements and investment costs and covering the entire
industrial process from design manufacturing and associated
inspections to assembly and testing
Efficient Surveillance
By manufacturing surveillance equipment defects can be detected
at a very early stage
Well adapted to circumstances it enables compliance with deadlines
and efficient long term operation of installations
16
Slide 57
Slide 58
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Quality Targets Safety Reliability and availability
Quality organization
Supplier and contractor selection assessment of their quality
organization
Performance of quality audits
Qualification tests
In-factory manufacturing surveillance
On-site construction and assembly surveillance
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On the basis of the above observations for the Ninh Thuacircn Project it
is necessary to set up a technical expert body related to NDT amp DT in
order to assist at different stages amp fields (from startup and routine
maintenance problems from civil engineering to electromechanical
construction works and testing) different organizations involving to
fulfil their jobsin the project such as
VARANS
TSO organisation to VARANS
VINATOMrsquos Technical support Institute
EVN
Slide 59 NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
THANKS FOR YOUR ATTENTION
II1 THAM LUẬN 5 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN CƠ HỘI amp tHAacuteCH THỨC VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircNCƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC
VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
22052015
NỘI DUNG
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacute CAacuteC LOgrave PHẢN ỨNG
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC DO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHO COcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
VAgraveI MINH HỌA VỀ COcircNG TRƢỜNG XAcircY DỰNG NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 3
Slide 4
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacuteLOgrave PHẢN ỨNG HẠT NHAcircN
Caacutec lograve phản ứng hạt nhacircn
PWR Lograve hạt nhacircn đƣợc sử dụng phổ biến nhất (westinghouse)
BWR General electric
PHWR CANDU INDIA
AGR UK
RBMK Nga
FBR Lograve hạt nhacircn thế hệ mới (Nga Nhật)
17
Slide 5
Slide 6
Nguyecircn lyacute lograve PWR
nguyecircn lyacute lograve LWR
Slide 7
Slide 8
Nguyecircn lyacute BWR
Lograve CANDU
Slide 9
Slide 10
Lograve AGR
Lograve RMBK
Slide 11
Slide 12
Lograve FBR
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨCDO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 13
Slide 14 Dự kiến đến năm 2020 Việt nam cần hơn 1000 kỹ thuật viecircn đƣợcđagraveo tạo đủ năng lực để phục vụ trong lỉnh vực năng lƣợng hạt nhacircn(theo baacuteo caacuteo của Bộ Khoa Học amp Cocircng nghệ)
Số kỹ thuật viecircn nagravey chủ yếu phục vụ cho giai đoạn xacircy dựng nhagravemaacutey nghiecircn cứu phaacutet triển caacutec ứng dụng hạt nhacircn (RampD) vagrave hỗ trợkỹ thuật
Cần thecircm khoảng 6000 đến 10000 lao động cho quaacute trigravenh xacircydựng nhagrave maacutey điện hạt nhacircn dự kiến sẽ khởi cocircng trƣớc 2015 vagrave2020 sẽ đi vagraveo vận hagravenh khai thaacutec
Hiện nay coacute khoảng 800 nhacircn sự phần lớn đang cocircng taacutec tạiVietnam Atomic Energy Commission vagrave đang ldquogiagrave đirdquo
(Theo Bộ Giaacuteo dục amp Đagraveo tạo) khoảng 11232 triệu US dollars sẽđƣợc đầu tƣ cho đagraveo tạo nhacircn lực cho lỉnh vực khoa học vagrave cocircngnghệ hạt nhacircn
TOAgraveN CẢNH
THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần chuẩn bịtrƣớc từ 12 đến 15 năm trƣớc thời điểm hoagraventhagravenh vagrave đƣa vagraveo khai thaacutec
Đối với nhagrave maacutey năng lƣợng hạt nhacircn đầu tiecircnthigrave việc chuẩn bị đội ngủ coacute đủ năng lực đểhoạch định triển khai vagrave xuacutec tiến dự aacuten coacute khicần đến 20 năm trƣớc khi nhagrave maacutey đi vagraveo vậnhagravenh khai thaacutec
Vấn đề phaacutet triển cocircng nghệ amp nhacircn lực coacute đủnăng lực amp trigravenh độ thực sự lagrave một thaacutech thứcvagrave để coacute đƣợc một đội ngủ nhƣ vậy so vớitoagraven cảnh necircu trecircn theo tocirci lagrave quaacute chậm cần
18
Slide 15
Slide 16
CAacuteC CƠ HỘI CẦN TẬN DỤNG Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần sự hợp taacutec
quốc tế ldquochacircn thagravenhrdquo vagrave hiệu quả
ndash Quaacute trigravenh chuyển giao cocircng nghệ cốt lỏi coacute vai trogravequyết định đối với kết quả thagravenh cocircng của dự aacuten
Vai trograve quản lyacute hổ trợ của nhagrave nƣớc đối vớicaacutec thagravenh tố tham gia (Thiết kế chế tạo thiếtbị Giaacutem saacutet chất lƣợng đagraveo tạo nhacircn lực saacutet hạch amp kiểm định) sẽ cụ thể coacute tiacutenh thiếtthực amp hiệu quả
Cơ hội để caacutec lực lƣợng tham gia định hƣớngvagrave kiến tạo nguồn lực (cocircng nghệ phƣơngphaacutep nhacircn lực) sẳn sagraveng tiếp thu amp triển khaicocircng nghệ tiecircn tiến ngang tầm quốc tế
YEcircU CẦU NGUỒN LỰC
Tiacutenh sẳn sagraveng về mặt cocircng nghệ (phƣơngphaacutep nhacircn lực) của caacutec nhagrave thầu trong nƣớc
Tiacutenh sẳn sagraveng về caacutec điều kiện chứng nhận cocircng nhận phƣơng phaacutep nhacircn lực
Định hƣớng đagraveo tạo (kiến thức thực hagravenh)caacutec phƣơng phaacutep amp nhacircn lực theo yecircu cầu
Slide 17
Slide 18
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHOCOcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
CAacuteC CAcircU HỎI CẦN LAgraveM ROtilde
Coacute cocircng nghệ hagraven chuyecircn biệt aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey hạt nhacircn
Chứng nhận qui trigravenh vagrave saacutet hạch thợ hagraven đaacutep ứng caacutec chuẩn mực của nhagrave maacutey điện hạt nhacircn sẽ nhƣ thế nagraveo
Caacutec yecircu cầu về chất lƣợng hagraven vagrave tiecircu chuẩn đaacutenh giaacute aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 19
Slide 20
CAacuteC THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Hagraven trecircn caacutec vật liệu coacute yecircu cầu đặc biệt cao
ndash Cơ tiacutenh độ bền gt 80ksi (~560 Mpa)
ndash Khaacuteng nứt vagrave chịu mỏi
ndash Chống ratildeo
ndash Bền nhiệt
ndash Chống ăn mograven tinh giới (weld decay) xoacutei mograven (erosion)
Hagraven trecircn theacutep regraven
Hagraven trecircn hợp kim Chrome Nickel zircalloy
Hagraven caacutec chi tiết dagravey với ứng suất biến dạng nhiệt tối thiểu
Hagraven trong điều kiện mocirci trƣờng khắc nghiệt
Xử lyacute nhiệt amp kiểm soaacutet chu trigravenh nhiệt quaacute trigravenh hagraven
Hagraven trecircn theacutep hai lớp (clad steel) hagraven đắp (overlay) seal weld
Caacutec phƣơng phaacutep hagraven truyền thống coacute đaacutep ứng đƣợc yecircu cầu
Coacute hầu hết caacutec phƣơng phaacutep hagraven hồ quang đƣợc triển khai trong nƣớc (GTAW GMAW FCAW SAW) đều coacute thể đaacutep ứng đƣợc
Khocircng đối với một số hạng mục vật liệu cần caacutec phƣơng phaacutep hagraven cải tiến chƣa triển khai trong nƣớc (nhƣ ldquoA-TIGrdquo Narrow-gap SAW Orbital TIG Tandem GMAW Hybrid Laser -GMA ) hoặc caacutec phƣơng tiện hỗ trợ nhƣ Orbital GTA GMA robot FCA
Slide 21
Slide 22 MINH HỌA VỀ CAacuteC PHƢƠNG PHAacutePNarrow-gap SAW
Orbital TIG Orbital Tube to sheet
Tandem GMAW Hybrid Laser - GMA - Aacutep dụng
Hagraven ma saacutet xoaacuteyHagraven Plasma
Vấn đề khocircng chỉ lagrave phƣơng phaacutep
Tồn tại lớn nhất vẫn lagrave nguồn nhacircn lực coacute kiến thức kỹ năng vagrave kinh nghiệm đối với caacutec yecircu cầu phƣơng phaacutep hagraven sẽ đƣợc aacutep dụng trong chế tạo caacutec chi tiết vagrave thi cocircng lắp đặt
Vấn đề ldquochứng nhận cocircng nghệ thợ hagravenrdquo để đƣợc tham gia vagraveo dự aacuten
Vấn đề nhacircn lực đầu vagraveo để đagraveo tạo vagrave tham gia ldquoon job trainingrdquo
Saacutech lƣợc vagrave giải phaacutep bao gồm
ndash Nacircng cao kiến thức về cocircng nghệ hagraven cho đội ngủ giaacuteo viecircn dạy nghề ở caacutec trƣờng trung tacircm đagraveo tạo nghề
Slide 23
Slide 24
Qui trigravenh hagraven amp Saacutet hạch thợ hagraven
Đaacutep ứng caacutec yecircu cầu
ASME IX vẫn lagrave hƣớng dẫn cơ bản đối với việc chứng nhận qui trigravenh amp saacutet hạch thợ hagraven
vagrave NB 4000 - ASME III chỉ ra caacutec yecircu cầu cụ thể về kiểm soaacutet vật liệu tiecircu chiacute đaacutenh giaacute phạm vi aacutep dụng thữ nghiệm kiểm chứng
Ngoagravei ra cần aacutep dụng thecircm NCR 10CFRip55050 ip5100 khi thiết lập qui trigravenh kiểm soaacutet giaacutem saacutet
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
19
Slide 25
Slide 26
Cocircng nghệ mới
tiếp
Slide 27
Slide 28
tiếp
Slide 29
Slide 30
Hagraven theacutep cốt pha HY80 vagraveo theacutep tấm (hoặc stainless steel)
Lắp dựng block
Slide 31
Slide 32 Cocircng trƣờng xacircy dựng
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn điển higravenhMột số caacutec higravenh ảnh cocircng trƣờng xacircy dựng
XIN CẢM ƠN
II1 THAM LUẬN 6 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Hagrave Nội 22052015
20
Slide 1
Slide 2 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA
NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG
ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Trung tacircm Đaacutenh giaacute khocircng phaacute hủy (NDE)
Hagrave Nội 22052015
NỘI DUNG
bull Phƣơng phaacutep mới kiểm tra khuyết tật trong
nhagrave maacutey nhiệt điện aacutep dụng đƣợc cho điện hạt
nhacircn
bull Xử liacute để dự đoaacuten sự phaacutet triển khuyết tật
bull Đagraveo tạo nghiecircn cứu để Đaacutenh giaacute tuổi thọ cograven
lại của nhagrave maacutey nhiệt điện coacute thể aacutep dụng cho
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 3
Slide 4
CRACKSIZERreg ndash NDT TIEcircN TIẾN
bull Hiện đang coacute một số phƣơng phaacutep
NDT kiểm tra chất lƣợng vật liệu
bull CrackSizerreg ndash aacutep dụng điện từ
trƣờng để phaacutet hiện vagrave xaacutec định
khuyết tật bề mặt
bull Kĩ thuật ACFM (Alternating Current
Field Measurement)
bull Nguyecircn lyacute ACFM
bull CrackSizerreg coacute thể xaacutec định độ sacircu
khuyết tật cung cấp thocircng tin cần
thiết cho pheacutep theo dotildei đảm bảo tiếp
tục vận hagravenh nagraveh maacutey điện an toagraven
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTĐaacutenh giaacute phaacutet triển khuyết tật
bull Khi phaacutet hiện khuyết tật dẫn đến nguy cơ mất an khi vận hagravenh
bull Nguời vận hagravenh quản lyacute mong muốn khắc phục sự cố ngay
bull Dugraveng cơ học phaacute hủy tiến hagravenh ETHGPT khuyết tật trong chi tiết
bull DTA (Defect Tolerance Assessment) ndash cho pheacutep đƣa ra caacutec
thocircng tin chi tiết về kiacutech thuớc khuyết tật nguy hiểm vagrave chu kỳ
kiểm tra đảm bảo thiết bị vận hagravenh an toagraven
bull Dựa vagraveo một số tiecircu chuẩn ETHGTT ASNZS 37882006
BS79102005 British Energy EDF R5-R6 vagrave API 579ASME
FFS-1 HRLT đatilde tiacutenh toaacuten vagrave đaacutenh giaacute sự phaacutet triển khuyết tật
trong caacutec chi tiết khaacutec nhau của nhagrave maacutey nhiệt điện
Slide 5
Slide 6
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật trong nhagrave maacutey nhiệt điện
1 Governor Valve Seat Cracking
2 Control amp stop valve DTA
3 HPIP outer turbine casing cracking
4 Cracking in MS bifurcation and HP bypass line welds
5 Steam receiver cracking
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật nhagrave maacutey nhiệt điện
6 To assist Hydro Test to avoid Brittle failure
7 Upper steam drum FW inlet nozzle
8 HP heater weld cracking
9 ID fan impeller cracking
10 HP turbine cracking
11 LP rotor
Slide 7
Slide 8
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
Mục điacutech việc ETHGTT
bull Tiết kiệm bảo hagravenh vagrave sửa chữa thiết bị
bull ETHaacutenh giaacute ảnh hƣởng caacutec quy trigravenh vận hagravenh nhagrave maacutey linh hoạt hơn
bull Phục vụ chƣơng trigravenh kiểm tra định kỳ dựa trecircn rủi ro (RBI)
bull Phaacutet triển kế hoạch quản lyacute an toagraven thiết bị
bull Xacircy dựng database cho hệ thống quản lyacute nhagrave maacutey
bull Xaacutec định tigravenh trạng thiết bị vagrave đaacutenh giaacute phiacute tổn khi nhagrave maacutey lagravem việc
ở chế độ vận hagravenh chu kỳ (cyclic operations)
bull ETHaacutenh giaacute baacuteo caacuteo tuổi thọ thiết bị từ nhagrave cung cấp thiết bị (OEM)
bull Keacuteo dagravei tuổi thọ thiết bị so với thiết kế ban đầu
bull Phục vụ caacutec mục điacutech thƣơng mại khaacutec khi đaacutenh giaacute tuổi thọ nhagrave maacutey
cho ngƣời chủ hay dự định chủ sở hữu
Slide 9 ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
bull Từ những kết quả cụ thể magrave HRL đatilde lagravem đƣợc NDE sẽ nghiecircn cứu
aacutep dụng để đaacutenh giaacute hoạt động của caacutec nhagrave maacutey điện tại Việt nam
bull Nghiecircn cứu ACFM va DTA thocircng qua caacutec tiecircu chuẩn liecircn quan
BS7910 amp R5-R6
bull Học ANSYS để giải bagravei toaacuten Fracture Mechanics truyền nhiệt tuyến
tiacutenh cho mocirc higravenh 2D amp 3D vagrave phacircn tiacutech chuyển tiếp bằng phƣơng
phaacutep FEA Sử dụng thagravenh thạo caacutec phần mềm chuyecircn mocircn
bull Tiacutenh toaacuten đƣợc ứng suất biến dạng trong chi tiết hiện tƣợng mỏi vagrave
ratildeo nhiệt lập đƣợc bảng dữ liệu về vật liệu
bull Tiếp tục cập nhật kiến thức về FEA amp DTA qua đagraveo tạo vagrave triển khai
thực tế trong đaacutenh giaacute nhagrave maacutey nhiệt điện hƣớng đến điện hạt nhacircn
21
II1 THAM LUẬN 7 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS
THROUGH MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
Hagrave Nội 22052015 Slide 1
Slide 2 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS THROUGH
MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
22052015 at Ha Noi
CONTENTS
1 The goal of MSC
2 The current situation in preparing of HRD
3 Some typical results in the period of 2009-
2013
4 The action plan up to 2020 and
Slide 3
Slide 4
Some brief related infomation
bull Until 2008 There
are approximately
20 thermal power
plants with a total
capacity of 6500
MW that provide
more than 50 of
the total annual
electricity production
in the country
bull Up to now (2014)
There are 32
thermal power
plants in Vietnam
operating with
power of 14408
MW
A plan of
development of NPP
has also been set by
Vietnamese
Government in the
near future with the
first two units of 2000
MW power
wwwndecomvn
NDT NDT NDT
CENTER FOR NDE
Vinatom
INST CNT HCM NEAD Co
Part 1 The goal of MSC 26th August 2008
(in the periods from 1985 to 2008)
ToRs
1 Maintain amp development of NDT amp
Radiation Safety Activities of
Vinatom
2 Carry out RampD activities in Advanced
NDT Techniques
3 Preparation of NDT resourses for the
first NPP in Vietnam
Slide 5
Slide 6
wwwndecomvn
Center for NDE
Material Science
Complex (MSC)
1 NDT (UT RT PT MT
ET VT)
NDT training
2 Elemental amp Structural
Analysis
3 Mechanical Testing
(bend strain press
impact fatiguehellip)
3 Equipment
(maintenance calib
manufacturehellip)
------------------------------------
1 4662 Staffs
2Infrastructure Equipment
Systems
1 NDT (UT RT PT MT ET VT Leak
Testing Hydrotesthellip) for RR amp NPP
NDT training for NPP in Vietnam
2 Material Properties (Elemental and
Structural Analysis Mechanical
Test hellip)
3 Weld Quality Assurance (including
welder qualify mechanical
workshop)
4 Water Chemistry amp Corrosion
5 Material Failure Analysis
-----------------------------------------------------------
1 90120 Staffs
2 Infrastructure and Equipment
Systems
Research
Reactor
Nuclear Power
Plant
(2014)
(2018-2020)
The Gaps
to fulfill
Part 1 The goal of MSC
wwwndecomvn
Part 2 The current situation in preparing of HRD
1 Personnels
- Number of Staffs 58
- Number of NDT experts amp technicians 40
RT level 3 09 UT level 3 07MT level 3 02PT level 3 03CRDIR 08
Technical advisors 06
Slide 7
Slide 8
wwwndecomvn
bull ISOIEC - 17025 2005 (NDT amp calibverification of NDT Equip)bull ISO 9001 2008bull ASNT-SNT-TC -1A ISO 9712 and 17024 for NDT training and
certification
2 QMS
Part 3 Some typical results in the period of
2009-2013
The activities of NDEbull Human Resourse Training in the fields of NDT amp Radiation
Safety
bull RampD the advanced NDT techniques
bull Conducting the tests of RT UT MT PT ET VT
bull Elemental and Structural Analysis
bull NDT in Construction
bull Mechanical testing (bend strain press impact fatiguehellip)
bull Residual Stress Monitoring by Electro-Magnetics method
bull Domestic manufacturing some NDT equipments
bull Caliberationverification of NDT Equipments
bull Services of Radiation Safety in the fields of Industry and
Health
bull Conducting Projects in the frame work of cooperation with
IAEA in the field of industrial NDT
22
Slide 9
Slide 10
wwwndecomvn
1 Training
TRAINING
Inspection Organizations
Oil and gas
Shipbuilding
Hydroelectric
Alpha
Apave
PhatecoInd
ustr
y
Vietsov PetrolThermoelectric
Pro
fessio
nal
ND
T c
om
pan
ies
NDT Companies in Viet Nam amp NDT Training Courses conducted by NDE
( about 60 Cop 2000 NDT persons) (in the period of 2009-2013)
Slide 11
Slide 12
wwwndecomvn
Advanced NDT CR advance ET Phasor XS Stress Monitorhellip
2 NDT Services
PHASOR XS
wwwndecomvn
Conventional NDT
bull Radiographic Testing- RT
bull Ultrasonic Testing- UT
bull Liquid Penetrant Testing- PT
bull Magnetic Testing- MT
bull Eddy Current Testing- ET
bull Ultrasonic Testing Thickness of Material- UTM
bull Positive Material Identification- PMI
bull Ultrasonic Testing Density of Concrete Reinforced
Concrete
bull Ultrasonic Testing Bored piles
bull Analysis composition of materialshellip
NDT Services
Slide 13
Slide 14
wwwndecomvn
NDT Services - Typical Projects
NDT service projects in the period of 2009-2013
wwwndecomvn
3 R amp D (some typical projects)
X-ray Machine in industrial radiography
Slide 15
Slide 16
Research amp Manufacture of Fluoresent RT Equipment
bull The Project was supported by IAEA on ldquoOptimization of DigitalRadiography (DIR) Techniques for Specific Applicationrdquo program(code 333-F2-RC 10611) included 13 countries (Algeria ArgentinaBrazil Canadahellip) finished in 2010 but not Viet Nam
bull This system is focused on cheaper portable and applies digitaltechnology
bull Our assignments Make and apply the same systems in Viet Nam
Project on Research Design and Manufacture of
Moisture and Density of SoilConcrete
Slide 17
Slide 18
4Some inspection activities co-ordinated with VARANS
1738
wwwndecomvn
5 International Cooperation
Projects in Cooperation with IAEA
(2005-2015)
1 Finished Projects
1 RAS 8100 (2005-2006)
2 RAS 8105 (2007-2008)
3 RAS 8110 (2009-2011)
4 VIE 8020 (2009-2011) CR amp ECT
2 Running Projects
1 RAS 1013 (2012-2014)
2 VIE 1009 (2014-2015)
3 RAS 2012009 ndash ldquoCapacity building in applications of advanced
NDE technologies for enhencing industrial
productivityrdquo (August 2014 -)
23
Slide 19
Slide 20
wwwndecomvn
Mitsubishi Heavy Industries LTD Japan
14122012
Mitsubishi presented
NDT for NPP in Japan
06032013
Mitsubishi presented
1Material Inspection during Manufacture
2 Inspection during Manufacture in shop
3 Introduction of latest NDI techniques
4 Nuclear Specific Product Control
wwwndecomvn
The 2nd VietnamJapan ResearchHRD Forum on Nuclear
technology
June 5-6 2014 in Hanoi Vietnum
There are 22 presentations focused on
1NDT for NPP in Japan
2Nuclear Materials
3Development of materials for reactor internals and
piping in light water reactors
4hellip
5The Approach to Effective Nuclear Power Plant Ageing Management (Prof Masahide SUZUKI
Nagaoka University of TechnologyDepartment of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
6THE DEPOSTION AND REACTIONS BETWEEN CESIUM
POLYMOLYBDATES ON STAINLESS STEEL AT HIGH TEMPERATURES
(DO Thi Mai Dung(1) SUPAMARD Sujatanond(1) OGAWA Toru(1)
Nagaoka University of Technology
Department of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
Slide 21
Slide 22
Part 4 The action plan up to 2020 -
The Main Tasks of MSC
ToRs of MSC is technical support to
1 Research Reactor (RR) Nuclear Power Plant (NPP)
2 RampD activities in the field of examination inspection and evaluation of
materialswelds of RRNPP
The main activities of MSC will be
bull 1 NDT (PSIISI) for NPP
bull 2 Weld Quality Assurance
bull 2 Materials Characterisation
bull 3 Research the influence of Tempreture Pressure and Radiation on Materials
Degradation in RR amp NPP
bull 4 Materials Aging and Life time management of NPP
bull 5 Research corrosion and failure Analysis
bull 6 Others (NDT codes and standards personnel qualification and certification
inspection qualificationhellip)
The master plan for MSC (2015-2020)
1 HRD
58(2014)
05 priority research groups towards to 05 lab
2 Equipment for 05 Laboratories
3 Facilities
4 Finance
5 Related others
90(2020)
Slide 23
Slide 24
The Challenges for material scientists in Vietnam
The first NPP will be built in VN
Lack of fundamental knowledge of structural materials
using for LWR
Understanding the behavior of
materials in NPP remains a big
challenges of materials scientists in
Vietnam
The Challenges for material scientists in Vietnam
To cover the materials issued that arise in LWR reactor materials our
experts must understand fundamental knowledge of materials such as
Thermodynamics
Atomic transport in solids
Crystallography defects
Phase transportations
Corrosion
Mechanical behavior and radiation damage
The degration processes that occur
in service itrsquos needed to focused
on the nuclear fuelampcladding the
pressure vessel the reactor
internals and the other parts of the
nuclear supply systems
Slide 25
wwwndecomvn
THANK YOU FOR
YOUR ATTENTION
6
Slide 25
Slide 26 ĐẦU TIEcircN
CHUẨN BỊ HAgraveNH LANG PHAacuteP LYacute
ĐƢA NDT LAgrave COcircNG CỤ PHỤC VỤ XAcircY DỰNG VAgrave
QUẢN LYacute NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN ĐẦU TIEcircN
NDT COacute THỂ CHỦ ĐỘNG THAM GIA HIỆU QUẢ
VAgraveO CAacuteC QUAacute TRIgraveNH
SỬ DỤNG CAacuteC TIEcircU CHUẨN QUY CHUẨN TRONG
HAgraveNH LANG PHAacuteP LYacute CỦA ViỆT NAM
What
When
Where
How
How much
Why and
How much does it cost
TRAUcirc LOcircOslashI NtildeOumlOcircIumlC CAUgraveC CAAcircU HOUcircI
Slide 27
Slide 28
Kinh nghiệm Korea
Korea Electric Power Industry Code (KEPIC)
Korea Electric Power Industry Code (KEPIC)
A set of integrated standards applicable to the whole phases of design manufacturing installation testing operation and maintenanceof electric and power facilities such as transmission transformation distribution facilities as well as nuclear and fossil power plants so as to ensure their safety and reliability of those facilities
Slide 29
Slide 30 INDIA
One of the prerequisites for operating a nuclear power plant is to establish and implement the in-service inspection programme to examine plant structures systems and components for detecting and identifying possible deterioration and take remedial action
This guide provides necessary information to
assist organisationspersonnel participating in
the development and implementation of the in-
service inspection programme for nuclear
power plants to meet the requirements
specified in the Code of Practice on Safety in
Nuclear Power Plant Operation
(AERBSCO)
Slide 31
Slide 32 This guide has been prepared by specialists in the
field drawn from Atomic Energy Regulatory
Board Bhabha Atomic Research Centre
Nuclear Power Corporation of India Limited
and other consultants It has been reviewed by
the relevant AERB Advisory Committee on
Codes and Guides and the Advisory Committee
on Nuclear Safety
Canada
Slide 33
Slide 34
Scope of Responsibility in Inspections for NPPs
Welding Safety Management Review
Periodic Safety Management Review
Inspection by JNES
Periodic Inspection
On-the-spot Inspection
Pre-service Inspection
Fuel Inspection
Very Safety-Significant
Structures Systems
and Components are inspected
By NISA
Almost 85 items are
conducted by JNES
Inspection by NISA and JNES
Inspection by NISA
Fitness-for-Safety Inspection
Nhật
7
Slide 35
Slide 36
Chacircn thagravenh cảm ơn
II1 THAM LUẬN 3 YEcircU CẦU VAgrave TẬP QUAacuteN VỀ ISI CHO NHAgrave MAacuteY
ĐIỆN HẠT NHAcircN Ở MỘT SỐ QUỐC GIA
TS Nghiecircm Xuacircn Khaacutenh
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2
Yecircu cầu vagrave Tập quaacuten về
ISI cho nhagrave maacutey điện hạt nhacircn ở một số quốc gia
TS Nguyecircn Xuacircn Khaacutenh
Hội thảo NDT cho Nhagrave Maacutey Điện hạt nhacircn Việt Nam
Hagrave Nội 22052015
1
Nội dung
1 Hệ thống Tiecircu chuẩn vagrave Quy chuẩn liecircn quan đến ISI
NM ĐHN
2 Caacutec yecircu cầu về phaacutep quy đối với caacutec Tiecircu chuẩn vagrave Quy
chuẩn ISI
3 So saacutenh caacutec chƣơng trigravenh ISI
4 Một số Chƣơng trigravenh ISI chọn lọc
5 Một số thocircng tin về Tiecircu chuẩn thiết kế vagrave xacircy dựng NM
ĐHN của Nga về phƣơng diện PSIISI vagrave NDT
Slide 3
Slide 4
1 Hệ thống Tiecircu chuẩn vagrave
Quy chuẩn liecircn quan đến ISI
Luật
Tiecircu chuẩn
Quy chuẩn (Quy phạm)
Quy tắc
4
Luật Sắc lệnh của bộ Quy chuẩn kỹ thuật (Nhật)
bull Luật về quản lyacute nguồn phoacuteng xạ thanh nhiecircn liệu vagrave
lograve phản ứng hạt nhacircn
Quy chuẩn về caacutec thiết bị liecircn quan trực tiếp đến lagravem lạnh
tắt lograve vagrave về hệ thống chứa chất thải phoacuteng xạ
bull Luật điện lực
Quy chuẩn về cơ sở vật chất liecircn quan tới sản xuất điện
bull Caacutec Sắc lệnh vagrave thocircng baacuteo của caacutec bộ
Sắc lệnh METI 62 Tiecircu chuẩn kỹ thuật về
caacutec thiết bị phaacutet điện hạt nhacircn
bull Caacutec quy chuẩn kỹ thuật của caacutec hiệp hội kỹ thuật
Quy phạm JSME về caacutec thiết bị phaacutet điện hạt nhacircn
Slide 5
Slide 6
Hệ thống luật liecircn quan đến ISI
Caacutec luật của Chiacutenh phủ
Sắc lệnh của caacutec bộ
(Caacutec tiecircu chuẩn kỹ thuật)
Caacutec quy chuẩn kỹ thuật của caacutec Hiệp hocirci kỹ nghệ
Caacutec quy chuẩn kỹ thuật
của caacutec Hiệp hội kỹ nghệ
3
Luật
Sắc lệnh
Của caacutec bộ
(Tiecircu chuẩn kỹ thuật)
5
Luật Tiecircu chuẩn kỹ thuật vagrave Quy chuẩn JSME
Luật điện lực
Sắc lệnh METI No62
Quy phạm JSME
Caacutec quy tắc về FFS
(JSME S NA1)Quy tắc ISI Flaw Evaluation RRA
Quy phạm JSME
Caacutec quy tắc về Thiết kế
vagrave Xacircy dựng
(JSME S NC1)
Caacutec quy tắc về
Hagraven
(JSME S NB1)
8
Slide 7
Slide 8
6
Luật Tiecircu chuẩn kỹ thuật vagrave caacutec Quy chuẩn
Luật yecircu cầu caacutec chủ NM ĐHN phải
tuacircn thủ theo caacutec sắc lệnh của bộ
(tiecircu chuẩn kỹ thuật)
Sắc lệnh của bộ định rotilde caacutec tiacutenh năng
magrave caacutec thiết bị phải thỏa matilden
Caacutec hiệp hội kỹ thuật xacircy dựng caacutec
quy phạm thỏa matilden sắc lệnh của bộ
(Tiecircu chuẩn kỹ thuật)
Cơ quan quản lyacute xem xeacutet vagrave chấp nhận
aacutep dụng caacutec quy chuẩn của caacutec hiệp hội
Quy chuẩn của
hiệp hội
Kỹ thuật vagrave
định lƣợng
Khocircng phải về kỹ thuật
Magrave về luật phaacutep
Kỹ thuacirct
nhƣng
Luật định tiacutenh
MSắc lệnh
của bộ
(Tiecircu chuẩn
kỹ thuật)
Tiecircu chuẩn kỹ thuật vagrave caacutec quy tắc của Quy phạm
Caacutec yecircu cầu về tiacutenh năng của
Tiecircu chuẩn kỹ thuật
(1) Phograveng ngừa về gatildey dẻo
(2) Phograveng ngừa biến dạng lớn
(3) Phograveng ngừa hƣ hại do mỏi
(4) Phograveng ngừa uốn dọc
(1) Khocircng chấp nhận caacutec vết nứt coacute
thể gacircy đứt gatildey
(2) Khocircng chấp nhận caacutec vết nứt biecircn
do ứng xuất
(Định tiacutenh)
Quy phạm JSME về thiết kế vagrave Xacircy dựng
(1)Giới hạn của ứng xuất sơ cấp
(2) Giới hạn của ứng xuất sơ cấp vagrave thứ cấp
(3) Giới hạn hệ số sử dụng tiacutech lũy
(4) Giới hạn ứng xuất neacuten dọc trục
Quy phạm JSME FFS
(1)Caacutec quy tắc Kiểm tra vagrave đaacutenh giaacute
khuyết tật của caacutec bộ phận becircn trong lograveetc
(2) Caacutec quy tắc Kiểm tra vagrave đaacutenh giaacute caacutec
thagravenh phần C1 vv
(Định lƣợng)
7
Slide 9
Slide 10
8
2 Caacutec yecircu cầu về phaacutep quy đối với caacutec
Tiecircu chuẩn vagrave Quy chuẩn ISI NM ĐHN
Caacutec lograve HN đang hoạt động
Cơ sở phaacutep lyacute vagrave tập quaacuten
Caacutec tiecircu chuẩn quy chuẩn vagrave caacutec hƣớng dẫn
12
Bảng 1Caacutec lograve hạt đang hoạt động ở một số quốc gia
Quốc giaSố lograve phản ứng đang
hoạt độngKiểu lograve phản ứng
Năm đƣa vagraveo hoạt
động
Phần Lan 4 PWR (2)
BWR (2)
1977
Phaacutep 48 PWR (43)
GCR (4)
LMFBR (1)
1969
Nhật 34 PWR (16)
BWR (16)
GCR (1)
HWLWR (1)
1970
Hagraven 6 PWR (5)
PHWR (1)
1978
Mỹ 101 PWR (67)
BWR (33)
HTGR (1)
1961
Slide 11
Slide 12
12
Bảng 2YEcircU CẦU VỀ PHAacuteP QUY
Quốc gia Cơ sở phaacutep ly Cơ quan chịu traacutech nhiệm Caacutec quy định cơ bản
Finland Nghị định Phần Lan về bigravenh aacutep
lực caacutec văn bản phaacutep quy liecircn
quan đến hạt nhacircn
Trung tacircm Phần Lan về bức xạ
vagrave An toagraven hạt nhacircn (STUK) lagrave
cơ quan quản lyacute quốc gia về cơ
sở hạt nhacircn Họ cũng thực hiện
caacutec cuộc thanh tra theo quy định
của Nghị định về bigravenh aacutep lực
Caacutec hƣớng dẫn đƣợc
ban hagravenh bởi STUK
France
(1) Phaacutep lệnh 22674 quy định
liecircn quan đến caacutec quy định về
caacutec hệ thống (2) Caacutec quy định
an toagraven hạt nhacircn aacutep dụng cho
vaacuten đề an toagraven - Caacutec thagravenh
phần liecircn quan
Giaacutem saacutet đƣợc thực hiện bởi
Thanh tra caacutec cơ sở hạt nhacircn lớn
chịu traacutech nhiệm trƣớc Bộ trƣởng
Bộ Cocircng nghiệp (Trung tacircm dịch
vụ về an toagraven lắp đặt hạt nhacircn -
CSSIN) vagrave caacutec quan chức của
Trung tacircm dich vụ bảo vệ bức xạ
ion hoaacute Trung ƣơng Ngoagravei ra
cograven coacute cocircng taacutec thanh tra cocircng
nghiệp (Bộ Việc lagravem) giaacutem saacutet
của caacutec thiết bị aacutep lực
Caacutec hƣớng dẫn
12
Bảng 2YEcircU CẦU PHAacuteP VỀ QUY
Quốc gia Cơ sở phaacutep ly Cơ quan chịu traacutech nhiệm Caacutec quy định cơ bản
Japan
Đạo luật Cocircng nghiệp về điện Bộ Kinh tế Thƣơng mại Cocircng
nghiệp Nhật Bản (METI) Phograveng
Tiện iacutech cocircng cộng
JEAC-4205 dựa trecircn
ASME phần XI lagrave một
tiecircu chuẩn khocircng bắt
buộc
Korea Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
Caacutec nghị định thi hagravenh của
Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
caacutec
Quy chế tăng cƣờng của
Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
Bộ phận quản lyacute an toagraven điện hạt
nhacircn
Trung tacircm An toagraven hạt nhacircn của
Bộ Khoa học vagrave Cocircng nghệ
ASME Phần XI cho
PWR vagrave CSAN 2854
cho caacutec lograve phản ứng
Candu lagrave bắt buộc
USA Đối với caacutec quy định liecircn bang
Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
năm 1954 đƣợc sửa đổi bổ
sung năm 1974 Đối với Quy
chế nhagrave nƣớc thƣờng đƣợc bao
gồm trong caacutec đạo luật an toagraven
nồi hơi vagrave bigravenh aacutep lực của bang
Đối với Quy chế liecircn bang Ủy
ban điều tiết hạt nhacircn Hoa Kỳ
Trong caacutec bang Ủy ban quy tắc
Nồi hơi vagrave aacutep lực của bang đoacute
Tiecircu đề 10 của Quy
phạm liecircn bang trong
đoacute kết hợp ASME XI
Caacutec quy định về nồi hơi
vagrave bigravenh aacutep lực của caacutec
bang aacutep dụng Mục XI
của Quy phạm ASME
Bảng 2YEcircU CẦU VỀ PHAacuteP QUY (2)
Slide 13
Slide 14
12
Bảng 3QUY CHUẨN TIEcircU CHUẨN VAgrave HƯỚNG DẪN BỔ SUNG
QuỐC
gia
ASME
XI
ASME XI
Điều chỉnh
ISOIA
EA
Khaacutec Bắt
buuọc
Hƣớng dẫn bổ sung
vagrave Bigravenh luận
Korea
X
Cho caacutec
lograve PWR
N2854 cho
lograve Candu
- Hƣớng dẫn điều hagravenh của
Mỹ 114 bơm lagravem maacutet lograve
phản ứng PWR
USA X AppJ
10CFR50
Thocircng số kỹ
thuật Nhagrave
maacutey Nghị
định Thƣ
NRC ASME
III V IX
Coacute Hƣớng dẫn điều tiết của
Mỹ 114183 1150 vv
ASME Quy phạm riecircng
đƣợc liệt kecirc trong RG
1147 ANSI ASME D amp
Tiecircu chuẩn M cho thử
nghiệm chức năng baacuteo caacuteo
NUREG INPD vagrave tagravei liệu
EPRI
12
Bảng 3QUY CHUẨN TIEcircU CHUẨN VAgrave HƯỚNG DẪN BỔ SUNG (2)
QuỐC
gia
ASME
XI
ASME XI
Điều chỉnh
ISOIA
EA
Khaacutec Bắt
buuọc
Hƣớng dẫn bổ sung
vagrave Bigravenh luận
Finland X - Hƣớng dẫn bởi Bộ hƣớng
dẫn YWL do STUK phaacutet
hagravenh
France RSEM Khocircng
Japan ISI của Nhagrave
maacutey điện
hạt nhacircn
lagravem maacutet
bằng nƣớc
nhẹ-
JJEAC-
4205
Khocircng Kiểm tra siecircu acircm ISI caacutec
thagravenh phần của Nhagrave maacutey
điện hạt nhacircn lagravem maacutet bằng
nƣớc nhẹ vagrave kinh nghiệm
điều hagravenh- JAEG 4207
Slide 15
Slide 16
13
3 So saacutenh caacutec chƣơng trigravenh ISI
Xacircy dựng vagrave điều hagravenh chƣơng trigravenh
Một số chƣơng trigravenh ISI
Đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ
43
Bảng 4 Xacircy dựng vagrave điều hagravenh chƣơng trigravenh
Quốc gia Cơ quan chịu
traacutech nhiệm
phaacutet triển
Cơ quan xem
xeacutetphecirc duyệt
Thời gian Tần suất
điều
chỉnh
Nơi thực hiện
kiểm tra
Caacutec yecircu cầu về
baacuteo caacuteo
Nơi thực hiện
kiểm tra becircn
ngoagravei
Phần Lan Cocircng ty điện
lực
Trung tacircm
bức xạ vagrave An
toagraven hạt nhacircn
Phần
Lan(STUK)
Thời gian lagrave 4 năm
Đối với caacutec lograve phản
ứng thử nghiệm vagrave
kiểm tra vận hagravenh Thử
aacutep suất 8 năm Kết
cấu caacutec lograve phản ứng lagrave
4 amp 8 năm
Khi cần
thiết
STUK -
Kiểm tra lograve
phản
ứngbigravenh aacutep
lực
Caacutec baacuteo caacuteo
toacutem tắt đƣợc
gửi đến STUK
trong vograveng 3-
thaacuteng Sau khi
kết thuacutec kiểm
tra
Phaacutep Đơn vị vận
hagravenh
Trung tacircm
Dịch vụ về
an toagraven lắp
đặt nhiecircn liệu
hạt nhacircn
(SCSIN)
Giai đoạn đầu 2-5
năm Sau lƣợt tải đầu
tiecircn Khoảng thời gian
10 năm để hoagraven thagravenh
chƣơng trigravenh ISIS
Từng phần chƣơng
trigravenh ISIS đƣợc thực
hiện cho mỗi lần cung
cấp bổ sung nhiecircn
liệu
--- Đơn vị vận
hagravenh
Khocircng aacutep
dụng
Khocircng aacutep
dụng
9
Slide 17
Slide 18
43
Bảng 4 Xacircy dựng vagrave điều hagravenh chƣơng trigravenh (2)
Quốc gia Cơ quan chịu
traacutech nhiệm
phaacutet triển
Cơ quan xem
xeacutetphecirc duyệt
Thời gian Tần suất
điều
chỉnh
Nơi thực hiện
kiểm tra
Caacutec yecircu cầu về
baacuteo caacuteo
Nơi thực hiện
kiểm tra becircn
ngoagravei
Nhật
Bản
Cocircng ty điện
lực
Bộ Kinh tế
Thƣơng mại
Cocircng nghiệp
(METI)
Phograveng Tiện iacutech
cocircng cộng
Ban quản lyacute an
toagraven điện hạt nhacircn
10 năm Mƣời
năm một
lần
nhƣng
coacute sửa
đổi hagraveng
năm
Chủ sở hữu
cocircng trigravenh
hoặc đơn vị
nhagrave thầu
(Cocircng ty điện
lực khocircng
thực hiện
việc kiểm tra
nagravey)
Bộ Kinh tế
Thƣơng mại
Cocircng nghiệp
(METI)
Nhật Bản
Hagraven Quốc Viện Nghiecircn
cứu Năng
lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI
Viện Nghiecircn cứu
Năng lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI (ghi chuacute 3)
bộ phận QA
10 năm Mỗi lần
dừng
kiểm tra
Viện Nghiecircn
cứu Năng
lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI bộ
phận NDT
--- Viện Nghiecircn
cứu Năng
lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI bộ
phận QA
Mỹ Plant owner
Chủ nhagrave
maacuteycocircng trigravenh
nhacircn viecircn vagrave nhagrave thầu
của NRC caacutec phograveng
thiacute nghiệm quốc gia
vagrave nhagrave thầu cấp Nhagrave
nƣớc chỉ xem xeacutet
(khocircng thực hiện việc
phecirc duyệt)
10 năm Khoảng
thời gian
120 thaacuteng
Chủ nhagrave
maacuteycocircng trigravenh
hoặc nhagrave thầu
Coacute baacuteo caacuteo caacutec
kết quả kiểm tra
hagravenh động khắc
phục
Ủy ban điều
tiết hạt nhacircn
NRC cấp liecircn
bang hoặc becircn
thứ 3
43
Bảng 5 Phacircn loại caacutec thagravenh phần cho ISI
Quốc
gia
Phacircn Loại Cơ sở để phacircn loại Lựa chọn thagravenh phần trong caacutec chủng loại
Phần
Lan
Tƣơng tự
với chuẩn
ASME
chƣơng XI
Tƣơng tự với chuẩn
ASME chƣơng XI
Tập trung đặc biệt vagraveo những bộ phận cấu thagravenh trong
đoacute sự xuất hiện những sai soacutet khuyết tật lagrave coacute thể xảy
ra nhất Vigrave vậy trong việc lựa chọn caacutec thagravenh
phầnhạng mục kiểm tra trong hệ thống đƣờng ống của
caacutec cơ sở lograve phản ứng (BWR) caacutec tiecircu chiacute chọn lựa
chiacutenh lagrave caacutec yếu tố liecircn quan đến sự tải khiacute hơi kết cấu
vagrave caacutec điều kiện đoacuteng goacutep vagraveo quaacute trigravenh ăn mograven do
ứng suất chuyecircn gia vật liệu
Phaacutep An toagraven
bậc 123
Đƣợc đƣa ra RCC-P
ldquoquy tắc thiết kế vagrave
xacircy dựng nhagrave maacutey
điện hạt nhacircn 900
MWe PWRrdquo Cơ sở
để phacircn loại khocircng
sẵn coacute
Thể tiacutech B của thiết bị an toagraven bậc 1 (RSEM) aacutep dụng
cho bigravenh chứa duy trigrave aacutep lực tạo necircn hệ thống chiacutenh
(CPP) của NSSS Mạch chiacutenh bao gồm bể lograve phản ứng
toagraven bộ bể chứaống mạch kết nối với bể lograve phản ứng
vagrave hệ thống đƣờng ống kết nối với bể chứaống mạch
đến sơ đồ hỗ trợ của NSSS lecircn phiacutea trecircn vagrave bao gồm
van caacutech ly thứ 2 van an toagraven vagrave van giảm aacutep
Slide 19
Slide 20
43
Bảng 5 Phacircn loại caacutec thagravenh phần cho ISI
Quốc
gia
Phacircn Loại Cơ sở
để phacircn
loại
Lựa chọn thagravenh phần trong caacutec chủng loại
Nhật Tƣơng tự
ASME loại
123
Tƣơng tự
ASME
loại
123
Kinh nghiệm vận hagravenhđiều hagravenh JEAC 4205 sự phacircn
bố đồng đều caacutec điểm kiểm tra khả năng tiếp cận coacute
hay khocircng một thagravenh phần coacute thể đƣợc coi lagrave đại diện
Hagraven
Quốc
ASME loại
123 cho
PWRs
ASME
loại 123
cho
PWRs
IWA 2000 thiệt hại nghiecircm trọng tại caacutec nhagrave maacutey khaacutec
Caacutec khuyến nghị của Caacutec Tổ chức Quốc tế Caacutec chỉ
dẫn quy định của Hoa Kỳ
Mỹ ASME XI Quy tắc
126 vagrave
ASME
XI
ASME XI
43
Bảng 6 Phạm vi kiểm tra đối chiếu với ASME XI
Quốc
gia
Hệ
thống
lạnh sơ
cấp
Bộ
phận
Becircn
trong
lograve
phản
ứng
RH
R
EC
CS
Hệ
thống
tải
nhiệt
Hệ
thống
nƣớc
lagravem maacutet
phục vụ
an toagraven
Chacirct
thải
phoacuteng
xạ
Bảo
trigrave
chức
năng
Caacutec bộ
phận
hỗ trợ
Ghi
chuacute
Phần
Lan
X X X X X X NA NA X
Phaacutep X X X X X X NA X X
Nhật X X X X X X X X
Hagraven X X X X X X X X X
Mỹ X X X X X X X X X
Slide 21
Slide 22
43
Bảng 7 ĐAgraveO TẠO VAgrave CẤP CHỨNG CHỈ
Quốc
gia
Tiecircu
chuẩn
SNT-TC-
1A
Chuẩn
ASNT
sửa đổi
Khaacutec Yacute kiến
Phần
Lan
X Tiecircu chuẩn chuyecircn mocircn Nordtest Bậc I vagrave II
(Hệ thống Unicert)
Phaacutep X Theo hệ thống 3 cấp độ đƣợc kiểm soaacutet vagrave quản
lyacute bởi cộng đồng NDT Phaacutep Confrend
Nhật X Chƣơng trigravenh độc lập đƣợc quản lyacute bởi Ủy ban
tiecircu chuẩn chuyecircn mocircn nhacircn sự NDT của
JSNDT Noacute coacute ba cấp độ tƣơng ứng với tiecircu
chuẩn ASNT
Hagraven
Quốc
X Đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ nhacircn viecircn kiểm định
lagrave yecircu cầu đối với NDT cấp I II III theo SNT-
TC-1A vagrave caacutec chƣơng trigravenh KAERI QA
43
Bảng 7 ĐAgraveO TẠO VAgrave CẤP CHỨNG CHỈ (2)
Quốc gia Tiecircu chuẩn
SNT-TC-1A
Chuẩn ASNT sửa
đổi
Khaacutec Yacute kiến
Mỹ XASME XI chấp nhận tiecircu chuẩn SNT-TC-1A nhƣ một hệ thống cơ bản về
yecircu cầu kiểm tra đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ nhacircn sự tham gia cocircng việc kiểm
tra khocircng phaacute hủy
Trong quaacute trigravenh đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ nhacircn sự đƣợc thực hiện bởi ngƣời
quản lyacute cơ sở hoặc đại lyacute hoặc ASNT caacutec yecircu cầu về điều lệ sẽ quy định rotilde
traacutech nhiệm của ngƣời quản lyacute cơ sở về cocircng việc cacircp chứng chỉ nhacircn sự vagrave
mức độ đầy đủphugrave hợp của nội dung chƣơng trigravenh về tiecircu chuẩn nhacircn sự
Caacutec yecircu cầu bổ sung đƣợc đƣa ra trong phần nội dung chiacutenh vagrave phụ lục của
chuẩn ASME XI vagrave caacutec quy định lựa chọn đƣợc đề rotilde trong caacutec chuẩn bổ
sung
Phụ lục bắt buộc IV cung cấp thecircm caacutec yecircu cầu về trigravenh độ dựa trecircn hiệu
suất trigravenh diễn nhƣ lagrave một bổ sung đaacuteng kể cho caacutec hƣớng dẫn ASNT
Chuẩn bổ sung N-409 cung cấp caacutec yecircu cầu thay thế cho caacutec thủ tục vagrave trigravenh
độ nhacircn viecircn để phaacutet hiện siecircu acircm vagrave định cỡ của vết nứt ăn mograven ứng suất
liecircn hạt trong mối hagraven đƣờng ống Austenit
Chuẩn bổ sung nagravey đaacutenh giaacute tiecircu chuẩn chuyecircn mocircn dựa trecircn chứng minh
hiệu suất với caacutec thủ tục kỳ thi tiecircu chuẩn nhƣ lagrave một bổ sung đaacuteng kể cho
việc kiểm tra thực tiễn thocircng thƣờng
Slide 23
Slide 24
44
Chƣơng trigravenh ISI ở Hungary
bull Hungary coacute 4 lograve VVER-440 Model 213 đƣợc xacircy dựng vagraveo năm 1983-
amp 1987
bull Coacute Luật năng lƣợng nguyecircn tử
bullCơ quan Năng lƣợng nguyecircn tử Hungary (HAEA) quản lyacute
bullTổng giaacutem đốc HAEA phecirc chuẩn caacutec Hƣớng dẫn cho caacutec phƣơng
phaacutep thực tế trong việc thực hiện Quy chế an toagraven hạt nhacircn
bullLograve phản ứng VVER loại đƣợc thiết kế phugrave hợp với caacutec quy tắc vagrave tiecircu
chuẩn Liecircn Xocirc cũ Những tagravei liệu nagravey đatilde đƣợc phaacutet triển thực tế độc lập
từ caacutec lograve PWR nhƣng caacutec nguyecircn tắc chiacutenha n toagraven tƣơng tự nhƣ
nhau
bullChƣơng trigravenh ISI hiện tại của Hungary khaacutec biệt cả về cấu truacutec vagrave caacutec thocircng số kỹ thuật so với ASME XI
44
bull chƣơng trigravenh ISI của Hungary bao gồm ba thagravenh phần chiacutenh
bull Định kỳ NDE
bull Kiểm tra kết cấu
bull Kiểm tra aacutep lực hệ thống
bull Kiểm tra kết cấu tƣơng đƣơng với kiểm tra trực quan VT-3 loại trong
ASMEXI
bull Toagraven bộ chƣơng trigravenh (Phần Một) bao gồm 10 chƣơng cho 10 bộ phận
quan trọng về an toagravenm bao gồm
bull Lograve phản ứng
bull Bồn bể aacutep lực
bull Caacutec thagravenh phần becircn trong RPV
bull Đƣờng ống lagravem lạnh chiacutenh SG
bull Hungary đang chuyển đổi ISI cho phugrave hợp với
Chƣơng trigravenh ISI ở Hungary
Slide 25
Slide 26
44
bull Một trong những khaacutec biệt lớn nhất giữa ISI NDE Hungary vagrave ASME XI
nằm ở sự khaacutec biệt về khaacutei niệm của caacutec tiecircu chuẩn chấp nhận
bull Tại Hungary nhƣ một hệ quả của việc aacutep dụng caacutec phƣơng phaacutep tiếp cận
của Liecircn Xocirc đaacutenh giaacute UT đatilde đƣợc dựa trecircn sự so saacutenh giữa biecircn độ từ
mẫu vagrave biecircn độ của mẫu đối chứng
bull Coacute sự khaacutec biệt lớn trong caacutec tham số thử nghiệm aacutep lực
bull Giaacute trị aacutep suất hiện đang đƣợc sử dụng ở Hungary lagrave cao hơn so với
caacutec giaacute trị đƣợc đƣa ra bởi ASMEXI
bull Sự khaacutec biệt lớn nhất kiểm tra định kỳ cho thủy lực thagravenh phần Class
1 sau mỗi chu kỳ kiểm tra bốn năm aacutep lực thử nghiệm vocirc cugraveng cao
bull Cả chƣơng trigravenh khung ISI NDE quy trigravenh vagrave Tiecircu chiacute đaacutenh giaacute dều
khocircng coacute thocircng tin rotilde ragraveng cho những tigravenh huống khi NDE vagrave caacutec kết quả
kiểm tra vƣợt quaacute tiecircu chiacute chấp nhận Họ chỉ noacutei rằng trong trƣờng nagravey sẽ
coacute một Ủy ban về sự khocircng phugrave hợp sẽ quyết định
Chƣơng trigravenh ISI ở Hungary
44
bull Chƣơng trigravenh ISI đoacuteng vai trograve quan trọng trong chƣơng trigravenh QAQC
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
bull Caacutech thức xacircy dựng vagrave thực thi chƣơng trigravenh ISI của caacutec nƣớc coacute sự khaacutec nhau đaacuteng kể cả về bề rộng vagrave chiều sacircu
bull Rất nhiều nƣớc chấp nhận hoagraven toagraven hoặc dựa trecircn Quy phạm
ASME XI
bull Nhiều nƣớc phaacutet triển chƣơng trigravenh ISI riecircng cho nƣớc migravenh
bull Một số nƣớc chấp nhận ngay caacutec tiecircu chuẩn của nhagrave thiết kế vagrave
cung cấp cho mỗi loại nhagrave maacutey khaacutec nhau
bull Chƣơng trigravenh ISI cần đƣợc xacircy dựng ngay từ khi thiết kế NM
bull Để coacute thể xacircy dựng chƣơng trigravenh ISI hiệu năng cho migravenh Việt Nam
cần tham khảo kỹ caacutec Chƣơng trigravenh ISI của caacutec nƣớc trecircn thế giới
Thay cho lời kết
10
Slide 27
44
Xin caacutem ơn
II1 THAM LUẬN 4 NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO
NUCLEAR POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
TS Trần Đại Phuacutec
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2
1
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Summary
1 INTRODUCTION
2 INSPECTION IN SERVICES OF NSSSrsquoS IMPORTANT COMPONENTS
3 NDT APPLIED TO UN-IRRADIATED NUCLEAR FUEL
4 NDT APPLIED TO IRRADIATED NUCLEAR FUEL
a Fuel rod
b Fuel assembly
5 CONCLUSION
Slide 3
Slide 4
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
1 INTRODUCTION
All NSSS are subjected to the in service surveillance program Regulations
For the NDT
- Components subjected to the in service surveillance
- Qualification of the NDT control processes (specified in the Standards related to Mechanical components of the NSSS)
The Regulations do not get in detail the controls to be effectuated on different mechanical systems (principles requirements)
The operator establishes the maintenance program for each component (fabrication processes risk analysis experimental feedback analysis)
The maintenance comprises Two types
a National Program Applicable to all NPP in general for each controlled zone
- Description of the controlled zone (material welding possible defects)
- Proposed control method amp control periodicity
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
b Particular Programs
Applicable for all NPP they are under the responsibility of the NPP Director
- These programs related to each NPP get into detail amp point-out for each
controlled zone
+ NDT control process
+ Zone reference amp its extend
+ Precedent control date
+ Organism to effectuate the control
Slide 5
Slide 6
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
2 INSPECTION IN SERVICES OF NSSSrsquos IMPORTANT COMPONENTS
A Extended Control Pressure vessel (16)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (26)
11
Slide 7
Slide 8
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (36)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (46)
Slide 9
Slide 10
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (56)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (66)
Slide 11
Slide 12
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELSB The Current control methods
Surface amp Volume Methods
- Visual amp Televisual methods rarr Surface
- Sipping rarr Surface
- Magnetoscopy rarr Surface
- Eddy Current rarr Surface + ldquoVolumerdquo
- Ionizing radiation rarr Volume
- Ultra-sonic sound rarr Volume
Objectives
- Before the put in service of the installation Complete Initial
visit
Establish a precise map of defect leave behind at fabrication
amp are considered as minor non-conformance in order the
dimensions of such defects could be served as references for the
ulterior visits (according to the ISO-9000 standard)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
In SERVICE During the complete visit or periodical visits
- Find-out new defects resulting the normal operating or
incidental or to verify there are no evolution of the such defects
mentioned above
- To fulfil the above statement
The control methods must have
- A good resolution
- An excellent reproductibility (detect an evolution of the
defect amp to be able to compare)
- Allow a clear interpretation of the results (to make a
decision with minimum incertitude on the pursuing of
the normal or particular operation or have to be
repared)
Slide 13
Slide 14
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Concretly
One must detect amp characterize the defects (dimensions orientation identification of nature amp origin)
Analysis of the consequence by integrating results of appropriated calculations
Choice of control method
No universal control methodrarr To be taken into account
- Defect characteristics (fabrication process or degradation mechanism)
- Orientation position of the defect in the material or at surface static defect or continued evolution
- Characteristics of examined zone (material nature geometry)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
- Degradation risk rarr Importance of means to be deployed to develop the
method which is depended on the importance of the risk in the considered
degradation zones and their consequences
Three Types of control methods qualification
- General qualification Applicable on important safety components
where the degradation mechanisms are identified amp are taken into account
amp no particular defects have been revealed (defects initiated by fatigue
corrosion )
- Specific qualification Applicable to all the safety components at
which defects have been detected (ex risk of thermal fatigue fissure on
RHRS inner plating at reactor of the PVS )
Slide 15
Slide 16
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Conventional qualification Applicable to zones of components important
to safety at which there is no identified degradation mechanisms
In case of lack of qualification amp emergency rarr Expertise examinations
Numerous examination categories
Visual examination To control the no defect on components or
systems (CRC screw supports man-hole loose parts damage )
With camera endoscope with image recording
- Inner plate of PVS Pressurizer man-hole Bottom penetration of
the PVS (objectives deposits (boron corrosion) surface degradation or
defects)
Televisual expertise examination To detect fissure initiated by SCC (Ex
Internal adaptators in Inconel 600 of PVS head)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Examples SG Tubes (crakings deformations chocks )
12
Slide 17
Slide 18
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On-site examination of SG tubes by Camera
- Camera Head
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Observed internal surface defects
- a) b) Fissure at stud
- c) b) at laboratory
Slide 19
Slide 20
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Examination of extracted SG tubes plugs
-Mechanic plug Advanced transversal cracking
at inner surface
Notch transversal cracking at
inner surface
Longitudinal notch cracking at
inner surface
Longitudinal notch cracking at
external surface
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Dismountable plugs
Slide 21
Slide 22
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Expertise of
Instrumentation
Inconel 600 connection
on Pressurizer
Place amp schema
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Localization amp aspect of cracking
At external surface At internal surface
Slide 23
Slide 24
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
SCC of centering pins Inconel 750 On-site US tests
Upper core structure US controls
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding wear of control rods
Slide 25
Slide 26
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Fuel assembly Cladding wear
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
EC sensors EC Principle
13
Slide 27
Slide 28
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
PVS In Service Inspection Machine
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
SG Tubes Eddy Current
Slide 29
Slide 30
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Inconel 600 Zones SCC on Low Support Plate
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
3 NDT APPLIED TO UN-IRRADIATED NUCLEAR FA
Fuel Rod
- Control of welding
porosities undercuts by radiography
D gt 040mm (99)
D gt 045mm (100)
Rejected all e lt 99 (e = 047mm)
under-penetration is difficult to detect by radiography
Slide 31
Slide 32
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Tungsten inclusion Tungsten is more absorbent to X rays than does
Zircaloy it is due to the welding electrode
Rejected 100 tungsten inclusion of Dgt 025 mm
In the Seal-Weld-pot Absence of metallic liaison or defects
(porosities) are considered as under-penetrations
The clean weld bead must be gt 0510 mm
under-penetration
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
- Film kodak M or Geveart D2
- Shot distance 07 to 1 m
- Pause time 2 to 3 min
- Power 200kV to 300 kV
- 3 views 120
- Image quality 032 mm must be visible
Efficiency curve for welding radiography
of fuel rods for porosities
Slide 33
Slide 34
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Automatic control of fuel cladding US Sound
Objective
- To detect
External diameter
Internal diameter
thickness
US immerged gages
emits wave at water
zircaloy
- De by the time spacing depart
impulsion of the first arrival echo on the tube with the same emitted by the symetrical US gage
- Thickness by the time spacing imput impulsion in the tube and to the reflexion from the inner surface
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding tube control of 4 standard defects
Slide 35
Slide 36
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding control band
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Control of Grid Spacers Pressure amp Strain gages
14
Slide 37
Slide 38
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Final control of fuel assembly
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Fuel rod Enrichment control by Gamma Scanning
Control effectuated through the cladding
Only measurement a discrimination of radiation between the U235 amp U238
allows industrial rhythm (a fabrication chain products from 3 to 4 km of
fissile material per day)
Most of all the world (except China) utilizes the delay gamma consequence
of the activation of the U235 by a thermal flux of neutrons
Essential of measured delay gamma comes from Krypton 91 (T= 10s) and
different isotopes of Barryum (T~ 3 to 5s)
Each fuel rod pass through all lts length)
- first in neutron beam zone
- after behind one (or several) gamma detector(s)
Slide 39
Slide 40
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history of each pellet could be resume such as
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history responds to the equation such as
A = k[(NσfOslash)37 x1010] x (1 ndash e-λθ) x e-λt
Where A = activity (Cigram)
N = atom number of U235
σf = fission absorption of U235
Oslash = thermal neutron flux
θ = activation time
t = fuel rod transfert time
λ = radioactive constant
The measuring of ƒAdt is proportional to N atom U235 by unit length
of the fissile column (and not to the enrichment)
all variation of the speed V of the fuel rod transfer will affect on the
measuring of θ t amp dt (dVDVlt 10-3)
Slide 41
Slide 42
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Principle
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
4 NDT APPLIED TO IRRADIATED NUCLEAR FUELToday LWR have reached a remarkable high level of manufacturing
quality and operational reliability However fuel rod failures do occur
causing a release of fission products (FP) into the PCS
The release of FP is a complex function of plant operational
characteristics and can occur in several different ways
-A slow or sudden release of the fission gases during the process
of clad perforation
- A steady release of FP through existing clad perforation during
power operation
- Fission spiking during shutdown start-up rapid power changes
and coolant depressurization
- A moderately increasing release rate during non-steady
operation of the plant
Slide 43
Slide 44
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Since NPP have licensing limits for the release of volatile FP to the
environment (off-gas limits) detailed monitoring of the development of clad
failures is necessary by the operators
During reactor operation FP concentration amp the ratio between different
FP nuclides in the PCS are only the indicators of the fuel clad failures
Therefore the only means for detecting fuel clad failures on-line are
- Monitoring the coolant amp off-gas activity concentration or
- Measuring the flux of delayed neutrons emitted by some short-
half-life FP
After shutdown various sipping techniques are available to identify
defective fuel assemblies or fuel rods
An US inspection technique allows to pinpointing of failed fuel rod within
an assembly
For defect testing of individual fuel rod after withdrawal from the
assembly an EC technique can be applied
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
General survey of the procedure of defect surveillance
During operation
Monitoring of PCS amp off-gases PF activity
Location of defective fuel assembly within the core
Control assembly manoeuvre amp activity monitoring
During or after refuelling
Identification of defective fuel assemblies by sipping
(partially or complete reactor core)
Identification of defective fuel rods within the fuel assembly
- visual inspection outer row fuel rods
- US testing
- Withdrawal of individual fuel rods
- EC defect testing
Slide 45
Slide 46
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping test facility-fluid system schematic All sipping techniques make use of the fact
that a rise in temperature caused by decay heat
drives dissolved FP or fission gases out of
defective rods
A first indication of defective fuel assembly
can be obtained by a sipping technique that
utilizes the release of gaseous FP while the
assembly is contained in the refuelling machine
In LWRs the refuelling machine consists of a
pole guiding of the fuel assembly but also
suppressing natural convection On pulling
the FA into the pole of the refuelling machine
changes of the hydrostatic pressure occur
resulting in a release of gaseous FP from a failed
rod
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The gaseous FP are collected in a measuring chamber connected to a
Ge(Li) detector and a multichannel analyser
The measured activity is a measure for the integrity of the fuel assembly
itrsquos a qualitative measurement
In order to increase the activity level in NPP the FP are entrained by air
injection underneath the bottom end fitting
If reliable results from a sipping test are to be obtained the FP used for
analysis must fulfil the following requirements
- They must be produced in measurable quantity
- They must be an intensive high energetic and long lived βamp γ
radiation
- They must be sufficiently in water soluble or in gaseous form
In the wet sipping test the most commonly measured isotopes are I131
(T=8d γ=0637 MeV) Cs134 (T= 2y γ=0605 MeV137) amp Cs (T= 301y γ=662
MeV) amp others Cs136 (T=13d γ= 1046 MeV) Xe133 (T=53d γ = 0347
MeV) Kr85 (T= 107d γ = 0514 MeV)
15
Slide 47
Slide 48
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
In dry sipping technique the Ge(Li) detector has to be installed in the gas
flow loop of the sipping box near the spent fuel pool
The criteria used for discriminating between intact suspect and defective
fuel assemblies vary among users of the sipping test
All criteria require the background activity (sipping box without fuel
assembly) to be determined frequently by separated samples
The decision whether the tested fuel assemblies are defective or intact is
given by the ratio
f = activity of box-water sample with FAactivity of box-water sample
without FA
f = sipping factor
f lt 152 to 2 rarr FA sound
152 lt f lt 3-5rarr FA suspect
f gt 3-5 rarr FA defected
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Slide 49
Slide 50
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Pneumatic compressed air of the fuel
handling machine equipment The air
inlet conduct is shown in the center
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Release of FP during the
quantitative sipping This
technique allows to
discriminate the size of the
defect
ldquoLargerdquo defect size rapid
release of FP
ldquoSmallrdquo defect size release
prolonged
Slide 51
Slide 52
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel storage pool
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Measuring of expansion chamber of the irradiated fuel rod by extraction
Objective
Measuring the internal pressure of fission gases
Means
Performance
- Measured pressure 2 bars
- Volume 10 cm3 05cm3
Slide 53
Slide 54
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
ZrO2 thickness measuring by EC
Objective
- Measuring of ZrO2 thickness on irradiated fuel rods
- Axial plot of the ZrO2 thickness
Principle
Impedance variation of a probe placed near the sample
Means
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Results
Slide 55
Slide 56
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Expertise of the blocking of the CRC
Upper part of the PVS
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
5 Conclusions
Quality respected right from the design and pilot run stages is conducive to defect prevention and optimizes the costquality ratio
From startup and routine maintenance problems in all fields from civil
engineering to electromechanical
Construction work and testing
Well adapted specifications achieving an optimum trade-off between
operating requirements and investment costs and covering the entire
industrial process from design manufacturing and associated
inspections to assembly and testing
Efficient Surveillance
By manufacturing surveillance equipment defects can be detected
at a very early stage
Well adapted to circumstances it enables compliance with deadlines
and efficient long term operation of installations
16
Slide 57
Slide 58
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Quality Targets Safety Reliability and availability
Quality organization
Supplier and contractor selection assessment of their quality
organization
Performance of quality audits
Qualification tests
In-factory manufacturing surveillance
On-site construction and assembly surveillance
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On the basis of the above observations for the Ninh Thuacircn Project it
is necessary to set up a technical expert body related to NDT amp DT in
order to assist at different stages amp fields (from startup and routine
maintenance problems from civil engineering to electromechanical
construction works and testing) different organizations involving to
fulfil their jobsin the project such as
VARANS
TSO organisation to VARANS
VINATOMrsquos Technical support Institute
EVN
Slide 59 NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
THANKS FOR YOUR ATTENTION
II1 THAM LUẬN 5 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN CƠ HỘI amp tHAacuteCH THỨC VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircNCƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC
VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
22052015
NỘI DUNG
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacute CAacuteC LOgrave PHẢN ỨNG
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC DO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHO COcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
VAgraveI MINH HỌA VỀ COcircNG TRƢỜNG XAcircY DỰNG NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 3
Slide 4
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacuteLOgrave PHẢN ỨNG HẠT NHAcircN
Caacutec lograve phản ứng hạt nhacircn
PWR Lograve hạt nhacircn đƣợc sử dụng phổ biến nhất (westinghouse)
BWR General electric
PHWR CANDU INDIA
AGR UK
RBMK Nga
FBR Lograve hạt nhacircn thế hệ mới (Nga Nhật)
17
Slide 5
Slide 6
Nguyecircn lyacute lograve PWR
nguyecircn lyacute lograve LWR
Slide 7
Slide 8
Nguyecircn lyacute BWR
Lograve CANDU
Slide 9
Slide 10
Lograve AGR
Lograve RMBK
Slide 11
Slide 12
Lograve FBR
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨCDO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 13
Slide 14 Dự kiến đến năm 2020 Việt nam cần hơn 1000 kỹ thuật viecircn đƣợcđagraveo tạo đủ năng lực để phục vụ trong lỉnh vực năng lƣợng hạt nhacircn(theo baacuteo caacuteo của Bộ Khoa Học amp Cocircng nghệ)
Số kỹ thuật viecircn nagravey chủ yếu phục vụ cho giai đoạn xacircy dựng nhagravemaacutey nghiecircn cứu phaacutet triển caacutec ứng dụng hạt nhacircn (RampD) vagrave hỗ trợkỹ thuật
Cần thecircm khoảng 6000 đến 10000 lao động cho quaacute trigravenh xacircydựng nhagrave maacutey điện hạt nhacircn dự kiến sẽ khởi cocircng trƣớc 2015 vagrave2020 sẽ đi vagraveo vận hagravenh khai thaacutec
Hiện nay coacute khoảng 800 nhacircn sự phần lớn đang cocircng taacutec tạiVietnam Atomic Energy Commission vagrave đang ldquogiagrave đirdquo
(Theo Bộ Giaacuteo dục amp Đagraveo tạo) khoảng 11232 triệu US dollars sẽđƣợc đầu tƣ cho đagraveo tạo nhacircn lực cho lỉnh vực khoa học vagrave cocircngnghệ hạt nhacircn
TOAgraveN CẢNH
THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần chuẩn bịtrƣớc từ 12 đến 15 năm trƣớc thời điểm hoagraventhagravenh vagrave đƣa vagraveo khai thaacutec
Đối với nhagrave maacutey năng lƣợng hạt nhacircn đầu tiecircnthigrave việc chuẩn bị đội ngủ coacute đủ năng lực đểhoạch định triển khai vagrave xuacutec tiến dự aacuten coacute khicần đến 20 năm trƣớc khi nhagrave maacutey đi vagraveo vậnhagravenh khai thaacutec
Vấn đề phaacutet triển cocircng nghệ amp nhacircn lực coacute đủnăng lực amp trigravenh độ thực sự lagrave một thaacutech thứcvagrave để coacute đƣợc một đội ngủ nhƣ vậy so vớitoagraven cảnh necircu trecircn theo tocirci lagrave quaacute chậm cần
18
Slide 15
Slide 16
CAacuteC CƠ HỘI CẦN TẬN DỤNG Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần sự hợp taacutec
quốc tế ldquochacircn thagravenhrdquo vagrave hiệu quả
ndash Quaacute trigravenh chuyển giao cocircng nghệ cốt lỏi coacute vai trogravequyết định đối với kết quả thagravenh cocircng của dự aacuten
Vai trograve quản lyacute hổ trợ của nhagrave nƣớc đối vớicaacutec thagravenh tố tham gia (Thiết kế chế tạo thiếtbị Giaacutem saacutet chất lƣợng đagraveo tạo nhacircn lực saacutet hạch amp kiểm định) sẽ cụ thể coacute tiacutenh thiếtthực amp hiệu quả
Cơ hội để caacutec lực lƣợng tham gia định hƣớngvagrave kiến tạo nguồn lực (cocircng nghệ phƣơngphaacutep nhacircn lực) sẳn sagraveng tiếp thu amp triển khaicocircng nghệ tiecircn tiến ngang tầm quốc tế
YEcircU CẦU NGUỒN LỰC
Tiacutenh sẳn sagraveng về mặt cocircng nghệ (phƣơngphaacutep nhacircn lực) của caacutec nhagrave thầu trong nƣớc
Tiacutenh sẳn sagraveng về caacutec điều kiện chứng nhận cocircng nhận phƣơng phaacutep nhacircn lực
Định hƣớng đagraveo tạo (kiến thức thực hagravenh)caacutec phƣơng phaacutep amp nhacircn lực theo yecircu cầu
Slide 17
Slide 18
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHOCOcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
CAacuteC CAcircU HỎI CẦN LAgraveM ROtilde
Coacute cocircng nghệ hagraven chuyecircn biệt aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey hạt nhacircn
Chứng nhận qui trigravenh vagrave saacutet hạch thợ hagraven đaacutep ứng caacutec chuẩn mực của nhagrave maacutey điện hạt nhacircn sẽ nhƣ thế nagraveo
Caacutec yecircu cầu về chất lƣợng hagraven vagrave tiecircu chuẩn đaacutenh giaacute aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 19
Slide 20
CAacuteC THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Hagraven trecircn caacutec vật liệu coacute yecircu cầu đặc biệt cao
ndash Cơ tiacutenh độ bền gt 80ksi (~560 Mpa)
ndash Khaacuteng nứt vagrave chịu mỏi
ndash Chống ratildeo
ndash Bền nhiệt
ndash Chống ăn mograven tinh giới (weld decay) xoacutei mograven (erosion)
Hagraven trecircn theacutep regraven
Hagraven trecircn hợp kim Chrome Nickel zircalloy
Hagraven caacutec chi tiết dagravey với ứng suất biến dạng nhiệt tối thiểu
Hagraven trong điều kiện mocirci trƣờng khắc nghiệt
Xử lyacute nhiệt amp kiểm soaacutet chu trigravenh nhiệt quaacute trigravenh hagraven
Hagraven trecircn theacutep hai lớp (clad steel) hagraven đắp (overlay) seal weld
Caacutec phƣơng phaacutep hagraven truyền thống coacute đaacutep ứng đƣợc yecircu cầu
Coacute hầu hết caacutec phƣơng phaacutep hagraven hồ quang đƣợc triển khai trong nƣớc (GTAW GMAW FCAW SAW) đều coacute thể đaacutep ứng đƣợc
Khocircng đối với một số hạng mục vật liệu cần caacutec phƣơng phaacutep hagraven cải tiến chƣa triển khai trong nƣớc (nhƣ ldquoA-TIGrdquo Narrow-gap SAW Orbital TIG Tandem GMAW Hybrid Laser -GMA ) hoặc caacutec phƣơng tiện hỗ trợ nhƣ Orbital GTA GMA robot FCA
Slide 21
Slide 22 MINH HỌA VỀ CAacuteC PHƢƠNG PHAacutePNarrow-gap SAW
Orbital TIG Orbital Tube to sheet
Tandem GMAW Hybrid Laser - GMA - Aacutep dụng
Hagraven ma saacutet xoaacuteyHagraven Plasma
Vấn đề khocircng chỉ lagrave phƣơng phaacutep
Tồn tại lớn nhất vẫn lagrave nguồn nhacircn lực coacute kiến thức kỹ năng vagrave kinh nghiệm đối với caacutec yecircu cầu phƣơng phaacutep hagraven sẽ đƣợc aacutep dụng trong chế tạo caacutec chi tiết vagrave thi cocircng lắp đặt
Vấn đề ldquochứng nhận cocircng nghệ thợ hagravenrdquo để đƣợc tham gia vagraveo dự aacuten
Vấn đề nhacircn lực đầu vagraveo để đagraveo tạo vagrave tham gia ldquoon job trainingrdquo
Saacutech lƣợc vagrave giải phaacutep bao gồm
ndash Nacircng cao kiến thức về cocircng nghệ hagraven cho đội ngủ giaacuteo viecircn dạy nghề ở caacutec trƣờng trung tacircm đagraveo tạo nghề
Slide 23
Slide 24
Qui trigravenh hagraven amp Saacutet hạch thợ hagraven
Đaacutep ứng caacutec yecircu cầu
ASME IX vẫn lagrave hƣớng dẫn cơ bản đối với việc chứng nhận qui trigravenh amp saacutet hạch thợ hagraven
vagrave NB 4000 - ASME III chỉ ra caacutec yecircu cầu cụ thể về kiểm soaacutet vật liệu tiecircu chiacute đaacutenh giaacute phạm vi aacutep dụng thữ nghiệm kiểm chứng
Ngoagravei ra cần aacutep dụng thecircm NCR 10CFRip55050 ip5100 khi thiết lập qui trigravenh kiểm soaacutet giaacutem saacutet
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
19
Slide 25
Slide 26
Cocircng nghệ mới
tiếp
Slide 27
Slide 28
tiếp
Slide 29
Slide 30
Hagraven theacutep cốt pha HY80 vagraveo theacutep tấm (hoặc stainless steel)
Lắp dựng block
Slide 31
Slide 32 Cocircng trƣờng xacircy dựng
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn điển higravenhMột số caacutec higravenh ảnh cocircng trƣờng xacircy dựng
XIN CẢM ƠN
II1 THAM LUẬN 6 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Hagrave Nội 22052015
20
Slide 1
Slide 2 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA
NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG
ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Trung tacircm Đaacutenh giaacute khocircng phaacute hủy (NDE)
Hagrave Nội 22052015
NỘI DUNG
bull Phƣơng phaacutep mới kiểm tra khuyết tật trong
nhagrave maacutey nhiệt điện aacutep dụng đƣợc cho điện hạt
nhacircn
bull Xử liacute để dự đoaacuten sự phaacutet triển khuyết tật
bull Đagraveo tạo nghiecircn cứu để Đaacutenh giaacute tuổi thọ cograven
lại của nhagrave maacutey nhiệt điện coacute thể aacutep dụng cho
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 3
Slide 4
CRACKSIZERreg ndash NDT TIEcircN TIẾN
bull Hiện đang coacute một số phƣơng phaacutep
NDT kiểm tra chất lƣợng vật liệu
bull CrackSizerreg ndash aacutep dụng điện từ
trƣờng để phaacutet hiện vagrave xaacutec định
khuyết tật bề mặt
bull Kĩ thuật ACFM (Alternating Current
Field Measurement)
bull Nguyecircn lyacute ACFM
bull CrackSizerreg coacute thể xaacutec định độ sacircu
khuyết tật cung cấp thocircng tin cần
thiết cho pheacutep theo dotildei đảm bảo tiếp
tục vận hagravenh nagraveh maacutey điện an toagraven
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTĐaacutenh giaacute phaacutet triển khuyết tật
bull Khi phaacutet hiện khuyết tật dẫn đến nguy cơ mất an khi vận hagravenh
bull Nguời vận hagravenh quản lyacute mong muốn khắc phục sự cố ngay
bull Dugraveng cơ học phaacute hủy tiến hagravenh ETHGPT khuyết tật trong chi tiết
bull DTA (Defect Tolerance Assessment) ndash cho pheacutep đƣa ra caacutec
thocircng tin chi tiết về kiacutech thuớc khuyết tật nguy hiểm vagrave chu kỳ
kiểm tra đảm bảo thiết bị vận hagravenh an toagraven
bull Dựa vagraveo một số tiecircu chuẩn ETHGTT ASNZS 37882006
BS79102005 British Energy EDF R5-R6 vagrave API 579ASME
FFS-1 HRLT đatilde tiacutenh toaacuten vagrave đaacutenh giaacute sự phaacutet triển khuyết tật
trong caacutec chi tiết khaacutec nhau của nhagrave maacutey nhiệt điện
Slide 5
Slide 6
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật trong nhagrave maacutey nhiệt điện
1 Governor Valve Seat Cracking
2 Control amp stop valve DTA
3 HPIP outer turbine casing cracking
4 Cracking in MS bifurcation and HP bypass line welds
5 Steam receiver cracking
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật nhagrave maacutey nhiệt điện
6 To assist Hydro Test to avoid Brittle failure
7 Upper steam drum FW inlet nozzle
8 HP heater weld cracking
9 ID fan impeller cracking
10 HP turbine cracking
11 LP rotor
Slide 7
Slide 8
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
Mục điacutech việc ETHGTT
bull Tiết kiệm bảo hagravenh vagrave sửa chữa thiết bị
bull ETHaacutenh giaacute ảnh hƣởng caacutec quy trigravenh vận hagravenh nhagrave maacutey linh hoạt hơn
bull Phục vụ chƣơng trigravenh kiểm tra định kỳ dựa trecircn rủi ro (RBI)
bull Phaacutet triển kế hoạch quản lyacute an toagraven thiết bị
bull Xacircy dựng database cho hệ thống quản lyacute nhagrave maacutey
bull Xaacutec định tigravenh trạng thiết bị vagrave đaacutenh giaacute phiacute tổn khi nhagrave maacutey lagravem việc
ở chế độ vận hagravenh chu kỳ (cyclic operations)
bull ETHaacutenh giaacute baacuteo caacuteo tuổi thọ thiết bị từ nhagrave cung cấp thiết bị (OEM)
bull Keacuteo dagravei tuổi thọ thiết bị so với thiết kế ban đầu
bull Phục vụ caacutec mục điacutech thƣơng mại khaacutec khi đaacutenh giaacute tuổi thọ nhagrave maacutey
cho ngƣời chủ hay dự định chủ sở hữu
Slide 9 ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
bull Từ những kết quả cụ thể magrave HRL đatilde lagravem đƣợc NDE sẽ nghiecircn cứu
aacutep dụng để đaacutenh giaacute hoạt động của caacutec nhagrave maacutey điện tại Việt nam
bull Nghiecircn cứu ACFM va DTA thocircng qua caacutec tiecircu chuẩn liecircn quan
BS7910 amp R5-R6
bull Học ANSYS để giải bagravei toaacuten Fracture Mechanics truyền nhiệt tuyến
tiacutenh cho mocirc higravenh 2D amp 3D vagrave phacircn tiacutech chuyển tiếp bằng phƣơng
phaacutep FEA Sử dụng thagravenh thạo caacutec phần mềm chuyecircn mocircn
bull Tiacutenh toaacuten đƣợc ứng suất biến dạng trong chi tiết hiện tƣợng mỏi vagrave
ratildeo nhiệt lập đƣợc bảng dữ liệu về vật liệu
bull Tiếp tục cập nhật kiến thức về FEA amp DTA qua đagraveo tạo vagrave triển khai
thực tế trong đaacutenh giaacute nhagrave maacutey nhiệt điện hƣớng đến điện hạt nhacircn
21
II1 THAM LUẬN 7 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS
THROUGH MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
Hagrave Nội 22052015 Slide 1
Slide 2 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS THROUGH
MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
22052015 at Ha Noi
CONTENTS
1 The goal of MSC
2 The current situation in preparing of HRD
3 Some typical results in the period of 2009-
2013
4 The action plan up to 2020 and
Slide 3
Slide 4
Some brief related infomation
bull Until 2008 There
are approximately
20 thermal power
plants with a total
capacity of 6500
MW that provide
more than 50 of
the total annual
electricity production
in the country
bull Up to now (2014)
There are 32
thermal power
plants in Vietnam
operating with
power of 14408
MW
A plan of
development of NPP
has also been set by
Vietnamese
Government in the
near future with the
first two units of 2000
MW power
wwwndecomvn
NDT NDT NDT
CENTER FOR NDE
Vinatom
INST CNT HCM NEAD Co
Part 1 The goal of MSC 26th August 2008
(in the periods from 1985 to 2008)
ToRs
1 Maintain amp development of NDT amp
Radiation Safety Activities of
Vinatom
2 Carry out RampD activities in Advanced
NDT Techniques
3 Preparation of NDT resourses for the
first NPP in Vietnam
Slide 5
Slide 6
wwwndecomvn
Center for NDE
Material Science
Complex (MSC)
1 NDT (UT RT PT MT
ET VT)
NDT training
2 Elemental amp Structural
Analysis
3 Mechanical Testing
(bend strain press
impact fatiguehellip)
3 Equipment
(maintenance calib
manufacturehellip)
------------------------------------
1 4662 Staffs
2Infrastructure Equipment
Systems
1 NDT (UT RT PT MT ET VT Leak
Testing Hydrotesthellip) for RR amp NPP
NDT training for NPP in Vietnam
2 Material Properties (Elemental and
Structural Analysis Mechanical
Test hellip)
3 Weld Quality Assurance (including
welder qualify mechanical
workshop)
4 Water Chemistry amp Corrosion
5 Material Failure Analysis
-----------------------------------------------------------
1 90120 Staffs
2 Infrastructure and Equipment
Systems
Research
Reactor
Nuclear Power
Plant
(2014)
(2018-2020)
The Gaps
to fulfill
Part 1 The goal of MSC
wwwndecomvn
Part 2 The current situation in preparing of HRD
1 Personnels
- Number of Staffs 58
- Number of NDT experts amp technicians 40
RT level 3 09 UT level 3 07MT level 3 02PT level 3 03CRDIR 08
Technical advisors 06
Slide 7
Slide 8
wwwndecomvn
bull ISOIEC - 17025 2005 (NDT amp calibverification of NDT Equip)bull ISO 9001 2008bull ASNT-SNT-TC -1A ISO 9712 and 17024 for NDT training and
certification
2 QMS
Part 3 Some typical results in the period of
2009-2013
The activities of NDEbull Human Resourse Training in the fields of NDT amp Radiation
Safety
bull RampD the advanced NDT techniques
bull Conducting the tests of RT UT MT PT ET VT
bull Elemental and Structural Analysis
bull NDT in Construction
bull Mechanical testing (bend strain press impact fatiguehellip)
bull Residual Stress Monitoring by Electro-Magnetics method
bull Domestic manufacturing some NDT equipments
bull Caliberationverification of NDT Equipments
bull Services of Radiation Safety in the fields of Industry and
Health
bull Conducting Projects in the frame work of cooperation with
IAEA in the field of industrial NDT
22
Slide 9
Slide 10
wwwndecomvn
1 Training
TRAINING
Inspection Organizations
Oil and gas
Shipbuilding
Hydroelectric
Alpha
Apave
PhatecoInd
ustr
y
Vietsov PetrolThermoelectric
Pro
fessio
nal
ND
T c
om
pan
ies
NDT Companies in Viet Nam amp NDT Training Courses conducted by NDE
( about 60 Cop 2000 NDT persons) (in the period of 2009-2013)
Slide 11
Slide 12
wwwndecomvn
Advanced NDT CR advance ET Phasor XS Stress Monitorhellip
2 NDT Services
PHASOR XS
wwwndecomvn
Conventional NDT
bull Radiographic Testing- RT
bull Ultrasonic Testing- UT
bull Liquid Penetrant Testing- PT
bull Magnetic Testing- MT
bull Eddy Current Testing- ET
bull Ultrasonic Testing Thickness of Material- UTM
bull Positive Material Identification- PMI
bull Ultrasonic Testing Density of Concrete Reinforced
Concrete
bull Ultrasonic Testing Bored piles
bull Analysis composition of materialshellip
NDT Services
Slide 13
Slide 14
wwwndecomvn
NDT Services - Typical Projects
NDT service projects in the period of 2009-2013
wwwndecomvn
3 R amp D (some typical projects)
X-ray Machine in industrial radiography
Slide 15
Slide 16
Research amp Manufacture of Fluoresent RT Equipment
bull The Project was supported by IAEA on ldquoOptimization of DigitalRadiography (DIR) Techniques for Specific Applicationrdquo program(code 333-F2-RC 10611) included 13 countries (Algeria ArgentinaBrazil Canadahellip) finished in 2010 but not Viet Nam
bull This system is focused on cheaper portable and applies digitaltechnology
bull Our assignments Make and apply the same systems in Viet Nam
Project on Research Design and Manufacture of
Moisture and Density of SoilConcrete
Slide 17
Slide 18
4Some inspection activities co-ordinated with VARANS
1738
wwwndecomvn
5 International Cooperation
Projects in Cooperation with IAEA
(2005-2015)
1 Finished Projects
1 RAS 8100 (2005-2006)
2 RAS 8105 (2007-2008)
3 RAS 8110 (2009-2011)
4 VIE 8020 (2009-2011) CR amp ECT
2 Running Projects
1 RAS 1013 (2012-2014)
2 VIE 1009 (2014-2015)
3 RAS 2012009 ndash ldquoCapacity building in applications of advanced
NDE technologies for enhencing industrial
productivityrdquo (August 2014 -)
23
Slide 19
Slide 20
wwwndecomvn
Mitsubishi Heavy Industries LTD Japan
14122012
Mitsubishi presented
NDT for NPP in Japan
06032013
Mitsubishi presented
1Material Inspection during Manufacture
2 Inspection during Manufacture in shop
3 Introduction of latest NDI techniques
4 Nuclear Specific Product Control
wwwndecomvn
The 2nd VietnamJapan ResearchHRD Forum on Nuclear
technology
June 5-6 2014 in Hanoi Vietnum
There are 22 presentations focused on
1NDT for NPP in Japan
2Nuclear Materials
3Development of materials for reactor internals and
piping in light water reactors
4hellip
5The Approach to Effective Nuclear Power Plant Ageing Management (Prof Masahide SUZUKI
Nagaoka University of TechnologyDepartment of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
6THE DEPOSTION AND REACTIONS BETWEEN CESIUM
POLYMOLYBDATES ON STAINLESS STEEL AT HIGH TEMPERATURES
(DO Thi Mai Dung(1) SUPAMARD Sujatanond(1) OGAWA Toru(1)
Nagaoka University of Technology
Department of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
Slide 21
Slide 22
Part 4 The action plan up to 2020 -
The Main Tasks of MSC
ToRs of MSC is technical support to
1 Research Reactor (RR) Nuclear Power Plant (NPP)
2 RampD activities in the field of examination inspection and evaluation of
materialswelds of RRNPP
The main activities of MSC will be
bull 1 NDT (PSIISI) for NPP
bull 2 Weld Quality Assurance
bull 2 Materials Characterisation
bull 3 Research the influence of Tempreture Pressure and Radiation on Materials
Degradation in RR amp NPP
bull 4 Materials Aging and Life time management of NPP
bull 5 Research corrosion and failure Analysis
bull 6 Others (NDT codes and standards personnel qualification and certification
inspection qualificationhellip)
The master plan for MSC (2015-2020)
1 HRD
58(2014)
05 priority research groups towards to 05 lab
2 Equipment for 05 Laboratories
3 Facilities
4 Finance
5 Related others
90(2020)
Slide 23
Slide 24
The Challenges for material scientists in Vietnam
The first NPP will be built in VN
Lack of fundamental knowledge of structural materials
using for LWR
Understanding the behavior of
materials in NPP remains a big
challenges of materials scientists in
Vietnam
The Challenges for material scientists in Vietnam
To cover the materials issued that arise in LWR reactor materials our
experts must understand fundamental knowledge of materials such as
Thermodynamics
Atomic transport in solids
Crystallography defects
Phase transportations
Corrosion
Mechanical behavior and radiation damage
The degration processes that occur
in service itrsquos needed to focused
on the nuclear fuelampcladding the
pressure vessel the reactor
internals and the other parts of the
nuclear supply systems
Slide 25
wwwndecomvn
THANK YOU FOR
YOUR ATTENTION
7
Slide 35
Slide 36
Chacircn thagravenh cảm ơn
II1 THAM LUẬN 3 YEcircU CẦU VAgrave TẬP QUAacuteN VỀ ISI CHO NHAgrave MAacuteY
ĐIỆN HẠT NHAcircN Ở MỘT SỐ QUỐC GIA
TS Nghiecircm Xuacircn Khaacutenh
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2
Yecircu cầu vagrave Tập quaacuten về
ISI cho nhagrave maacutey điện hạt nhacircn ở một số quốc gia
TS Nguyecircn Xuacircn Khaacutenh
Hội thảo NDT cho Nhagrave Maacutey Điện hạt nhacircn Việt Nam
Hagrave Nội 22052015
1
Nội dung
1 Hệ thống Tiecircu chuẩn vagrave Quy chuẩn liecircn quan đến ISI
NM ĐHN
2 Caacutec yecircu cầu về phaacutep quy đối với caacutec Tiecircu chuẩn vagrave Quy
chuẩn ISI
3 So saacutenh caacutec chƣơng trigravenh ISI
4 Một số Chƣơng trigravenh ISI chọn lọc
5 Một số thocircng tin về Tiecircu chuẩn thiết kế vagrave xacircy dựng NM
ĐHN của Nga về phƣơng diện PSIISI vagrave NDT
Slide 3
Slide 4
1 Hệ thống Tiecircu chuẩn vagrave
Quy chuẩn liecircn quan đến ISI
Luật
Tiecircu chuẩn
Quy chuẩn (Quy phạm)
Quy tắc
4
Luật Sắc lệnh của bộ Quy chuẩn kỹ thuật (Nhật)
bull Luật về quản lyacute nguồn phoacuteng xạ thanh nhiecircn liệu vagrave
lograve phản ứng hạt nhacircn
Quy chuẩn về caacutec thiết bị liecircn quan trực tiếp đến lagravem lạnh
tắt lograve vagrave về hệ thống chứa chất thải phoacuteng xạ
bull Luật điện lực
Quy chuẩn về cơ sở vật chất liecircn quan tới sản xuất điện
bull Caacutec Sắc lệnh vagrave thocircng baacuteo của caacutec bộ
Sắc lệnh METI 62 Tiecircu chuẩn kỹ thuật về
caacutec thiết bị phaacutet điện hạt nhacircn
bull Caacutec quy chuẩn kỹ thuật của caacutec hiệp hội kỹ thuật
Quy phạm JSME về caacutec thiết bị phaacutet điện hạt nhacircn
Slide 5
Slide 6
Hệ thống luật liecircn quan đến ISI
Caacutec luật của Chiacutenh phủ
Sắc lệnh của caacutec bộ
(Caacutec tiecircu chuẩn kỹ thuật)
Caacutec quy chuẩn kỹ thuật của caacutec Hiệp hocirci kỹ nghệ
Caacutec quy chuẩn kỹ thuật
của caacutec Hiệp hội kỹ nghệ
3
Luật
Sắc lệnh
Của caacutec bộ
(Tiecircu chuẩn kỹ thuật)
5
Luật Tiecircu chuẩn kỹ thuật vagrave Quy chuẩn JSME
Luật điện lực
Sắc lệnh METI No62
Quy phạm JSME
Caacutec quy tắc về FFS
(JSME S NA1)Quy tắc ISI Flaw Evaluation RRA
Quy phạm JSME
Caacutec quy tắc về Thiết kế
vagrave Xacircy dựng
(JSME S NC1)
Caacutec quy tắc về
Hagraven
(JSME S NB1)
8
Slide 7
Slide 8
6
Luật Tiecircu chuẩn kỹ thuật vagrave caacutec Quy chuẩn
Luật yecircu cầu caacutec chủ NM ĐHN phải
tuacircn thủ theo caacutec sắc lệnh của bộ
(tiecircu chuẩn kỹ thuật)
Sắc lệnh của bộ định rotilde caacutec tiacutenh năng
magrave caacutec thiết bị phải thỏa matilden
Caacutec hiệp hội kỹ thuật xacircy dựng caacutec
quy phạm thỏa matilden sắc lệnh của bộ
(Tiecircu chuẩn kỹ thuật)
Cơ quan quản lyacute xem xeacutet vagrave chấp nhận
aacutep dụng caacutec quy chuẩn của caacutec hiệp hội
Quy chuẩn của
hiệp hội
Kỹ thuật vagrave
định lƣợng
Khocircng phải về kỹ thuật
Magrave về luật phaacutep
Kỹ thuacirct
nhƣng
Luật định tiacutenh
MSắc lệnh
của bộ
(Tiecircu chuẩn
kỹ thuật)
Tiecircu chuẩn kỹ thuật vagrave caacutec quy tắc của Quy phạm
Caacutec yecircu cầu về tiacutenh năng của
Tiecircu chuẩn kỹ thuật
(1) Phograveng ngừa về gatildey dẻo
(2) Phograveng ngừa biến dạng lớn
(3) Phograveng ngừa hƣ hại do mỏi
(4) Phograveng ngừa uốn dọc
(1) Khocircng chấp nhận caacutec vết nứt coacute
thể gacircy đứt gatildey
(2) Khocircng chấp nhận caacutec vết nứt biecircn
do ứng xuất
(Định tiacutenh)
Quy phạm JSME về thiết kế vagrave Xacircy dựng
(1)Giới hạn của ứng xuất sơ cấp
(2) Giới hạn của ứng xuất sơ cấp vagrave thứ cấp
(3) Giới hạn hệ số sử dụng tiacutech lũy
(4) Giới hạn ứng xuất neacuten dọc trục
Quy phạm JSME FFS
(1)Caacutec quy tắc Kiểm tra vagrave đaacutenh giaacute
khuyết tật của caacutec bộ phận becircn trong lograveetc
(2) Caacutec quy tắc Kiểm tra vagrave đaacutenh giaacute caacutec
thagravenh phần C1 vv
(Định lƣợng)
7
Slide 9
Slide 10
8
2 Caacutec yecircu cầu về phaacutep quy đối với caacutec
Tiecircu chuẩn vagrave Quy chuẩn ISI NM ĐHN
Caacutec lograve HN đang hoạt động
Cơ sở phaacutep lyacute vagrave tập quaacuten
Caacutec tiecircu chuẩn quy chuẩn vagrave caacutec hƣớng dẫn
12
Bảng 1Caacutec lograve hạt đang hoạt động ở một số quốc gia
Quốc giaSố lograve phản ứng đang
hoạt độngKiểu lograve phản ứng
Năm đƣa vagraveo hoạt
động
Phần Lan 4 PWR (2)
BWR (2)
1977
Phaacutep 48 PWR (43)
GCR (4)
LMFBR (1)
1969
Nhật 34 PWR (16)
BWR (16)
GCR (1)
HWLWR (1)
1970
Hagraven 6 PWR (5)
PHWR (1)
1978
Mỹ 101 PWR (67)
BWR (33)
HTGR (1)
1961
Slide 11
Slide 12
12
Bảng 2YEcircU CẦU VỀ PHAacuteP QUY
Quốc gia Cơ sở phaacutep ly Cơ quan chịu traacutech nhiệm Caacutec quy định cơ bản
Finland Nghị định Phần Lan về bigravenh aacutep
lực caacutec văn bản phaacutep quy liecircn
quan đến hạt nhacircn
Trung tacircm Phần Lan về bức xạ
vagrave An toagraven hạt nhacircn (STUK) lagrave
cơ quan quản lyacute quốc gia về cơ
sở hạt nhacircn Họ cũng thực hiện
caacutec cuộc thanh tra theo quy định
của Nghị định về bigravenh aacutep lực
Caacutec hƣớng dẫn đƣợc
ban hagravenh bởi STUK
France
(1) Phaacutep lệnh 22674 quy định
liecircn quan đến caacutec quy định về
caacutec hệ thống (2) Caacutec quy định
an toagraven hạt nhacircn aacutep dụng cho
vaacuten đề an toagraven - Caacutec thagravenh
phần liecircn quan
Giaacutem saacutet đƣợc thực hiện bởi
Thanh tra caacutec cơ sở hạt nhacircn lớn
chịu traacutech nhiệm trƣớc Bộ trƣởng
Bộ Cocircng nghiệp (Trung tacircm dịch
vụ về an toagraven lắp đặt hạt nhacircn -
CSSIN) vagrave caacutec quan chức của
Trung tacircm dich vụ bảo vệ bức xạ
ion hoaacute Trung ƣơng Ngoagravei ra
cograven coacute cocircng taacutec thanh tra cocircng
nghiệp (Bộ Việc lagravem) giaacutem saacutet
của caacutec thiết bị aacutep lực
Caacutec hƣớng dẫn
12
Bảng 2YEcircU CẦU PHAacuteP VỀ QUY
Quốc gia Cơ sở phaacutep ly Cơ quan chịu traacutech nhiệm Caacutec quy định cơ bản
Japan
Đạo luật Cocircng nghiệp về điện Bộ Kinh tế Thƣơng mại Cocircng
nghiệp Nhật Bản (METI) Phograveng
Tiện iacutech cocircng cộng
JEAC-4205 dựa trecircn
ASME phần XI lagrave một
tiecircu chuẩn khocircng bắt
buộc
Korea Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
Caacutec nghị định thi hagravenh của
Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
caacutec
Quy chế tăng cƣờng của
Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
Bộ phận quản lyacute an toagraven điện hạt
nhacircn
Trung tacircm An toagraven hạt nhacircn của
Bộ Khoa học vagrave Cocircng nghệ
ASME Phần XI cho
PWR vagrave CSAN 2854
cho caacutec lograve phản ứng
Candu lagrave bắt buộc
USA Đối với caacutec quy định liecircn bang
Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
năm 1954 đƣợc sửa đổi bổ
sung năm 1974 Đối với Quy
chế nhagrave nƣớc thƣờng đƣợc bao
gồm trong caacutec đạo luật an toagraven
nồi hơi vagrave bigravenh aacutep lực của bang
Đối với Quy chế liecircn bang Ủy
ban điều tiết hạt nhacircn Hoa Kỳ
Trong caacutec bang Ủy ban quy tắc
Nồi hơi vagrave aacutep lực của bang đoacute
Tiecircu đề 10 của Quy
phạm liecircn bang trong
đoacute kết hợp ASME XI
Caacutec quy định về nồi hơi
vagrave bigravenh aacutep lực của caacutec
bang aacutep dụng Mục XI
của Quy phạm ASME
Bảng 2YEcircU CẦU VỀ PHAacuteP QUY (2)
Slide 13
Slide 14
12
Bảng 3QUY CHUẨN TIEcircU CHUẨN VAgrave HƯỚNG DẪN BỔ SUNG
QuỐC
gia
ASME
XI
ASME XI
Điều chỉnh
ISOIA
EA
Khaacutec Bắt
buuọc
Hƣớng dẫn bổ sung
vagrave Bigravenh luận
Korea
X
Cho caacutec
lograve PWR
N2854 cho
lograve Candu
- Hƣớng dẫn điều hagravenh của
Mỹ 114 bơm lagravem maacutet lograve
phản ứng PWR
USA X AppJ
10CFR50
Thocircng số kỹ
thuật Nhagrave
maacutey Nghị
định Thƣ
NRC ASME
III V IX
Coacute Hƣớng dẫn điều tiết của
Mỹ 114183 1150 vv
ASME Quy phạm riecircng
đƣợc liệt kecirc trong RG
1147 ANSI ASME D amp
Tiecircu chuẩn M cho thử
nghiệm chức năng baacuteo caacuteo
NUREG INPD vagrave tagravei liệu
EPRI
12
Bảng 3QUY CHUẨN TIEcircU CHUẨN VAgrave HƯỚNG DẪN BỔ SUNG (2)
QuỐC
gia
ASME
XI
ASME XI
Điều chỉnh
ISOIA
EA
Khaacutec Bắt
buuọc
Hƣớng dẫn bổ sung
vagrave Bigravenh luận
Finland X - Hƣớng dẫn bởi Bộ hƣớng
dẫn YWL do STUK phaacutet
hagravenh
France RSEM Khocircng
Japan ISI của Nhagrave
maacutey điện
hạt nhacircn
lagravem maacutet
bằng nƣớc
nhẹ-
JJEAC-
4205
Khocircng Kiểm tra siecircu acircm ISI caacutec
thagravenh phần của Nhagrave maacutey
điện hạt nhacircn lagravem maacutet bằng
nƣớc nhẹ vagrave kinh nghiệm
điều hagravenh- JAEG 4207
Slide 15
Slide 16
13
3 So saacutenh caacutec chƣơng trigravenh ISI
Xacircy dựng vagrave điều hagravenh chƣơng trigravenh
Một số chƣơng trigravenh ISI
Đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ
43
Bảng 4 Xacircy dựng vagrave điều hagravenh chƣơng trigravenh
Quốc gia Cơ quan chịu
traacutech nhiệm
phaacutet triển
Cơ quan xem
xeacutetphecirc duyệt
Thời gian Tần suất
điều
chỉnh
Nơi thực hiện
kiểm tra
Caacutec yecircu cầu về
baacuteo caacuteo
Nơi thực hiện
kiểm tra becircn
ngoagravei
Phần Lan Cocircng ty điện
lực
Trung tacircm
bức xạ vagrave An
toagraven hạt nhacircn
Phần
Lan(STUK)
Thời gian lagrave 4 năm
Đối với caacutec lograve phản
ứng thử nghiệm vagrave
kiểm tra vận hagravenh Thử
aacutep suất 8 năm Kết
cấu caacutec lograve phản ứng lagrave
4 amp 8 năm
Khi cần
thiết
STUK -
Kiểm tra lograve
phản
ứngbigravenh aacutep
lực
Caacutec baacuteo caacuteo
toacutem tắt đƣợc
gửi đến STUK
trong vograveng 3-
thaacuteng Sau khi
kết thuacutec kiểm
tra
Phaacutep Đơn vị vận
hagravenh
Trung tacircm
Dịch vụ về
an toagraven lắp
đặt nhiecircn liệu
hạt nhacircn
(SCSIN)
Giai đoạn đầu 2-5
năm Sau lƣợt tải đầu
tiecircn Khoảng thời gian
10 năm để hoagraven thagravenh
chƣơng trigravenh ISIS
Từng phần chƣơng
trigravenh ISIS đƣợc thực
hiện cho mỗi lần cung
cấp bổ sung nhiecircn
liệu
--- Đơn vị vận
hagravenh
Khocircng aacutep
dụng
Khocircng aacutep
dụng
9
Slide 17
Slide 18
43
Bảng 4 Xacircy dựng vagrave điều hagravenh chƣơng trigravenh (2)
Quốc gia Cơ quan chịu
traacutech nhiệm
phaacutet triển
Cơ quan xem
xeacutetphecirc duyệt
Thời gian Tần suất
điều
chỉnh
Nơi thực hiện
kiểm tra
Caacutec yecircu cầu về
baacuteo caacuteo
Nơi thực hiện
kiểm tra becircn
ngoagravei
Nhật
Bản
Cocircng ty điện
lực
Bộ Kinh tế
Thƣơng mại
Cocircng nghiệp
(METI)
Phograveng Tiện iacutech
cocircng cộng
Ban quản lyacute an
toagraven điện hạt nhacircn
10 năm Mƣời
năm một
lần
nhƣng
coacute sửa
đổi hagraveng
năm
Chủ sở hữu
cocircng trigravenh
hoặc đơn vị
nhagrave thầu
(Cocircng ty điện
lực khocircng
thực hiện
việc kiểm tra
nagravey)
Bộ Kinh tế
Thƣơng mại
Cocircng nghiệp
(METI)
Nhật Bản
Hagraven Quốc Viện Nghiecircn
cứu Năng
lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI
Viện Nghiecircn cứu
Năng lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI (ghi chuacute 3)
bộ phận QA
10 năm Mỗi lần
dừng
kiểm tra
Viện Nghiecircn
cứu Năng
lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI bộ
phận NDT
--- Viện Nghiecircn
cứu Năng
lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI bộ
phận QA
Mỹ Plant owner
Chủ nhagrave
maacuteycocircng trigravenh
nhacircn viecircn vagrave nhagrave thầu
của NRC caacutec phograveng
thiacute nghiệm quốc gia
vagrave nhagrave thầu cấp Nhagrave
nƣớc chỉ xem xeacutet
(khocircng thực hiện việc
phecirc duyệt)
10 năm Khoảng
thời gian
120 thaacuteng
Chủ nhagrave
maacuteycocircng trigravenh
hoặc nhagrave thầu
Coacute baacuteo caacuteo caacutec
kết quả kiểm tra
hagravenh động khắc
phục
Ủy ban điều
tiết hạt nhacircn
NRC cấp liecircn
bang hoặc becircn
thứ 3
43
Bảng 5 Phacircn loại caacutec thagravenh phần cho ISI
Quốc
gia
Phacircn Loại Cơ sở để phacircn loại Lựa chọn thagravenh phần trong caacutec chủng loại
Phần
Lan
Tƣơng tự
với chuẩn
ASME
chƣơng XI
Tƣơng tự với chuẩn
ASME chƣơng XI
Tập trung đặc biệt vagraveo những bộ phận cấu thagravenh trong
đoacute sự xuất hiện những sai soacutet khuyết tật lagrave coacute thể xảy
ra nhất Vigrave vậy trong việc lựa chọn caacutec thagravenh
phầnhạng mục kiểm tra trong hệ thống đƣờng ống của
caacutec cơ sở lograve phản ứng (BWR) caacutec tiecircu chiacute chọn lựa
chiacutenh lagrave caacutec yếu tố liecircn quan đến sự tải khiacute hơi kết cấu
vagrave caacutec điều kiện đoacuteng goacutep vagraveo quaacute trigravenh ăn mograven do
ứng suất chuyecircn gia vật liệu
Phaacutep An toagraven
bậc 123
Đƣợc đƣa ra RCC-P
ldquoquy tắc thiết kế vagrave
xacircy dựng nhagrave maacutey
điện hạt nhacircn 900
MWe PWRrdquo Cơ sở
để phacircn loại khocircng
sẵn coacute
Thể tiacutech B của thiết bị an toagraven bậc 1 (RSEM) aacutep dụng
cho bigravenh chứa duy trigrave aacutep lực tạo necircn hệ thống chiacutenh
(CPP) của NSSS Mạch chiacutenh bao gồm bể lograve phản ứng
toagraven bộ bể chứaống mạch kết nối với bể lograve phản ứng
vagrave hệ thống đƣờng ống kết nối với bể chứaống mạch
đến sơ đồ hỗ trợ của NSSS lecircn phiacutea trecircn vagrave bao gồm
van caacutech ly thứ 2 van an toagraven vagrave van giảm aacutep
Slide 19
Slide 20
43
Bảng 5 Phacircn loại caacutec thagravenh phần cho ISI
Quốc
gia
Phacircn Loại Cơ sở
để phacircn
loại
Lựa chọn thagravenh phần trong caacutec chủng loại
Nhật Tƣơng tự
ASME loại
123
Tƣơng tự
ASME
loại
123
Kinh nghiệm vận hagravenhđiều hagravenh JEAC 4205 sự phacircn
bố đồng đều caacutec điểm kiểm tra khả năng tiếp cận coacute
hay khocircng một thagravenh phần coacute thể đƣợc coi lagrave đại diện
Hagraven
Quốc
ASME loại
123 cho
PWRs
ASME
loại 123
cho
PWRs
IWA 2000 thiệt hại nghiecircm trọng tại caacutec nhagrave maacutey khaacutec
Caacutec khuyến nghị của Caacutec Tổ chức Quốc tế Caacutec chỉ
dẫn quy định của Hoa Kỳ
Mỹ ASME XI Quy tắc
126 vagrave
ASME
XI
ASME XI
43
Bảng 6 Phạm vi kiểm tra đối chiếu với ASME XI
Quốc
gia
Hệ
thống
lạnh sơ
cấp
Bộ
phận
Becircn
trong
lograve
phản
ứng
RH
R
EC
CS
Hệ
thống
tải
nhiệt
Hệ
thống
nƣớc
lagravem maacutet
phục vụ
an toagraven
Chacirct
thải
phoacuteng
xạ
Bảo
trigrave
chức
năng
Caacutec bộ
phận
hỗ trợ
Ghi
chuacute
Phần
Lan
X X X X X X NA NA X
Phaacutep X X X X X X NA X X
Nhật X X X X X X X X
Hagraven X X X X X X X X X
Mỹ X X X X X X X X X
Slide 21
Slide 22
43
Bảng 7 ĐAgraveO TẠO VAgrave CẤP CHỨNG CHỈ
Quốc
gia
Tiecircu
chuẩn
SNT-TC-
1A
Chuẩn
ASNT
sửa đổi
Khaacutec Yacute kiến
Phần
Lan
X Tiecircu chuẩn chuyecircn mocircn Nordtest Bậc I vagrave II
(Hệ thống Unicert)
Phaacutep X Theo hệ thống 3 cấp độ đƣợc kiểm soaacutet vagrave quản
lyacute bởi cộng đồng NDT Phaacutep Confrend
Nhật X Chƣơng trigravenh độc lập đƣợc quản lyacute bởi Ủy ban
tiecircu chuẩn chuyecircn mocircn nhacircn sự NDT của
JSNDT Noacute coacute ba cấp độ tƣơng ứng với tiecircu
chuẩn ASNT
Hagraven
Quốc
X Đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ nhacircn viecircn kiểm định
lagrave yecircu cầu đối với NDT cấp I II III theo SNT-
TC-1A vagrave caacutec chƣơng trigravenh KAERI QA
43
Bảng 7 ĐAgraveO TẠO VAgrave CẤP CHỨNG CHỈ (2)
Quốc gia Tiecircu chuẩn
SNT-TC-1A
Chuẩn ASNT sửa
đổi
Khaacutec Yacute kiến
Mỹ XASME XI chấp nhận tiecircu chuẩn SNT-TC-1A nhƣ một hệ thống cơ bản về
yecircu cầu kiểm tra đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ nhacircn sự tham gia cocircng việc kiểm
tra khocircng phaacute hủy
Trong quaacute trigravenh đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ nhacircn sự đƣợc thực hiện bởi ngƣời
quản lyacute cơ sở hoặc đại lyacute hoặc ASNT caacutec yecircu cầu về điều lệ sẽ quy định rotilde
traacutech nhiệm của ngƣời quản lyacute cơ sở về cocircng việc cacircp chứng chỉ nhacircn sự vagrave
mức độ đầy đủphugrave hợp của nội dung chƣơng trigravenh về tiecircu chuẩn nhacircn sự
Caacutec yecircu cầu bổ sung đƣợc đƣa ra trong phần nội dung chiacutenh vagrave phụ lục của
chuẩn ASME XI vagrave caacutec quy định lựa chọn đƣợc đề rotilde trong caacutec chuẩn bổ
sung
Phụ lục bắt buộc IV cung cấp thecircm caacutec yecircu cầu về trigravenh độ dựa trecircn hiệu
suất trigravenh diễn nhƣ lagrave một bổ sung đaacuteng kể cho caacutec hƣớng dẫn ASNT
Chuẩn bổ sung N-409 cung cấp caacutec yecircu cầu thay thế cho caacutec thủ tục vagrave trigravenh
độ nhacircn viecircn để phaacutet hiện siecircu acircm vagrave định cỡ của vết nứt ăn mograven ứng suất
liecircn hạt trong mối hagraven đƣờng ống Austenit
Chuẩn bổ sung nagravey đaacutenh giaacute tiecircu chuẩn chuyecircn mocircn dựa trecircn chứng minh
hiệu suất với caacutec thủ tục kỳ thi tiecircu chuẩn nhƣ lagrave một bổ sung đaacuteng kể cho
việc kiểm tra thực tiễn thocircng thƣờng
Slide 23
Slide 24
44
Chƣơng trigravenh ISI ở Hungary
bull Hungary coacute 4 lograve VVER-440 Model 213 đƣợc xacircy dựng vagraveo năm 1983-
amp 1987
bull Coacute Luật năng lƣợng nguyecircn tử
bullCơ quan Năng lƣợng nguyecircn tử Hungary (HAEA) quản lyacute
bullTổng giaacutem đốc HAEA phecirc chuẩn caacutec Hƣớng dẫn cho caacutec phƣơng
phaacutep thực tế trong việc thực hiện Quy chế an toagraven hạt nhacircn
bullLograve phản ứng VVER loại đƣợc thiết kế phugrave hợp với caacutec quy tắc vagrave tiecircu
chuẩn Liecircn Xocirc cũ Những tagravei liệu nagravey đatilde đƣợc phaacutet triển thực tế độc lập
từ caacutec lograve PWR nhƣng caacutec nguyecircn tắc chiacutenha n toagraven tƣơng tự nhƣ
nhau
bullChƣơng trigravenh ISI hiện tại của Hungary khaacutec biệt cả về cấu truacutec vagrave caacutec thocircng số kỹ thuật so với ASME XI
44
bull chƣơng trigravenh ISI của Hungary bao gồm ba thagravenh phần chiacutenh
bull Định kỳ NDE
bull Kiểm tra kết cấu
bull Kiểm tra aacutep lực hệ thống
bull Kiểm tra kết cấu tƣơng đƣơng với kiểm tra trực quan VT-3 loại trong
ASMEXI
bull Toagraven bộ chƣơng trigravenh (Phần Một) bao gồm 10 chƣơng cho 10 bộ phận
quan trọng về an toagravenm bao gồm
bull Lograve phản ứng
bull Bồn bể aacutep lực
bull Caacutec thagravenh phần becircn trong RPV
bull Đƣờng ống lagravem lạnh chiacutenh SG
bull Hungary đang chuyển đổi ISI cho phugrave hợp với
Chƣơng trigravenh ISI ở Hungary
Slide 25
Slide 26
44
bull Một trong những khaacutec biệt lớn nhất giữa ISI NDE Hungary vagrave ASME XI
nằm ở sự khaacutec biệt về khaacutei niệm của caacutec tiecircu chuẩn chấp nhận
bull Tại Hungary nhƣ một hệ quả của việc aacutep dụng caacutec phƣơng phaacutep tiếp cận
của Liecircn Xocirc đaacutenh giaacute UT đatilde đƣợc dựa trecircn sự so saacutenh giữa biecircn độ từ
mẫu vagrave biecircn độ của mẫu đối chứng
bull Coacute sự khaacutec biệt lớn trong caacutec tham số thử nghiệm aacutep lực
bull Giaacute trị aacutep suất hiện đang đƣợc sử dụng ở Hungary lagrave cao hơn so với
caacutec giaacute trị đƣợc đƣa ra bởi ASMEXI
bull Sự khaacutec biệt lớn nhất kiểm tra định kỳ cho thủy lực thagravenh phần Class
1 sau mỗi chu kỳ kiểm tra bốn năm aacutep lực thử nghiệm vocirc cugraveng cao
bull Cả chƣơng trigravenh khung ISI NDE quy trigravenh vagrave Tiecircu chiacute đaacutenh giaacute dều
khocircng coacute thocircng tin rotilde ragraveng cho những tigravenh huống khi NDE vagrave caacutec kết quả
kiểm tra vƣợt quaacute tiecircu chiacute chấp nhận Họ chỉ noacutei rằng trong trƣờng nagravey sẽ
coacute một Ủy ban về sự khocircng phugrave hợp sẽ quyết định
Chƣơng trigravenh ISI ở Hungary
44
bull Chƣơng trigravenh ISI đoacuteng vai trograve quan trọng trong chƣơng trigravenh QAQC
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
bull Caacutech thức xacircy dựng vagrave thực thi chƣơng trigravenh ISI của caacutec nƣớc coacute sự khaacutec nhau đaacuteng kể cả về bề rộng vagrave chiều sacircu
bull Rất nhiều nƣớc chấp nhận hoagraven toagraven hoặc dựa trecircn Quy phạm
ASME XI
bull Nhiều nƣớc phaacutet triển chƣơng trigravenh ISI riecircng cho nƣớc migravenh
bull Một số nƣớc chấp nhận ngay caacutec tiecircu chuẩn của nhagrave thiết kế vagrave
cung cấp cho mỗi loại nhagrave maacutey khaacutec nhau
bull Chƣơng trigravenh ISI cần đƣợc xacircy dựng ngay từ khi thiết kế NM
bull Để coacute thể xacircy dựng chƣơng trigravenh ISI hiệu năng cho migravenh Việt Nam
cần tham khảo kỹ caacutec Chƣơng trigravenh ISI của caacutec nƣớc trecircn thế giới
Thay cho lời kết
10
Slide 27
44
Xin caacutem ơn
II1 THAM LUẬN 4 NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO
NUCLEAR POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
TS Trần Đại Phuacutec
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2
1
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Summary
1 INTRODUCTION
2 INSPECTION IN SERVICES OF NSSSrsquoS IMPORTANT COMPONENTS
3 NDT APPLIED TO UN-IRRADIATED NUCLEAR FUEL
4 NDT APPLIED TO IRRADIATED NUCLEAR FUEL
a Fuel rod
b Fuel assembly
5 CONCLUSION
Slide 3
Slide 4
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
1 INTRODUCTION
All NSSS are subjected to the in service surveillance program Regulations
For the NDT
- Components subjected to the in service surveillance
- Qualification of the NDT control processes (specified in the Standards related to Mechanical components of the NSSS)
The Regulations do not get in detail the controls to be effectuated on different mechanical systems (principles requirements)
The operator establishes the maintenance program for each component (fabrication processes risk analysis experimental feedback analysis)
The maintenance comprises Two types
a National Program Applicable to all NPP in general for each controlled zone
- Description of the controlled zone (material welding possible defects)
- Proposed control method amp control periodicity
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
b Particular Programs
Applicable for all NPP they are under the responsibility of the NPP Director
- These programs related to each NPP get into detail amp point-out for each
controlled zone
+ NDT control process
+ Zone reference amp its extend
+ Precedent control date
+ Organism to effectuate the control
Slide 5
Slide 6
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
2 INSPECTION IN SERVICES OF NSSSrsquos IMPORTANT COMPONENTS
A Extended Control Pressure vessel (16)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (26)
11
Slide 7
Slide 8
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (36)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (46)
Slide 9
Slide 10
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (56)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (66)
Slide 11
Slide 12
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELSB The Current control methods
Surface amp Volume Methods
- Visual amp Televisual methods rarr Surface
- Sipping rarr Surface
- Magnetoscopy rarr Surface
- Eddy Current rarr Surface + ldquoVolumerdquo
- Ionizing radiation rarr Volume
- Ultra-sonic sound rarr Volume
Objectives
- Before the put in service of the installation Complete Initial
visit
Establish a precise map of defect leave behind at fabrication
amp are considered as minor non-conformance in order the
dimensions of such defects could be served as references for the
ulterior visits (according to the ISO-9000 standard)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
In SERVICE During the complete visit or periodical visits
- Find-out new defects resulting the normal operating or
incidental or to verify there are no evolution of the such defects
mentioned above
- To fulfil the above statement
The control methods must have
- A good resolution
- An excellent reproductibility (detect an evolution of the
defect amp to be able to compare)
- Allow a clear interpretation of the results (to make a
decision with minimum incertitude on the pursuing of
the normal or particular operation or have to be
repared)
Slide 13
Slide 14
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Concretly
One must detect amp characterize the defects (dimensions orientation identification of nature amp origin)
Analysis of the consequence by integrating results of appropriated calculations
Choice of control method
No universal control methodrarr To be taken into account
- Defect characteristics (fabrication process or degradation mechanism)
- Orientation position of the defect in the material or at surface static defect or continued evolution
- Characteristics of examined zone (material nature geometry)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
- Degradation risk rarr Importance of means to be deployed to develop the
method which is depended on the importance of the risk in the considered
degradation zones and their consequences
Three Types of control methods qualification
- General qualification Applicable on important safety components
where the degradation mechanisms are identified amp are taken into account
amp no particular defects have been revealed (defects initiated by fatigue
corrosion )
- Specific qualification Applicable to all the safety components at
which defects have been detected (ex risk of thermal fatigue fissure on
RHRS inner plating at reactor of the PVS )
Slide 15
Slide 16
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Conventional qualification Applicable to zones of components important
to safety at which there is no identified degradation mechanisms
In case of lack of qualification amp emergency rarr Expertise examinations
Numerous examination categories
Visual examination To control the no defect on components or
systems (CRC screw supports man-hole loose parts damage )
With camera endoscope with image recording
- Inner plate of PVS Pressurizer man-hole Bottom penetration of
the PVS (objectives deposits (boron corrosion) surface degradation or
defects)
Televisual expertise examination To detect fissure initiated by SCC (Ex
Internal adaptators in Inconel 600 of PVS head)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Examples SG Tubes (crakings deformations chocks )
12
Slide 17
Slide 18
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On-site examination of SG tubes by Camera
- Camera Head
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Observed internal surface defects
- a) b) Fissure at stud
- c) b) at laboratory
Slide 19
Slide 20
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Examination of extracted SG tubes plugs
-Mechanic plug Advanced transversal cracking
at inner surface
Notch transversal cracking at
inner surface
Longitudinal notch cracking at
inner surface
Longitudinal notch cracking at
external surface
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Dismountable plugs
Slide 21
Slide 22
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Expertise of
Instrumentation
Inconel 600 connection
on Pressurizer
Place amp schema
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Localization amp aspect of cracking
At external surface At internal surface
Slide 23
Slide 24
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
SCC of centering pins Inconel 750 On-site US tests
Upper core structure US controls
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding wear of control rods
Slide 25
Slide 26
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Fuel assembly Cladding wear
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
EC sensors EC Principle
13
Slide 27
Slide 28
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
PVS In Service Inspection Machine
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
SG Tubes Eddy Current
Slide 29
Slide 30
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Inconel 600 Zones SCC on Low Support Plate
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
3 NDT APPLIED TO UN-IRRADIATED NUCLEAR FA
Fuel Rod
- Control of welding
porosities undercuts by radiography
D gt 040mm (99)
D gt 045mm (100)
Rejected all e lt 99 (e = 047mm)
under-penetration is difficult to detect by radiography
Slide 31
Slide 32
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Tungsten inclusion Tungsten is more absorbent to X rays than does
Zircaloy it is due to the welding electrode
Rejected 100 tungsten inclusion of Dgt 025 mm
In the Seal-Weld-pot Absence of metallic liaison or defects
(porosities) are considered as under-penetrations
The clean weld bead must be gt 0510 mm
under-penetration
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
- Film kodak M or Geveart D2
- Shot distance 07 to 1 m
- Pause time 2 to 3 min
- Power 200kV to 300 kV
- 3 views 120
- Image quality 032 mm must be visible
Efficiency curve for welding radiography
of fuel rods for porosities
Slide 33
Slide 34
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Automatic control of fuel cladding US Sound
Objective
- To detect
External diameter
Internal diameter
thickness
US immerged gages
emits wave at water
zircaloy
- De by the time spacing depart
impulsion of the first arrival echo on the tube with the same emitted by the symetrical US gage
- Thickness by the time spacing imput impulsion in the tube and to the reflexion from the inner surface
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding tube control of 4 standard defects
Slide 35
Slide 36
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding control band
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Control of Grid Spacers Pressure amp Strain gages
14
Slide 37
Slide 38
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Final control of fuel assembly
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Fuel rod Enrichment control by Gamma Scanning
Control effectuated through the cladding
Only measurement a discrimination of radiation between the U235 amp U238
allows industrial rhythm (a fabrication chain products from 3 to 4 km of
fissile material per day)
Most of all the world (except China) utilizes the delay gamma consequence
of the activation of the U235 by a thermal flux of neutrons
Essential of measured delay gamma comes from Krypton 91 (T= 10s) and
different isotopes of Barryum (T~ 3 to 5s)
Each fuel rod pass through all lts length)
- first in neutron beam zone
- after behind one (or several) gamma detector(s)
Slide 39
Slide 40
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history of each pellet could be resume such as
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history responds to the equation such as
A = k[(NσfOslash)37 x1010] x (1 ndash e-λθ) x e-λt
Where A = activity (Cigram)
N = atom number of U235
σf = fission absorption of U235
Oslash = thermal neutron flux
θ = activation time
t = fuel rod transfert time
λ = radioactive constant
The measuring of ƒAdt is proportional to N atom U235 by unit length
of the fissile column (and not to the enrichment)
all variation of the speed V of the fuel rod transfer will affect on the
measuring of θ t amp dt (dVDVlt 10-3)
Slide 41
Slide 42
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Principle
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
4 NDT APPLIED TO IRRADIATED NUCLEAR FUELToday LWR have reached a remarkable high level of manufacturing
quality and operational reliability However fuel rod failures do occur
causing a release of fission products (FP) into the PCS
The release of FP is a complex function of plant operational
characteristics and can occur in several different ways
-A slow or sudden release of the fission gases during the process
of clad perforation
- A steady release of FP through existing clad perforation during
power operation
- Fission spiking during shutdown start-up rapid power changes
and coolant depressurization
- A moderately increasing release rate during non-steady
operation of the plant
Slide 43
Slide 44
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Since NPP have licensing limits for the release of volatile FP to the
environment (off-gas limits) detailed monitoring of the development of clad
failures is necessary by the operators
During reactor operation FP concentration amp the ratio between different
FP nuclides in the PCS are only the indicators of the fuel clad failures
Therefore the only means for detecting fuel clad failures on-line are
- Monitoring the coolant amp off-gas activity concentration or
- Measuring the flux of delayed neutrons emitted by some short-
half-life FP
After shutdown various sipping techniques are available to identify
defective fuel assemblies or fuel rods
An US inspection technique allows to pinpointing of failed fuel rod within
an assembly
For defect testing of individual fuel rod after withdrawal from the
assembly an EC technique can be applied
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
General survey of the procedure of defect surveillance
During operation
Monitoring of PCS amp off-gases PF activity
Location of defective fuel assembly within the core
Control assembly manoeuvre amp activity monitoring
During or after refuelling
Identification of defective fuel assemblies by sipping
(partially or complete reactor core)
Identification of defective fuel rods within the fuel assembly
- visual inspection outer row fuel rods
- US testing
- Withdrawal of individual fuel rods
- EC defect testing
Slide 45
Slide 46
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping test facility-fluid system schematic All sipping techniques make use of the fact
that a rise in temperature caused by decay heat
drives dissolved FP or fission gases out of
defective rods
A first indication of defective fuel assembly
can be obtained by a sipping technique that
utilizes the release of gaseous FP while the
assembly is contained in the refuelling machine
In LWRs the refuelling machine consists of a
pole guiding of the fuel assembly but also
suppressing natural convection On pulling
the FA into the pole of the refuelling machine
changes of the hydrostatic pressure occur
resulting in a release of gaseous FP from a failed
rod
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The gaseous FP are collected in a measuring chamber connected to a
Ge(Li) detector and a multichannel analyser
The measured activity is a measure for the integrity of the fuel assembly
itrsquos a qualitative measurement
In order to increase the activity level in NPP the FP are entrained by air
injection underneath the bottom end fitting
If reliable results from a sipping test are to be obtained the FP used for
analysis must fulfil the following requirements
- They must be produced in measurable quantity
- They must be an intensive high energetic and long lived βamp γ
radiation
- They must be sufficiently in water soluble or in gaseous form
In the wet sipping test the most commonly measured isotopes are I131
(T=8d γ=0637 MeV) Cs134 (T= 2y γ=0605 MeV137) amp Cs (T= 301y γ=662
MeV) amp others Cs136 (T=13d γ= 1046 MeV) Xe133 (T=53d γ = 0347
MeV) Kr85 (T= 107d γ = 0514 MeV)
15
Slide 47
Slide 48
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
In dry sipping technique the Ge(Li) detector has to be installed in the gas
flow loop of the sipping box near the spent fuel pool
The criteria used for discriminating between intact suspect and defective
fuel assemblies vary among users of the sipping test
All criteria require the background activity (sipping box without fuel
assembly) to be determined frequently by separated samples
The decision whether the tested fuel assemblies are defective or intact is
given by the ratio
f = activity of box-water sample with FAactivity of box-water sample
without FA
f = sipping factor
f lt 152 to 2 rarr FA sound
152 lt f lt 3-5rarr FA suspect
f gt 3-5 rarr FA defected
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Slide 49
Slide 50
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Pneumatic compressed air of the fuel
handling machine equipment The air
inlet conduct is shown in the center
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Release of FP during the
quantitative sipping This
technique allows to
discriminate the size of the
defect
ldquoLargerdquo defect size rapid
release of FP
ldquoSmallrdquo defect size release
prolonged
Slide 51
Slide 52
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel storage pool
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Measuring of expansion chamber of the irradiated fuel rod by extraction
Objective
Measuring the internal pressure of fission gases
Means
Performance
- Measured pressure 2 bars
- Volume 10 cm3 05cm3
Slide 53
Slide 54
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
ZrO2 thickness measuring by EC
Objective
- Measuring of ZrO2 thickness on irradiated fuel rods
- Axial plot of the ZrO2 thickness
Principle
Impedance variation of a probe placed near the sample
Means
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Results
Slide 55
Slide 56
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Expertise of the blocking of the CRC
Upper part of the PVS
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
5 Conclusions
Quality respected right from the design and pilot run stages is conducive to defect prevention and optimizes the costquality ratio
From startup and routine maintenance problems in all fields from civil
engineering to electromechanical
Construction work and testing
Well adapted specifications achieving an optimum trade-off between
operating requirements and investment costs and covering the entire
industrial process from design manufacturing and associated
inspections to assembly and testing
Efficient Surveillance
By manufacturing surveillance equipment defects can be detected
at a very early stage
Well adapted to circumstances it enables compliance with deadlines
and efficient long term operation of installations
16
Slide 57
Slide 58
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Quality Targets Safety Reliability and availability
Quality organization
Supplier and contractor selection assessment of their quality
organization
Performance of quality audits
Qualification tests
In-factory manufacturing surveillance
On-site construction and assembly surveillance
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On the basis of the above observations for the Ninh Thuacircn Project it
is necessary to set up a technical expert body related to NDT amp DT in
order to assist at different stages amp fields (from startup and routine
maintenance problems from civil engineering to electromechanical
construction works and testing) different organizations involving to
fulfil their jobsin the project such as
VARANS
TSO organisation to VARANS
VINATOMrsquos Technical support Institute
EVN
Slide 59 NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
THANKS FOR YOUR ATTENTION
II1 THAM LUẬN 5 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN CƠ HỘI amp tHAacuteCH THỨC VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircNCƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC
VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
22052015
NỘI DUNG
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacute CAacuteC LOgrave PHẢN ỨNG
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC DO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHO COcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
VAgraveI MINH HỌA VỀ COcircNG TRƢỜNG XAcircY DỰNG NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 3
Slide 4
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacuteLOgrave PHẢN ỨNG HẠT NHAcircN
Caacutec lograve phản ứng hạt nhacircn
PWR Lograve hạt nhacircn đƣợc sử dụng phổ biến nhất (westinghouse)
BWR General electric
PHWR CANDU INDIA
AGR UK
RBMK Nga
FBR Lograve hạt nhacircn thế hệ mới (Nga Nhật)
17
Slide 5
Slide 6
Nguyecircn lyacute lograve PWR
nguyecircn lyacute lograve LWR
Slide 7
Slide 8
Nguyecircn lyacute BWR
Lograve CANDU
Slide 9
Slide 10
Lograve AGR
Lograve RMBK
Slide 11
Slide 12
Lograve FBR
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨCDO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 13
Slide 14 Dự kiến đến năm 2020 Việt nam cần hơn 1000 kỹ thuật viecircn đƣợcđagraveo tạo đủ năng lực để phục vụ trong lỉnh vực năng lƣợng hạt nhacircn(theo baacuteo caacuteo của Bộ Khoa Học amp Cocircng nghệ)
Số kỹ thuật viecircn nagravey chủ yếu phục vụ cho giai đoạn xacircy dựng nhagravemaacutey nghiecircn cứu phaacutet triển caacutec ứng dụng hạt nhacircn (RampD) vagrave hỗ trợkỹ thuật
Cần thecircm khoảng 6000 đến 10000 lao động cho quaacute trigravenh xacircydựng nhagrave maacutey điện hạt nhacircn dự kiến sẽ khởi cocircng trƣớc 2015 vagrave2020 sẽ đi vagraveo vận hagravenh khai thaacutec
Hiện nay coacute khoảng 800 nhacircn sự phần lớn đang cocircng taacutec tạiVietnam Atomic Energy Commission vagrave đang ldquogiagrave đirdquo
(Theo Bộ Giaacuteo dục amp Đagraveo tạo) khoảng 11232 triệu US dollars sẽđƣợc đầu tƣ cho đagraveo tạo nhacircn lực cho lỉnh vực khoa học vagrave cocircngnghệ hạt nhacircn
TOAgraveN CẢNH
THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần chuẩn bịtrƣớc từ 12 đến 15 năm trƣớc thời điểm hoagraventhagravenh vagrave đƣa vagraveo khai thaacutec
Đối với nhagrave maacutey năng lƣợng hạt nhacircn đầu tiecircnthigrave việc chuẩn bị đội ngủ coacute đủ năng lực đểhoạch định triển khai vagrave xuacutec tiến dự aacuten coacute khicần đến 20 năm trƣớc khi nhagrave maacutey đi vagraveo vậnhagravenh khai thaacutec
Vấn đề phaacutet triển cocircng nghệ amp nhacircn lực coacute đủnăng lực amp trigravenh độ thực sự lagrave một thaacutech thứcvagrave để coacute đƣợc một đội ngủ nhƣ vậy so vớitoagraven cảnh necircu trecircn theo tocirci lagrave quaacute chậm cần
18
Slide 15
Slide 16
CAacuteC CƠ HỘI CẦN TẬN DỤNG Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần sự hợp taacutec
quốc tế ldquochacircn thagravenhrdquo vagrave hiệu quả
ndash Quaacute trigravenh chuyển giao cocircng nghệ cốt lỏi coacute vai trogravequyết định đối với kết quả thagravenh cocircng của dự aacuten
Vai trograve quản lyacute hổ trợ của nhagrave nƣớc đối vớicaacutec thagravenh tố tham gia (Thiết kế chế tạo thiếtbị Giaacutem saacutet chất lƣợng đagraveo tạo nhacircn lực saacutet hạch amp kiểm định) sẽ cụ thể coacute tiacutenh thiếtthực amp hiệu quả
Cơ hội để caacutec lực lƣợng tham gia định hƣớngvagrave kiến tạo nguồn lực (cocircng nghệ phƣơngphaacutep nhacircn lực) sẳn sagraveng tiếp thu amp triển khaicocircng nghệ tiecircn tiến ngang tầm quốc tế
YEcircU CẦU NGUỒN LỰC
Tiacutenh sẳn sagraveng về mặt cocircng nghệ (phƣơngphaacutep nhacircn lực) của caacutec nhagrave thầu trong nƣớc
Tiacutenh sẳn sagraveng về caacutec điều kiện chứng nhận cocircng nhận phƣơng phaacutep nhacircn lực
Định hƣớng đagraveo tạo (kiến thức thực hagravenh)caacutec phƣơng phaacutep amp nhacircn lực theo yecircu cầu
Slide 17
Slide 18
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHOCOcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
CAacuteC CAcircU HỎI CẦN LAgraveM ROtilde
Coacute cocircng nghệ hagraven chuyecircn biệt aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey hạt nhacircn
Chứng nhận qui trigravenh vagrave saacutet hạch thợ hagraven đaacutep ứng caacutec chuẩn mực của nhagrave maacutey điện hạt nhacircn sẽ nhƣ thế nagraveo
Caacutec yecircu cầu về chất lƣợng hagraven vagrave tiecircu chuẩn đaacutenh giaacute aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 19
Slide 20
CAacuteC THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Hagraven trecircn caacutec vật liệu coacute yecircu cầu đặc biệt cao
ndash Cơ tiacutenh độ bền gt 80ksi (~560 Mpa)
ndash Khaacuteng nứt vagrave chịu mỏi
ndash Chống ratildeo
ndash Bền nhiệt
ndash Chống ăn mograven tinh giới (weld decay) xoacutei mograven (erosion)
Hagraven trecircn theacutep regraven
Hagraven trecircn hợp kim Chrome Nickel zircalloy
Hagraven caacutec chi tiết dagravey với ứng suất biến dạng nhiệt tối thiểu
Hagraven trong điều kiện mocirci trƣờng khắc nghiệt
Xử lyacute nhiệt amp kiểm soaacutet chu trigravenh nhiệt quaacute trigravenh hagraven
Hagraven trecircn theacutep hai lớp (clad steel) hagraven đắp (overlay) seal weld
Caacutec phƣơng phaacutep hagraven truyền thống coacute đaacutep ứng đƣợc yecircu cầu
Coacute hầu hết caacutec phƣơng phaacutep hagraven hồ quang đƣợc triển khai trong nƣớc (GTAW GMAW FCAW SAW) đều coacute thể đaacutep ứng đƣợc
Khocircng đối với một số hạng mục vật liệu cần caacutec phƣơng phaacutep hagraven cải tiến chƣa triển khai trong nƣớc (nhƣ ldquoA-TIGrdquo Narrow-gap SAW Orbital TIG Tandem GMAW Hybrid Laser -GMA ) hoặc caacutec phƣơng tiện hỗ trợ nhƣ Orbital GTA GMA robot FCA
Slide 21
Slide 22 MINH HỌA VỀ CAacuteC PHƢƠNG PHAacutePNarrow-gap SAW
Orbital TIG Orbital Tube to sheet
Tandem GMAW Hybrid Laser - GMA - Aacutep dụng
Hagraven ma saacutet xoaacuteyHagraven Plasma
Vấn đề khocircng chỉ lagrave phƣơng phaacutep
Tồn tại lớn nhất vẫn lagrave nguồn nhacircn lực coacute kiến thức kỹ năng vagrave kinh nghiệm đối với caacutec yecircu cầu phƣơng phaacutep hagraven sẽ đƣợc aacutep dụng trong chế tạo caacutec chi tiết vagrave thi cocircng lắp đặt
Vấn đề ldquochứng nhận cocircng nghệ thợ hagravenrdquo để đƣợc tham gia vagraveo dự aacuten
Vấn đề nhacircn lực đầu vagraveo để đagraveo tạo vagrave tham gia ldquoon job trainingrdquo
Saacutech lƣợc vagrave giải phaacutep bao gồm
ndash Nacircng cao kiến thức về cocircng nghệ hagraven cho đội ngủ giaacuteo viecircn dạy nghề ở caacutec trƣờng trung tacircm đagraveo tạo nghề
Slide 23
Slide 24
Qui trigravenh hagraven amp Saacutet hạch thợ hagraven
Đaacutep ứng caacutec yecircu cầu
ASME IX vẫn lagrave hƣớng dẫn cơ bản đối với việc chứng nhận qui trigravenh amp saacutet hạch thợ hagraven
vagrave NB 4000 - ASME III chỉ ra caacutec yecircu cầu cụ thể về kiểm soaacutet vật liệu tiecircu chiacute đaacutenh giaacute phạm vi aacutep dụng thữ nghiệm kiểm chứng
Ngoagravei ra cần aacutep dụng thecircm NCR 10CFRip55050 ip5100 khi thiết lập qui trigravenh kiểm soaacutet giaacutem saacutet
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
19
Slide 25
Slide 26
Cocircng nghệ mới
tiếp
Slide 27
Slide 28
tiếp
Slide 29
Slide 30
Hagraven theacutep cốt pha HY80 vagraveo theacutep tấm (hoặc stainless steel)
Lắp dựng block
Slide 31
Slide 32 Cocircng trƣờng xacircy dựng
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn điển higravenhMột số caacutec higravenh ảnh cocircng trƣờng xacircy dựng
XIN CẢM ƠN
II1 THAM LUẬN 6 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Hagrave Nội 22052015
20
Slide 1
Slide 2 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA
NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG
ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Trung tacircm Đaacutenh giaacute khocircng phaacute hủy (NDE)
Hagrave Nội 22052015
NỘI DUNG
bull Phƣơng phaacutep mới kiểm tra khuyết tật trong
nhagrave maacutey nhiệt điện aacutep dụng đƣợc cho điện hạt
nhacircn
bull Xử liacute để dự đoaacuten sự phaacutet triển khuyết tật
bull Đagraveo tạo nghiecircn cứu để Đaacutenh giaacute tuổi thọ cograven
lại của nhagrave maacutey nhiệt điện coacute thể aacutep dụng cho
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 3
Slide 4
CRACKSIZERreg ndash NDT TIEcircN TIẾN
bull Hiện đang coacute một số phƣơng phaacutep
NDT kiểm tra chất lƣợng vật liệu
bull CrackSizerreg ndash aacutep dụng điện từ
trƣờng để phaacutet hiện vagrave xaacutec định
khuyết tật bề mặt
bull Kĩ thuật ACFM (Alternating Current
Field Measurement)
bull Nguyecircn lyacute ACFM
bull CrackSizerreg coacute thể xaacutec định độ sacircu
khuyết tật cung cấp thocircng tin cần
thiết cho pheacutep theo dotildei đảm bảo tiếp
tục vận hagravenh nagraveh maacutey điện an toagraven
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTĐaacutenh giaacute phaacutet triển khuyết tật
bull Khi phaacutet hiện khuyết tật dẫn đến nguy cơ mất an khi vận hagravenh
bull Nguời vận hagravenh quản lyacute mong muốn khắc phục sự cố ngay
bull Dugraveng cơ học phaacute hủy tiến hagravenh ETHGPT khuyết tật trong chi tiết
bull DTA (Defect Tolerance Assessment) ndash cho pheacutep đƣa ra caacutec
thocircng tin chi tiết về kiacutech thuớc khuyết tật nguy hiểm vagrave chu kỳ
kiểm tra đảm bảo thiết bị vận hagravenh an toagraven
bull Dựa vagraveo một số tiecircu chuẩn ETHGTT ASNZS 37882006
BS79102005 British Energy EDF R5-R6 vagrave API 579ASME
FFS-1 HRLT đatilde tiacutenh toaacuten vagrave đaacutenh giaacute sự phaacutet triển khuyết tật
trong caacutec chi tiết khaacutec nhau của nhagrave maacutey nhiệt điện
Slide 5
Slide 6
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật trong nhagrave maacutey nhiệt điện
1 Governor Valve Seat Cracking
2 Control amp stop valve DTA
3 HPIP outer turbine casing cracking
4 Cracking in MS bifurcation and HP bypass line welds
5 Steam receiver cracking
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật nhagrave maacutey nhiệt điện
6 To assist Hydro Test to avoid Brittle failure
7 Upper steam drum FW inlet nozzle
8 HP heater weld cracking
9 ID fan impeller cracking
10 HP turbine cracking
11 LP rotor
Slide 7
Slide 8
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
Mục điacutech việc ETHGTT
bull Tiết kiệm bảo hagravenh vagrave sửa chữa thiết bị
bull ETHaacutenh giaacute ảnh hƣởng caacutec quy trigravenh vận hagravenh nhagrave maacutey linh hoạt hơn
bull Phục vụ chƣơng trigravenh kiểm tra định kỳ dựa trecircn rủi ro (RBI)
bull Phaacutet triển kế hoạch quản lyacute an toagraven thiết bị
bull Xacircy dựng database cho hệ thống quản lyacute nhagrave maacutey
bull Xaacutec định tigravenh trạng thiết bị vagrave đaacutenh giaacute phiacute tổn khi nhagrave maacutey lagravem việc
ở chế độ vận hagravenh chu kỳ (cyclic operations)
bull ETHaacutenh giaacute baacuteo caacuteo tuổi thọ thiết bị từ nhagrave cung cấp thiết bị (OEM)
bull Keacuteo dagravei tuổi thọ thiết bị so với thiết kế ban đầu
bull Phục vụ caacutec mục điacutech thƣơng mại khaacutec khi đaacutenh giaacute tuổi thọ nhagrave maacutey
cho ngƣời chủ hay dự định chủ sở hữu
Slide 9 ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
bull Từ những kết quả cụ thể magrave HRL đatilde lagravem đƣợc NDE sẽ nghiecircn cứu
aacutep dụng để đaacutenh giaacute hoạt động của caacutec nhagrave maacutey điện tại Việt nam
bull Nghiecircn cứu ACFM va DTA thocircng qua caacutec tiecircu chuẩn liecircn quan
BS7910 amp R5-R6
bull Học ANSYS để giải bagravei toaacuten Fracture Mechanics truyền nhiệt tuyến
tiacutenh cho mocirc higravenh 2D amp 3D vagrave phacircn tiacutech chuyển tiếp bằng phƣơng
phaacutep FEA Sử dụng thagravenh thạo caacutec phần mềm chuyecircn mocircn
bull Tiacutenh toaacuten đƣợc ứng suất biến dạng trong chi tiết hiện tƣợng mỏi vagrave
ratildeo nhiệt lập đƣợc bảng dữ liệu về vật liệu
bull Tiếp tục cập nhật kiến thức về FEA amp DTA qua đagraveo tạo vagrave triển khai
thực tế trong đaacutenh giaacute nhagrave maacutey nhiệt điện hƣớng đến điện hạt nhacircn
21
II1 THAM LUẬN 7 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS
THROUGH MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
Hagrave Nội 22052015 Slide 1
Slide 2 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS THROUGH
MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
22052015 at Ha Noi
CONTENTS
1 The goal of MSC
2 The current situation in preparing of HRD
3 Some typical results in the period of 2009-
2013
4 The action plan up to 2020 and
Slide 3
Slide 4
Some brief related infomation
bull Until 2008 There
are approximately
20 thermal power
plants with a total
capacity of 6500
MW that provide
more than 50 of
the total annual
electricity production
in the country
bull Up to now (2014)
There are 32
thermal power
plants in Vietnam
operating with
power of 14408
MW
A plan of
development of NPP
has also been set by
Vietnamese
Government in the
near future with the
first two units of 2000
MW power
wwwndecomvn
NDT NDT NDT
CENTER FOR NDE
Vinatom
INST CNT HCM NEAD Co
Part 1 The goal of MSC 26th August 2008
(in the periods from 1985 to 2008)
ToRs
1 Maintain amp development of NDT amp
Radiation Safety Activities of
Vinatom
2 Carry out RampD activities in Advanced
NDT Techniques
3 Preparation of NDT resourses for the
first NPP in Vietnam
Slide 5
Slide 6
wwwndecomvn
Center for NDE
Material Science
Complex (MSC)
1 NDT (UT RT PT MT
ET VT)
NDT training
2 Elemental amp Structural
Analysis
3 Mechanical Testing
(bend strain press
impact fatiguehellip)
3 Equipment
(maintenance calib
manufacturehellip)
------------------------------------
1 4662 Staffs
2Infrastructure Equipment
Systems
1 NDT (UT RT PT MT ET VT Leak
Testing Hydrotesthellip) for RR amp NPP
NDT training for NPP in Vietnam
2 Material Properties (Elemental and
Structural Analysis Mechanical
Test hellip)
3 Weld Quality Assurance (including
welder qualify mechanical
workshop)
4 Water Chemistry amp Corrosion
5 Material Failure Analysis
-----------------------------------------------------------
1 90120 Staffs
2 Infrastructure and Equipment
Systems
Research
Reactor
Nuclear Power
Plant
(2014)
(2018-2020)
The Gaps
to fulfill
Part 1 The goal of MSC
wwwndecomvn
Part 2 The current situation in preparing of HRD
1 Personnels
- Number of Staffs 58
- Number of NDT experts amp technicians 40
RT level 3 09 UT level 3 07MT level 3 02PT level 3 03CRDIR 08
Technical advisors 06
Slide 7
Slide 8
wwwndecomvn
bull ISOIEC - 17025 2005 (NDT amp calibverification of NDT Equip)bull ISO 9001 2008bull ASNT-SNT-TC -1A ISO 9712 and 17024 for NDT training and
certification
2 QMS
Part 3 Some typical results in the period of
2009-2013
The activities of NDEbull Human Resourse Training in the fields of NDT amp Radiation
Safety
bull RampD the advanced NDT techniques
bull Conducting the tests of RT UT MT PT ET VT
bull Elemental and Structural Analysis
bull NDT in Construction
bull Mechanical testing (bend strain press impact fatiguehellip)
bull Residual Stress Monitoring by Electro-Magnetics method
bull Domestic manufacturing some NDT equipments
bull Caliberationverification of NDT Equipments
bull Services of Radiation Safety in the fields of Industry and
Health
bull Conducting Projects in the frame work of cooperation with
IAEA in the field of industrial NDT
22
Slide 9
Slide 10
wwwndecomvn
1 Training
TRAINING
Inspection Organizations
Oil and gas
Shipbuilding
Hydroelectric
Alpha
Apave
PhatecoInd
ustr
y
Vietsov PetrolThermoelectric
Pro
fessio
nal
ND
T c
om
pan
ies
NDT Companies in Viet Nam amp NDT Training Courses conducted by NDE
( about 60 Cop 2000 NDT persons) (in the period of 2009-2013)
Slide 11
Slide 12
wwwndecomvn
Advanced NDT CR advance ET Phasor XS Stress Monitorhellip
2 NDT Services
PHASOR XS
wwwndecomvn
Conventional NDT
bull Radiographic Testing- RT
bull Ultrasonic Testing- UT
bull Liquid Penetrant Testing- PT
bull Magnetic Testing- MT
bull Eddy Current Testing- ET
bull Ultrasonic Testing Thickness of Material- UTM
bull Positive Material Identification- PMI
bull Ultrasonic Testing Density of Concrete Reinforced
Concrete
bull Ultrasonic Testing Bored piles
bull Analysis composition of materialshellip
NDT Services
Slide 13
Slide 14
wwwndecomvn
NDT Services - Typical Projects
NDT service projects in the period of 2009-2013
wwwndecomvn
3 R amp D (some typical projects)
X-ray Machine in industrial radiography
Slide 15
Slide 16
Research amp Manufacture of Fluoresent RT Equipment
bull The Project was supported by IAEA on ldquoOptimization of DigitalRadiography (DIR) Techniques for Specific Applicationrdquo program(code 333-F2-RC 10611) included 13 countries (Algeria ArgentinaBrazil Canadahellip) finished in 2010 but not Viet Nam
bull This system is focused on cheaper portable and applies digitaltechnology
bull Our assignments Make and apply the same systems in Viet Nam
Project on Research Design and Manufacture of
Moisture and Density of SoilConcrete
Slide 17
Slide 18
4Some inspection activities co-ordinated with VARANS
1738
wwwndecomvn
5 International Cooperation
Projects in Cooperation with IAEA
(2005-2015)
1 Finished Projects
1 RAS 8100 (2005-2006)
2 RAS 8105 (2007-2008)
3 RAS 8110 (2009-2011)
4 VIE 8020 (2009-2011) CR amp ECT
2 Running Projects
1 RAS 1013 (2012-2014)
2 VIE 1009 (2014-2015)
3 RAS 2012009 ndash ldquoCapacity building in applications of advanced
NDE technologies for enhencing industrial
productivityrdquo (August 2014 -)
23
Slide 19
Slide 20
wwwndecomvn
Mitsubishi Heavy Industries LTD Japan
14122012
Mitsubishi presented
NDT for NPP in Japan
06032013
Mitsubishi presented
1Material Inspection during Manufacture
2 Inspection during Manufacture in shop
3 Introduction of latest NDI techniques
4 Nuclear Specific Product Control
wwwndecomvn
The 2nd VietnamJapan ResearchHRD Forum on Nuclear
technology
June 5-6 2014 in Hanoi Vietnum
There are 22 presentations focused on
1NDT for NPP in Japan
2Nuclear Materials
3Development of materials for reactor internals and
piping in light water reactors
4hellip
5The Approach to Effective Nuclear Power Plant Ageing Management (Prof Masahide SUZUKI
Nagaoka University of TechnologyDepartment of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
6THE DEPOSTION AND REACTIONS BETWEEN CESIUM
POLYMOLYBDATES ON STAINLESS STEEL AT HIGH TEMPERATURES
(DO Thi Mai Dung(1) SUPAMARD Sujatanond(1) OGAWA Toru(1)
Nagaoka University of Technology
Department of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
Slide 21
Slide 22
Part 4 The action plan up to 2020 -
The Main Tasks of MSC
ToRs of MSC is technical support to
1 Research Reactor (RR) Nuclear Power Plant (NPP)
2 RampD activities in the field of examination inspection and evaluation of
materialswelds of RRNPP
The main activities of MSC will be
bull 1 NDT (PSIISI) for NPP
bull 2 Weld Quality Assurance
bull 2 Materials Characterisation
bull 3 Research the influence of Tempreture Pressure and Radiation on Materials
Degradation in RR amp NPP
bull 4 Materials Aging and Life time management of NPP
bull 5 Research corrosion and failure Analysis
bull 6 Others (NDT codes and standards personnel qualification and certification
inspection qualificationhellip)
The master plan for MSC (2015-2020)
1 HRD
58(2014)
05 priority research groups towards to 05 lab
2 Equipment for 05 Laboratories
3 Facilities
4 Finance
5 Related others
90(2020)
Slide 23
Slide 24
The Challenges for material scientists in Vietnam
The first NPP will be built in VN
Lack of fundamental knowledge of structural materials
using for LWR
Understanding the behavior of
materials in NPP remains a big
challenges of materials scientists in
Vietnam
The Challenges for material scientists in Vietnam
To cover the materials issued that arise in LWR reactor materials our
experts must understand fundamental knowledge of materials such as
Thermodynamics
Atomic transport in solids
Crystallography defects
Phase transportations
Corrosion
Mechanical behavior and radiation damage
The degration processes that occur
in service itrsquos needed to focused
on the nuclear fuelampcladding the
pressure vessel the reactor
internals and the other parts of the
nuclear supply systems
Slide 25
wwwndecomvn
THANK YOU FOR
YOUR ATTENTION
8
Slide 7
Slide 8
6
Luật Tiecircu chuẩn kỹ thuật vagrave caacutec Quy chuẩn
Luật yecircu cầu caacutec chủ NM ĐHN phải
tuacircn thủ theo caacutec sắc lệnh của bộ
(tiecircu chuẩn kỹ thuật)
Sắc lệnh của bộ định rotilde caacutec tiacutenh năng
magrave caacutec thiết bị phải thỏa matilden
Caacutec hiệp hội kỹ thuật xacircy dựng caacutec
quy phạm thỏa matilden sắc lệnh của bộ
(Tiecircu chuẩn kỹ thuật)
Cơ quan quản lyacute xem xeacutet vagrave chấp nhận
aacutep dụng caacutec quy chuẩn của caacutec hiệp hội
Quy chuẩn của
hiệp hội
Kỹ thuật vagrave
định lƣợng
Khocircng phải về kỹ thuật
Magrave về luật phaacutep
Kỹ thuacirct
nhƣng
Luật định tiacutenh
MSắc lệnh
của bộ
(Tiecircu chuẩn
kỹ thuật)
Tiecircu chuẩn kỹ thuật vagrave caacutec quy tắc của Quy phạm
Caacutec yecircu cầu về tiacutenh năng của
Tiecircu chuẩn kỹ thuật
(1) Phograveng ngừa về gatildey dẻo
(2) Phograveng ngừa biến dạng lớn
(3) Phograveng ngừa hƣ hại do mỏi
(4) Phograveng ngừa uốn dọc
(1) Khocircng chấp nhận caacutec vết nứt coacute
thể gacircy đứt gatildey
(2) Khocircng chấp nhận caacutec vết nứt biecircn
do ứng xuất
(Định tiacutenh)
Quy phạm JSME về thiết kế vagrave Xacircy dựng
(1)Giới hạn của ứng xuất sơ cấp
(2) Giới hạn của ứng xuất sơ cấp vagrave thứ cấp
(3) Giới hạn hệ số sử dụng tiacutech lũy
(4) Giới hạn ứng xuất neacuten dọc trục
Quy phạm JSME FFS
(1)Caacutec quy tắc Kiểm tra vagrave đaacutenh giaacute
khuyết tật của caacutec bộ phận becircn trong lograveetc
(2) Caacutec quy tắc Kiểm tra vagrave đaacutenh giaacute caacutec
thagravenh phần C1 vv
(Định lƣợng)
7
Slide 9
Slide 10
8
2 Caacutec yecircu cầu về phaacutep quy đối với caacutec
Tiecircu chuẩn vagrave Quy chuẩn ISI NM ĐHN
Caacutec lograve HN đang hoạt động
Cơ sở phaacutep lyacute vagrave tập quaacuten
Caacutec tiecircu chuẩn quy chuẩn vagrave caacutec hƣớng dẫn
12
Bảng 1Caacutec lograve hạt đang hoạt động ở một số quốc gia
Quốc giaSố lograve phản ứng đang
hoạt độngKiểu lograve phản ứng
Năm đƣa vagraveo hoạt
động
Phần Lan 4 PWR (2)
BWR (2)
1977
Phaacutep 48 PWR (43)
GCR (4)
LMFBR (1)
1969
Nhật 34 PWR (16)
BWR (16)
GCR (1)
HWLWR (1)
1970
Hagraven 6 PWR (5)
PHWR (1)
1978
Mỹ 101 PWR (67)
BWR (33)
HTGR (1)
1961
Slide 11
Slide 12
12
Bảng 2YEcircU CẦU VỀ PHAacuteP QUY
Quốc gia Cơ sở phaacutep ly Cơ quan chịu traacutech nhiệm Caacutec quy định cơ bản
Finland Nghị định Phần Lan về bigravenh aacutep
lực caacutec văn bản phaacutep quy liecircn
quan đến hạt nhacircn
Trung tacircm Phần Lan về bức xạ
vagrave An toagraven hạt nhacircn (STUK) lagrave
cơ quan quản lyacute quốc gia về cơ
sở hạt nhacircn Họ cũng thực hiện
caacutec cuộc thanh tra theo quy định
của Nghị định về bigravenh aacutep lực
Caacutec hƣớng dẫn đƣợc
ban hagravenh bởi STUK
France
(1) Phaacutep lệnh 22674 quy định
liecircn quan đến caacutec quy định về
caacutec hệ thống (2) Caacutec quy định
an toagraven hạt nhacircn aacutep dụng cho
vaacuten đề an toagraven - Caacutec thagravenh
phần liecircn quan
Giaacutem saacutet đƣợc thực hiện bởi
Thanh tra caacutec cơ sở hạt nhacircn lớn
chịu traacutech nhiệm trƣớc Bộ trƣởng
Bộ Cocircng nghiệp (Trung tacircm dịch
vụ về an toagraven lắp đặt hạt nhacircn -
CSSIN) vagrave caacutec quan chức của
Trung tacircm dich vụ bảo vệ bức xạ
ion hoaacute Trung ƣơng Ngoagravei ra
cograven coacute cocircng taacutec thanh tra cocircng
nghiệp (Bộ Việc lagravem) giaacutem saacutet
của caacutec thiết bị aacutep lực
Caacutec hƣớng dẫn
12
Bảng 2YEcircU CẦU PHAacuteP VỀ QUY
Quốc gia Cơ sở phaacutep ly Cơ quan chịu traacutech nhiệm Caacutec quy định cơ bản
Japan
Đạo luật Cocircng nghiệp về điện Bộ Kinh tế Thƣơng mại Cocircng
nghiệp Nhật Bản (METI) Phograveng
Tiện iacutech cocircng cộng
JEAC-4205 dựa trecircn
ASME phần XI lagrave một
tiecircu chuẩn khocircng bắt
buộc
Korea Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
Caacutec nghị định thi hagravenh của
Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
caacutec
Quy chế tăng cƣờng của
Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
Bộ phận quản lyacute an toagraven điện hạt
nhacircn
Trung tacircm An toagraven hạt nhacircn của
Bộ Khoa học vagrave Cocircng nghệ
ASME Phần XI cho
PWR vagrave CSAN 2854
cho caacutec lograve phản ứng
Candu lagrave bắt buộc
USA Đối với caacutec quy định liecircn bang
Luật Năng lƣợng nguyecircn tử
năm 1954 đƣợc sửa đổi bổ
sung năm 1974 Đối với Quy
chế nhagrave nƣớc thƣờng đƣợc bao
gồm trong caacutec đạo luật an toagraven
nồi hơi vagrave bigravenh aacutep lực của bang
Đối với Quy chế liecircn bang Ủy
ban điều tiết hạt nhacircn Hoa Kỳ
Trong caacutec bang Ủy ban quy tắc
Nồi hơi vagrave aacutep lực của bang đoacute
Tiecircu đề 10 của Quy
phạm liecircn bang trong
đoacute kết hợp ASME XI
Caacutec quy định về nồi hơi
vagrave bigravenh aacutep lực của caacutec
bang aacutep dụng Mục XI
của Quy phạm ASME
Bảng 2YEcircU CẦU VỀ PHAacuteP QUY (2)
Slide 13
Slide 14
12
Bảng 3QUY CHUẨN TIEcircU CHUẨN VAgrave HƯỚNG DẪN BỔ SUNG
QuỐC
gia
ASME
XI
ASME XI
Điều chỉnh
ISOIA
EA
Khaacutec Bắt
buuọc
Hƣớng dẫn bổ sung
vagrave Bigravenh luận
Korea
X
Cho caacutec
lograve PWR
N2854 cho
lograve Candu
- Hƣớng dẫn điều hagravenh của
Mỹ 114 bơm lagravem maacutet lograve
phản ứng PWR
USA X AppJ
10CFR50
Thocircng số kỹ
thuật Nhagrave
maacutey Nghị
định Thƣ
NRC ASME
III V IX
Coacute Hƣớng dẫn điều tiết của
Mỹ 114183 1150 vv
ASME Quy phạm riecircng
đƣợc liệt kecirc trong RG
1147 ANSI ASME D amp
Tiecircu chuẩn M cho thử
nghiệm chức năng baacuteo caacuteo
NUREG INPD vagrave tagravei liệu
EPRI
12
Bảng 3QUY CHUẨN TIEcircU CHUẨN VAgrave HƯỚNG DẪN BỔ SUNG (2)
QuỐC
gia
ASME
XI
ASME XI
Điều chỉnh
ISOIA
EA
Khaacutec Bắt
buuọc
Hƣớng dẫn bổ sung
vagrave Bigravenh luận
Finland X - Hƣớng dẫn bởi Bộ hƣớng
dẫn YWL do STUK phaacutet
hagravenh
France RSEM Khocircng
Japan ISI của Nhagrave
maacutey điện
hạt nhacircn
lagravem maacutet
bằng nƣớc
nhẹ-
JJEAC-
4205
Khocircng Kiểm tra siecircu acircm ISI caacutec
thagravenh phần của Nhagrave maacutey
điện hạt nhacircn lagravem maacutet bằng
nƣớc nhẹ vagrave kinh nghiệm
điều hagravenh- JAEG 4207
Slide 15
Slide 16
13
3 So saacutenh caacutec chƣơng trigravenh ISI
Xacircy dựng vagrave điều hagravenh chƣơng trigravenh
Một số chƣơng trigravenh ISI
Đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ
43
Bảng 4 Xacircy dựng vagrave điều hagravenh chƣơng trigravenh
Quốc gia Cơ quan chịu
traacutech nhiệm
phaacutet triển
Cơ quan xem
xeacutetphecirc duyệt
Thời gian Tần suất
điều
chỉnh
Nơi thực hiện
kiểm tra
Caacutec yecircu cầu về
baacuteo caacuteo
Nơi thực hiện
kiểm tra becircn
ngoagravei
Phần Lan Cocircng ty điện
lực
Trung tacircm
bức xạ vagrave An
toagraven hạt nhacircn
Phần
Lan(STUK)
Thời gian lagrave 4 năm
Đối với caacutec lograve phản
ứng thử nghiệm vagrave
kiểm tra vận hagravenh Thử
aacutep suất 8 năm Kết
cấu caacutec lograve phản ứng lagrave
4 amp 8 năm
Khi cần
thiết
STUK -
Kiểm tra lograve
phản
ứngbigravenh aacutep
lực
Caacutec baacuteo caacuteo
toacutem tắt đƣợc
gửi đến STUK
trong vograveng 3-
thaacuteng Sau khi
kết thuacutec kiểm
tra
Phaacutep Đơn vị vận
hagravenh
Trung tacircm
Dịch vụ về
an toagraven lắp
đặt nhiecircn liệu
hạt nhacircn
(SCSIN)
Giai đoạn đầu 2-5
năm Sau lƣợt tải đầu
tiecircn Khoảng thời gian
10 năm để hoagraven thagravenh
chƣơng trigravenh ISIS
Từng phần chƣơng
trigravenh ISIS đƣợc thực
hiện cho mỗi lần cung
cấp bổ sung nhiecircn
liệu
--- Đơn vị vận
hagravenh
Khocircng aacutep
dụng
Khocircng aacutep
dụng
9
Slide 17
Slide 18
43
Bảng 4 Xacircy dựng vagrave điều hagravenh chƣơng trigravenh (2)
Quốc gia Cơ quan chịu
traacutech nhiệm
phaacutet triển
Cơ quan xem
xeacutetphecirc duyệt
Thời gian Tần suất
điều
chỉnh
Nơi thực hiện
kiểm tra
Caacutec yecircu cầu về
baacuteo caacuteo
Nơi thực hiện
kiểm tra becircn
ngoagravei
Nhật
Bản
Cocircng ty điện
lực
Bộ Kinh tế
Thƣơng mại
Cocircng nghiệp
(METI)
Phograveng Tiện iacutech
cocircng cộng
Ban quản lyacute an
toagraven điện hạt nhacircn
10 năm Mƣời
năm một
lần
nhƣng
coacute sửa
đổi hagraveng
năm
Chủ sở hữu
cocircng trigravenh
hoặc đơn vị
nhagrave thầu
(Cocircng ty điện
lực khocircng
thực hiện
việc kiểm tra
nagravey)
Bộ Kinh tế
Thƣơng mại
Cocircng nghiệp
(METI)
Nhật Bản
Hagraven Quốc Viện Nghiecircn
cứu Năng
lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI
Viện Nghiecircn cứu
Năng lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI (ghi chuacute 3)
bộ phận QA
10 năm Mỗi lần
dừng
kiểm tra
Viện Nghiecircn
cứu Năng
lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI bộ
phận NDT
--- Viện Nghiecircn
cứu Năng
lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI bộ
phận QA
Mỹ Plant owner
Chủ nhagrave
maacuteycocircng trigravenh
nhacircn viecircn vagrave nhagrave thầu
của NRC caacutec phograveng
thiacute nghiệm quốc gia
vagrave nhagrave thầu cấp Nhagrave
nƣớc chỉ xem xeacutet
(khocircng thực hiện việc
phecirc duyệt)
10 năm Khoảng
thời gian
120 thaacuteng
Chủ nhagrave
maacuteycocircng trigravenh
hoặc nhagrave thầu
Coacute baacuteo caacuteo caacutec
kết quả kiểm tra
hagravenh động khắc
phục
Ủy ban điều
tiết hạt nhacircn
NRC cấp liecircn
bang hoặc becircn
thứ 3
43
Bảng 5 Phacircn loại caacutec thagravenh phần cho ISI
Quốc
gia
Phacircn Loại Cơ sở để phacircn loại Lựa chọn thagravenh phần trong caacutec chủng loại
Phần
Lan
Tƣơng tự
với chuẩn
ASME
chƣơng XI
Tƣơng tự với chuẩn
ASME chƣơng XI
Tập trung đặc biệt vagraveo những bộ phận cấu thagravenh trong
đoacute sự xuất hiện những sai soacutet khuyết tật lagrave coacute thể xảy
ra nhất Vigrave vậy trong việc lựa chọn caacutec thagravenh
phầnhạng mục kiểm tra trong hệ thống đƣờng ống của
caacutec cơ sở lograve phản ứng (BWR) caacutec tiecircu chiacute chọn lựa
chiacutenh lagrave caacutec yếu tố liecircn quan đến sự tải khiacute hơi kết cấu
vagrave caacutec điều kiện đoacuteng goacutep vagraveo quaacute trigravenh ăn mograven do
ứng suất chuyecircn gia vật liệu
Phaacutep An toagraven
bậc 123
Đƣợc đƣa ra RCC-P
ldquoquy tắc thiết kế vagrave
xacircy dựng nhagrave maacutey
điện hạt nhacircn 900
MWe PWRrdquo Cơ sở
để phacircn loại khocircng
sẵn coacute
Thể tiacutech B của thiết bị an toagraven bậc 1 (RSEM) aacutep dụng
cho bigravenh chứa duy trigrave aacutep lực tạo necircn hệ thống chiacutenh
(CPP) của NSSS Mạch chiacutenh bao gồm bể lograve phản ứng
toagraven bộ bể chứaống mạch kết nối với bể lograve phản ứng
vagrave hệ thống đƣờng ống kết nối với bể chứaống mạch
đến sơ đồ hỗ trợ của NSSS lecircn phiacutea trecircn vagrave bao gồm
van caacutech ly thứ 2 van an toagraven vagrave van giảm aacutep
Slide 19
Slide 20
43
Bảng 5 Phacircn loại caacutec thagravenh phần cho ISI
Quốc
gia
Phacircn Loại Cơ sở
để phacircn
loại
Lựa chọn thagravenh phần trong caacutec chủng loại
Nhật Tƣơng tự
ASME loại
123
Tƣơng tự
ASME
loại
123
Kinh nghiệm vận hagravenhđiều hagravenh JEAC 4205 sự phacircn
bố đồng đều caacutec điểm kiểm tra khả năng tiếp cận coacute
hay khocircng một thagravenh phần coacute thể đƣợc coi lagrave đại diện
Hagraven
Quốc
ASME loại
123 cho
PWRs
ASME
loại 123
cho
PWRs
IWA 2000 thiệt hại nghiecircm trọng tại caacutec nhagrave maacutey khaacutec
Caacutec khuyến nghị của Caacutec Tổ chức Quốc tế Caacutec chỉ
dẫn quy định của Hoa Kỳ
Mỹ ASME XI Quy tắc
126 vagrave
ASME
XI
ASME XI
43
Bảng 6 Phạm vi kiểm tra đối chiếu với ASME XI
Quốc
gia
Hệ
thống
lạnh sơ
cấp
Bộ
phận
Becircn
trong
lograve
phản
ứng
RH
R
EC
CS
Hệ
thống
tải
nhiệt
Hệ
thống
nƣớc
lagravem maacutet
phục vụ
an toagraven
Chacirct
thải
phoacuteng
xạ
Bảo
trigrave
chức
năng
Caacutec bộ
phận
hỗ trợ
Ghi
chuacute
Phần
Lan
X X X X X X NA NA X
Phaacutep X X X X X X NA X X
Nhật X X X X X X X X
Hagraven X X X X X X X X X
Mỹ X X X X X X X X X
Slide 21
Slide 22
43
Bảng 7 ĐAgraveO TẠO VAgrave CẤP CHỨNG CHỈ
Quốc
gia
Tiecircu
chuẩn
SNT-TC-
1A
Chuẩn
ASNT
sửa đổi
Khaacutec Yacute kiến
Phần
Lan
X Tiecircu chuẩn chuyecircn mocircn Nordtest Bậc I vagrave II
(Hệ thống Unicert)
Phaacutep X Theo hệ thống 3 cấp độ đƣợc kiểm soaacutet vagrave quản
lyacute bởi cộng đồng NDT Phaacutep Confrend
Nhật X Chƣơng trigravenh độc lập đƣợc quản lyacute bởi Ủy ban
tiecircu chuẩn chuyecircn mocircn nhacircn sự NDT của
JSNDT Noacute coacute ba cấp độ tƣơng ứng với tiecircu
chuẩn ASNT
Hagraven
Quốc
X Đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ nhacircn viecircn kiểm định
lagrave yecircu cầu đối với NDT cấp I II III theo SNT-
TC-1A vagrave caacutec chƣơng trigravenh KAERI QA
43
Bảng 7 ĐAgraveO TẠO VAgrave CẤP CHỨNG CHỈ (2)
Quốc gia Tiecircu chuẩn
SNT-TC-1A
Chuẩn ASNT sửa
đổi
Khaacutec Yacute kiến
Mỹ XASME XI chấp nhận tiecircu chuẩn SNT-TC-1A nhƣ một hệ thống cơ bản về
yecircu cầu kiểm tra đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ nhacircn sự tham gia cocircng việc kiểm
tra khocircng phaacute hủy
Trong quaacute trigravenh đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ nhacircn sự đƣợc thực hiện bởi ngƣời
quản lyacute cơ sở hoặc đại lyacute hoặc ASNT caacutec yecircu cầu về điều lệ sẽ quy định rotilde
traacutech nhiệm của ngƣời quản lyacute cơ sở về cocircng việc cacircp chứng chỉ nhacircn sự vagrave
mức độ đầy đủphugrave hợp của nội dung chƣơng trigravenh về tiecircu chuẩn nhacircn sự
Caacutec yecircu cầu bổ sung đƣợc đƣa ra trong phần nội dung chiacutenh vagrave phụ lục của
chuẩn ASME XI vagrave caacutec quy định lựa chọn đƣợc đề rotilde trong caacutec chuẩn bổ
sung
Phụ lục bắt buộc IV cung cấp thecircm caacutec yecircu cầu về trigravenh độ dựa trecircn hiệu
suất trigravenh diễn nhƣ lagrave một bổ sung đaacuteng kể cho caacutec hƣớng dẫn ASNT
Chuẩn bổ sung N-409 cung cấp caacutec yecircu cầu thay thế cho caacutec thủ tục vagrave trigravenh
độ nhacircn viecircn để phaacutet hiện siecircu acircm vagrave định cỡ của vết nứt ăn mograven ứng suất
liecircn hạt trong mối hagraven đƣờng ống Austenit
Chuẩn bổ sung nagravey đaacutenh giaacute tiecircu chuẩn chuyecircn mocircn dựa trecircn chứng minh
hiệu suất với caacutec thủ tục kỳ thi tiecircu chuẩn nhƣ lagrave một bổ sung đaacuteng kể cho
việc kiểm tra thực tiễn thocircng thƣờng
Slide 23
Slide 24
44
Chƣơng trigravenh ISI ở Hungary
bull Hungary coacute 4 lograve VVER-440 Model 213 đƣợc xacircy dựng vagraveo năm 1983-
amp 1987
bull Coacute Luật năng lƣợng nguyecircn tử
bullCơ quan Năng lƣợng nguyecircn tử Hungary (HAEA) quản lyacute
bullTổng giaacutem đốc HAEA phecirc chuẩn caacutec Hƣớng dẫn cho caacutec phƣơng
phaacutep thực tế trong việc thực hiện Quy chế an toagraven hạt nhacircn
bullLograve phản ứng VVER loại đƣợc thiết kế phugrave hợp với caacutec quy tắc vagrave tiecircu
chuẩn Liecircn Xocirc cũ Những tagravei liệu nagravey đatilde đƣợc phaacutet triển thực tế độc lập
từ caacutec lograve PWR nhƣng caacutec nguyecircn tắc chiacutenha n toagraven tƣơng tự nhƣ
nhau
bullChƣơng trigravenh ISI hiện tại của Hungary khaacutec biệt cả về cấu truacutec vagrave caacutec thocircng số kỹ thuật so với ASME XI
44
bull chƣơng trigravenh ISI của Hungary bao gồm ba thagravenh phần chiacutenh
bull Định kỳ NDE
bull Kiểm tra kết cấu
bull Kiểm tra aacutep lực hệ thống
bull Kiểm tra kết cấu tƣơng đƣơng với kiểm tra trực quan VT-3 loại trong
ASMEXI
bull Toagraven bộ chƣơng trigravenh (Phần Một) bao gồm 10 chƣơng cho 10 bộ phận
quan trọng về an toagravenm bao gồm
bull Lograve phản ứng
bull Bồn bể aacutep lực
bull Caacutec thagravenh phần becircn trong RPV
bull Đƣờng ống lagravem lạnh chiacutenh SG
bull Hungary đang chuyển đổi ISI cho phugrave hợp với
Chƣơng trigravenh ISI ở Hungary
Slide 25
Slide 26
44
bull Một trong những khaacutec biệt lớn nhất giữa ISI NDE Hungary vagrave ASME XI
nằm ở sự khaacutec biệt về khaacutei niệm của caacutec tiecircu chuẩn chấp nhận
bull Tại Hungary nhƣ một hệ quả của việc aacutep dụng caacutec phƣơng phaacutep tiếp cận
của Liecircn Xocirc đaacutenh giaacute UT đatilde đƣợc dựa trecircn sự so saacutenh giữa biecircn độ từ
mẫu vagrave biecircn độ của mẫu đối chứng
bull Coacute sự khaacutec biệt lớn trong caacutec tham số thử nghiệm aacutep lực
bull Giaacute trị aacutep suất hiện đang đƣợc sử dụng ở Hungary lagrave cao hơn so với
caacutec giaacute trị đƣợc đƣa ra bởi ASMEXI
bull Sự khaacutec biệt lớn nhất kiểm tra định kỳ cho thủy lực thagravenh phần Class
1 sau mỗi chu kỳ kiểm tra bốn năm aacutep lực thử nghiệm vocirc cugraveng cao
bull Cả chƣơng trigravenh khung ISI NDE quy trigravenh vagrave Tiecircu chiacute đaacutenh giaacute dều
khocircng coacute thocircng tin rotilde ragraveng cho những tigravenh huống khi NDE vagrave caacutec kết quả
kiểm tra vƣợt quaacute tiecircu chiacute chấp nhận Họ chỉ noacutei rằng trong trƣờng nagravey sẽ
coacute một Ủy ban về sự khocircng phugrave hợp sẽ quyết định
Chƣơng trigravenh ISI ở Hungary
44
bull Chƣơng trigravenh ISI đoacuteng vai trograve quan trọng trong chƣơng trigravenh QAQC
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
bull Caacutech thức xacircy dựng vagrave thực thi chƣơng trigravenh ISI của caacutec nƣớc coacute sự khaacutec nhau đaacuteng kể cả về bề rộng vagrave chiều sacircu
bull Rất nhiều nƣớc chấp nhận hoagraven toagraven hoặc dựa trecircn Quy phạm
ASME XI
bull Nhiều nƣớc phaacutet triển chƣơng trigravenh ISI riecircng cho nƣớc migravenh
bull Một số nƣớc chấp nhận ngay caacutec tiecircu chuẩn của nhagrave thiết kế vagrave
cung cấp cho mỗi loại nhagrave maacutey khaacutec nhau
bull Chƣơng trigravenh ISI cần đƣợc xacircy dựng ngay từ khi thiết kế NM
bull Để coacute thể xacircy dựng chƣơng trigravenh ISI hiệu năng cho migravenh Việt Nam
cần tham khảo kỹ caacutec Chƣơng trigravenh ISI của caacutec nƣớc trecircn thế giới
Thay cho lời kết
10
Slide 27
44
Xin caacutem ơn
II1 THAM LUẬN 4 NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO
NUCLEAR POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
TS Trần Đại Phuacutec
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2
1
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Summary
1 INTRODUCTION
2 INSPECTION IN SERVICES OF NSSSrsquoS IMPORTANT COMPONENTS
3 NDT APPLIED TO UN-IRRADIATED NUCLEAR FUEL
4 NDT APPLIED TO IRRADIATED NUCLEAR FUEL
a Fuel rod
b Fuel assembly
5 CONCLUSION
Slide 3
Slide 4
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
1 INTRODUCTION
All NSSS are subjected to the in service surveillance program Regulations
For the NDT
- Components subjected to the in service surveillance
- Qualification of the NDT control processes (specified in the Standards related to Mechanical components of the NSSS)
The Regulations do not get in detail the controls to be effectuated on different mechanical systems (principles requirements)
The operator establishes the maintenance program for each component (fabrication processes risk analysis experimental feedback analysis)
The maintenance comprises Two types
a National Program Applicable to all NPP in general for each controlled zone
- Description of the controlled zone (material welding possible defects)
- Proposed control method amp control periodicity
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
b Particular Programs
Applicable for all NPP they are under the responsibility of the NPP Director
- These programs related to each NPP get into detail amp point-out for each
controlled zone
+ NDT control process
+ Zone reference amp its extend
+ Precedent control date
+ Organism to effectuate the control
Slide 5
Slide 6
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
2 INSPECTION IN SERVICES OF NSSSrsquos IMPORTANT COMPONENTS
A Extended Control Pressure vessel (16)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (26)
11
Slide 7
Slide 8
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (36)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (46)
Slide 9
Slide 10
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (56)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (66)
Slide 11
Slide 12
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELSB The Current control methods
Surface amp Volume Methods
- Visual amp Televisual methods rarr Surface
- Sipping rarr Surface
- Magnetoscopy rarr Surface
- Eddy Current rarr Surface + ldquoVolumerdquo
- Ionizing radiation rarr Volume
- Ultra-sonic sound rarr Volume
Objectives
- Before the put in service of the installation Complete Initial
visit
Establish a precise map of defect leave behind at fabrication
amp are considered as minor non-conformance in order the
dimensions of such defects could be served as references for the
ulterior visits (according to the ISO-9000 standard)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
In SERVICE During the complete visit or periodical visits
- Find-out new defects resulting the normal operating or
incidental or to verify there are no evolution of the such defects
mentioned above
- To fulfil the above statement
The control methods must have
- A good resolution
- An excellent reproductibility (detect an evolution of the
defect amp to be able to compare)
- Allow a clear interpretation of the results (to make a
decision with minimum incertitude on the pursuing of
the normal or particular operation or have to be
repared)
Slide 13
Slide 14
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Concretly
One must detect amp characterize the defects (dimensions orientation identification of nature amp origin)
Analysis of the consequence by integrating results of appropriated calculations
Choice of control method
No universal control methodrarr To be taken into account
- Defect characteristics (fabrication process or degradation mechanism)
- Orientation position of the defect in the material or at surface static defect or continued evolution
- Characteristics of examined zone (material nature geometry)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
- Degradation risk rarr Importance of means to be deployed to develop the
method which is depended on the importance of the risk in the considered
degradation zones and their consequences
Three Types of control methods qualification
- General qualification Applicable on important safety components
where the degradation mechanisms are identified amp are taken into account
amp no particular defects have been revealed (defects initiated by fatigue
corrosion )
- Specific qualification Applicable to all the safety components at
which defects have been detected (ex risk of thermal fatigue fissure on
RHRS inner plating at reactor of the PVS )
Slide 15
Slide 16
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Conventional qualification Applicable to zones of components important
to safety at which there is no identified degradation mechanisms
In case of lack of qualification amp emergency rarr Expertise examinations
Numerous examination categories
Visual examination To control the no defect on components or
systems (CRC screw supports man-hole loose parts damage )
With camera endoscope with image recording
- Inner plate of PVS Pressurizer man-hole Bottom penetration of
the PVS (objectives deposits (boron corrosion) surface degradation or
defects)
Televisual expertise examination To detect fissure initiated by SCC (Ex
Internal adaptators in Inconel 600 of PVS head)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Examples SG Tubes (crakings deformations chocks )
12
Slide 17
Slide 18
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On-site examination of SG tubes by Camera
- Camera Head
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Observed internal surface defects
- a) b) Fissure at stud
- c) b) at laboratory
Slide 19
Slide 20
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Examination of extracted SG tubes plugs
-Mechanic plug Advanced transversal cracking
at inner surface
Notch transversal cracking at
inner surface
Longitudinal notch cracking at
inner surface
Longitudinal notch cracking at
external surface
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Dismountable plugs
Slide 21
Slide 22
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Expertise of
Instrumentation
Inconel 600 connection
on Pressurizer
Place amp schema
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Localization amp aspect of cracking
At external surface At internal surface
Slide 23
Slide 24
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
SCC of centering pins Inconel 750 On-site US tests
Upper core structure US controls
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding wear of control rods
Slide 25
Slide 26
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Fuel assembly Cladding wear
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
EC sensors EC Principle
13
Slide 27
Slide 28
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
PVS In Service Inspection Machine
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
SG Tubes Eddy Current
Slide 29
Slide 30
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Inconel 600 Zones SCC on Low Support Plate
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
3 NDT APPLIED TO UN-IRRADIATED NUCLEAR FA
Fuel Rod
- Control of welding
porosities undercuts by radiography
D gt 040mm (99)
D gt 045mm (100)
Rejected all e lt 99 (e = 047mm)
under-penetration is difficult to detect by radiography
Slide 31
Slide 32
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Tungsten inclusion Tungsten is more absorbent to X rays than does
Zircaloy it is due to the welding electrode
Rejected 100 tungsten inclusion of Dgt 025 mm
In the Seal-Weld-pot Absence of metallic liaison or defects
(porosities) are considered as under-penetrations
The clean weld bead must be gt 0510 mm
under-penetration
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
- Film kodak M or Geveart D2
- Shot distance 07 to 1 m
- Pause time 2 to 3 min
- Power 200kV to 300 kV
- 3 views 120
- Image quality 032 mm must be visible
Efficiency curve for welding radiography
of fuel rods for porosities
Slide 33
Slide 34
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Automatic control of fuel cladding US Sound
Objective
- To detect
External diameter
Internal diameter
thickness
US immerged gages
emits wave at water
zircaloy
- De by the time spacing depart
impulsion of the first arrival echo on the tube with the same emitted by the symetrical US gage
- Thickness by the time spacing imput impulsion in the tube and to the reflexion from the inner surface
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding tube control of 4 standard defects
Slide 35
Slide 36
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding control band
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Control of Grid Spacers Pressure amp Strain gages
14
Slide 37
Slide 38
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Final control of fuel assembly
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Fuel rod Enrichment control by Gamma Scanning
Control effectuated through the cladding
Only measurement a discrimination of radiation between the U235 amp U238
allows industrial rhythm (a fabrication chain products from 3 to 4 km of
fissile material per day)
Most of all the world (except China) utilizes the delay gamma consequence
of the activation of the U235 by a thermal flux of neutrons
Essential of measured delay gamma comes from Krypton 91 (T= 10s) and
different isotopes of Barryum (T~ 3 to 5s)
Each fuel rod pass through all lts length)
- first in neutron beam zone
- after behind one (or several) gamma detector(s)
Slide 39
Slide 40
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history of each pellet could be resume such as
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history responds to the equation such as
A = k[(NσfOslash)37 x1010] x (1 ndash e-λθ) x e-λt
Where A = activity (Cigram)
N = atom number of U235
σf = fission absorption of U235
Oslash = thermal neutron flux
θ = activation time
t = fuel rod transfert time
λ = radioactive constant
The measuring of ƒAdt is proportional to N atom U235 by unit length
of the fissile column (and not to the enrichment)
all variation of the speed V of the fuel rod transfer will affect on the
measuring of θ t amp dt (dVDVlt 10-3)
Slide 41
Slide 42
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Principle
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
4 NDT APPLIED TO IRRADIATED NUCLEAR FUELToday LWR have reached a remarkable high level of manufacturing
quality and operational reliability However fuel rod failures do occur
causing a release of fission products (FP) into the PCS
The release of FP is a complex function of plant operational
characteristics and can occur in several different ways
-A slow or sudden release of the fission gases during the process
of clad perforation
- A steady release of FP through existing clad perforation during
power operation
- Fission spiking during shutdown start-up rapid power changes
and coolant depressurization
- A moderately increasing release rate during non-steady
operation of the plant
Slide 43
Slide 44
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Since NPP have licensing limits for the release of volatile FP to the
environment (off-gas limits) detailed monitoring of the development of clad
failures is necessary by the operators
During reactor operation FP concentration amp the ratio between different
FP nuclides in the PCS are only the indicators of the fuel clad failures
Therefore the only means for detecting fuel clad failures on-line are
- Monitoring the coolant amp off-gas activity concentration or
- Measuring the flux of delayed neutrons emitted by some short-
half-life FP
After shutdown various sipping techniques are available to identify
defective fuel assemblies or fuel rods
An US inspection technique allows to pinpointing of failed fuel rod within
an assembly
For defect testing of individual fuel rod after withdrawal from the
assembly an EC technique can be applied
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
General survey of the procedure of defect surveillance
During operation
Monitoring of PCS amp off-gases PF activity
Location of defective fuel assembly within the core
Control assembly manoeuvre amp activity monitoring
During or after refuelling
Identification of defective fuel assemblies by sipping
(partially or complete reactor core)
Identification of defective fuel rods within the fuel assembly
- visual inspection outer row fuel rods
- US testing
- Withdrawal of individual fuel rods
- EC defect testing
Slide 45
Slide 46
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping test facility-fluid system schematic All sipping techniques make use of the fact
that a rise in temperature caused by decay heat
drives dissolved FP or fission gases out of
defective rods
A first indication of defective fuel assembly
can be obtained by a sipping technique that
utilizes the release of gaseous FP while the
assembly is contained in the refuelling machine
In LWRs the refuelling machine consists of a
pole guiding of the fuel assembly but also
suppressing natural convection On pulling
the FA into the pole of the refuelling machine
changes of the hydrostatic pressure occur
resulting in a release of gaseous FP from a failed
rod
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The gaseous FP are collected in a measuring chamber connected to a
Ge(Li) detector and a multichannel analyser
The measured activity is a measure for the integrity of the fuel assembly
itrsquos a qualitative measurement
In order to increase the activity level in NPP the FP are entrained by air
injection underneath the bottom end fitting
If reliable results from a sipping test are to be obtained the FP used for
analysis must fulfil the following requirements
- They must be produced in measurable quantity
- They must be an intensive high energetic and long lived βamp γ
radiation
- They must be sufficiently in water soluble or in gaseous form
In the wet sipping test the most commonly measured isotopes are I131
(T=8d γ=0637 MeV) Cs134 (T= 2y γ=0605 MeV137) amp Cs (T= 301y γ=662
MeV) amp others Cs136 (T=13d γ= 1046 MeV) Xe133 (T=53d γ = 0347
MeV) Kr85 (T= 107d γ = 0514 MeV)
15
Slide 47
Slide 48
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
In dry sipping technique the Ge(Li) detector has to be installed in the gas
flow loop of the sipping box near the spent fuel pool
The criteria used for discriminating between intact suspect and defective
fuel assemblies vary among users of the sipping test
All criteria require the background activity (sipping box without fuel
assembly) to be determined frequently by separated samples
The decision whether the tested fuel assemblies are defective or intact is
given by the ratio
f = activity of box-water sample with FAactivity of box-water sample
without FA
f = sipping factor
f lt 152 to 2 rarr FA sound
152 lt f lt 3-5rarr FA suspect
f gt 3-5 rarr FA defected
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Slide 49
Slide 50
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Pneumatic compressed air of the fuel
handling machine equipment The air
inlet conduct is shown in the center
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Release of FP during the
quantitative sipping This
technique allows to
discriminate the size of the
defect
ldquoLargerdquo defect size rapid
release of FP
ldquoSmallrdquo defect size release
prolonged
Slide 51
Slide 52
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel storage pool
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Measuring of expansion chamber of the irradiated fuel rod by extraction
Objective
Measuring the internal pressure of fission gases
Means
Performance
- Measured pressure 2 bars
- Volume 10 cm3 05cm3
Slide 53
Slide 54
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
ZrO2 thickness measuring by EC
Objective
- Measuring of ZrO2 thickness on irradiated fuel rods
- Axial plot of the ZrO2 thickness
Principle
Impedance variation of a probe placed near the sample
Means
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Results
Slide 55
Slide 56
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Expertise of the blocking of the CRC
Upper part of the PVS
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
5 Conclusions
Quality respected right from the design and pilot run stages is conducive to defect prevention and optimizes the costquality ratio
From startup and routine maintenance problems in all fields from civil
engineering to electromechanical
Construction work and testing
Well adapted specifications achieving an optimum trade-off between
operating requirements and investment costs and covering the entire
industrial process from design manufacturing and associated
inspections to assembly and testing
Efficient Surveillance
By manufacturing surveillance equipment defects can be detected
at a very early stage
Well adapted to circumstances it enables compliance with deadlines
and efficient long term operation of installations
16
Slide 57
Slide 58
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Quality Targets Safety Reliability and availability
Quality organization
Supplier and contractor selection assessment of their quality
organization
Performance of quality audits
Qualification tests
In-factory manufacturing surveillance
On-site construction and assembly surveillance
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On the basis of the above observations for the Ninh Thuacircn Project it
is necessary to set up a technical expert body related to NDT amp DT in
order to assist at different stages amp fields (from startup and routine
maintenance problems from civil engineering to electromechanical
construction works and testing) different organizations involving to
fulfil their jobsin the project such as
VARANS
TSO organisation to VARANS
VINATOMrsquos Technical support Institute
EVN
Slide 59 NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
THANKS FOR YOUR ATTENTION
II1 THAM LUẬN 5 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN CƠ HỘI amp tHAacuteCH THỨC VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircNCƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC
VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
22052015
NỘI DUNG
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacute CAacuteC LOgrave PHẢN ỨNG
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC DO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHO COcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
VAgraveI MINH HỌA VỀ COcircNG TRƢỜNG XAcircY DỰNG NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 3
Slide 4
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacuteLOgrave PHẢN ỨNG HẠT NHAcircN
Caacutec lograve phản ứng hạt nhacircn
PWR Lograve hạt nhacircn đƣợc sử dụng phổ biến nhất (westinghouse)
BWR General electric
PHWR CANDU INDIA
AGR UK
RBMK Nga
FBR Lograve hạt nhacircn thế hệ mới (Nga Nhật)
17
Slide 5
Slide 6
Nguyecircn lyacute lograve PWR
nguyecircn lyacute lograve LWR
Slide 7
Slide 8
Nguyecircn lyacute BWR
Lograve CANDU
Slide 9
Slide 10
Lograve AGR
Lograve RMBK
Slide 11
Slide 12
Lograve FBR
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨCDO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 13
Slide 14 Dự kiến đến năm 2020 Việt nam cần hơn 1000 kỹ thuật viecircn đƣợcđagraveo tạo đủ năng lực để phục vụ trong lỉnh vực năng lƣợng hạt nhacircn(theo baacuteo caacuteo của Bộ Khoa Học amp Cocircng nghệ)
Số kỹ thuật viecircn nagravey chủ yếu phục vụ cho giai đoạn xacircy dựng nhagravemaacutey nghiecircn cứu phaacutet triển caacutec ứng dụng hạt nhacircn (RampD) vagrave hỗ trợkỹ thuật
Cần thecircm khoảng 6000 đến 10000 lao động cho quaacute trigravenh xacircydựng nhagrave maacutey điện hạt nhacircn dự kiến sẽ khởi cocircng trƣớc 2015 vagrave2020 sẽ đi vagraveo vận hagravenh khai thaacutec
Hiện nay coacute khoảng 800 nhacircn sự phần lớn đang cocircng taacutec tạiVietnam Atomic Energy Commission vagrave đang ldquogiagrave đirdquo
(Theo Bộ Giaacuteo dục amp Đagraveo tạo) khoảng 11232 triệu US dollars sẽđƣợc đầu tƣ cho đagraveo tạo nhacircn lực cho lỉnh vực khoa học vagrave cocircngnghệ hạt nhacircn
TOAgraveN CẢNH
THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần chuẩn bịtrƣớc từ 12 đến 15 năm trƣớc thời điểm hoagraventhagravenh vagrave đƣa vagraveo khai thaacutec
Đối với nhagrave maacutey năng lƣợng hạt nhacircn đầu tiecircnthigrave việc chuẩn bị đội ngủ coacute đủ năng lực đểhoạch định triển khai vagrave xuacutec tiến dự aacuten coacute khicần đến 20 năm trƣớc khi nhagrave maacutey đi vagraveo vậnhagravenh khai thaacutec
Vấn đề phaacutet triển cocircng nghệ amp nhacircn lực coacute đủnăng lực amp trigravenh độ thực sự lagrave một thaacutech thứcvagrave để coacute đƣợc một đội ngủ nhƣ vậy so vớitoagraven cảnh necircu trecircn theo tocirci lagrave quaacute chậm cần
18
Slide 15
Slide 16
CAacuteC CƠ HỘI CẦN TẬN DỤNG Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần sự hợp taacutec
quốc tế ldquochacircn thagravenhrdquo vagrave hiệu quả
ndash Quaacute trigravenh chuyển giao cocircng nghệ cốt lỏi coacute vai trogravequyết định đối với kết quả thagravenh cocircng của dự aacuten
Vai trograve quản lyacute hổ trợ của nhagrave nƣớc đối vớicaacutec thagravenh tố tham gia (Thiết kế chế tạo thiếtbị Giaacutem saacutet chất lƣợng đagraveo tạo nhacircn lực saacutet hạch amp kiểm định) sẽ cụ thể coacute tiacutenh thiếtthực amp hiệu quả
Cơ hội để caacutec lực lƣợng tham gia định hƣớngvagrave kiến tạo nguồn lực (cocircng nghệ phƣơngphaacutep nhacircn lực) sẳn sagraveng tiếp thu amp triển khaicocircng nghệ tiecircn tiến ngang tầm quốc tế
YEcircU CẦU NGUỒN LỰC
Tiacutenh sẳn sagraveng về mặt cocircng nghệ (phƣơngphaacutep nhacircn lực) của caacutec nhagrave thầu trong nƣớc
Tiacutenh sẳn sagraveng về caacutec điều kiện chứng nhận cocircng nhận phƣơng phaacutep nhacircn lực
Định hƣớng đagraveo tạo (kiến thức thực hagravenh)caacutec phƣơng phaacutep amp nhacircn lực theo yecircu cầu
Slide 17
Slide 18
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHOCOcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
CAacuteC CAcircU HỎI CẦN LAgraveM ROtilde
Coacute cocircng nghệ hagraven chuyecircn biệt aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey hạt nhacircn
Chứng nhận qui trigravenh vagrave saacutet hạch thợ hagraven đaacutep ứng caacutec chuẩn mực của nhagrave maacutey điện hạt nhacircn sẽ nhƣ thế nagraveo
Caacutec yecircu cầu về chất lƣợng hagraven vagrave tiecircu chuẩn đaacutenh giaacute aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 19
Slide 20
CAacuteC THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Hagraven trecircn caacutec vật liệu coacute yecircu cầu đặc biệt cao
ndash Cơ tiacutenh độ bền gt 80ksi (~560 Mpa)
ndash Khaacuteng nứt vagrave chịu mỏi
ndash Chống ratildeo
ndash Bền nhiệt
ndash Chống ăn mograven tinh giới (weld decay) xoacutei mograven (erosion)
Hagraven trecircn theacutep regraven
Hagraven trecircn hợp kim Chrome Nickel zircalloy
Hagraven caacutec chi tiết dagravey với ứng suất biến dạng nhiệt tối thiểu
Hagraven trong điều kiện mocirci trƣờng khắc nghiệt
Xử lyacute nhiệt amp kiểm soaacutet chu trigravenh nhiệt quaacute trigravenh hagraven
Hagraven trecircn theacutep hai lớp (clad steel) hagraven đắp (overlay) seal weld
Caacutec phƣơng phaacutep hagraven truyền thống coacute đaacutep ứng đƣợc yecircu cầu
Coacute hầu hết caacutec phƣơng phaacutep hagraven hồ quang đƣợc triển khai trong nƣớc (GTAW GMAW FCAW SAW) đều coacute thể đaacutep ứng đƣợc
Khocircng đối với một số hạng mục vật liệu cần caacutec phƣơng phaacutep hagraven cải tiến chƣa triển khai trong nƣớc (nhƣ ldquoA-TIGrdquo Narrow-gap SAW Orbital TIG Tandem GMAW Hybrid Laser -GMA ) hoặc caacutec phƣơng tiện hỗ trợ nhƣ Orbital GTA GMA robot FCA
Slide 21
Slide 22 MINH HỌA VỀ CAacuteC PHƢƠNG PHAacutePNarrow-gap SAW
Orbital TIG Orbital Tube to sheet
Tandem GMAW Hybrid Laser - GMA - Aacutep dụng
Hagraven ma saacutet xoaacuteyHagraven Plasma
Vấn đề khocircng chỉ lagrave phƣơng phaacutep
Tồn tại lớn nhất vẫn lagrave nguồn nhacircn lực coacute kiến thức kỹ năng vagrave kinh nghiệm đối với caacutec yecircu cầu phƣơng phaacutep hagraven sẽ đƣợc aacutep dụng trong chế tạo caacutec chi tiết vagrave thi cocircng lắp đặt
Vấn đề ldquochứng nhận cocircng nghệ thợ hagravenrdquo để đƣợc tham gia vagraveo dự aacuten
Vấn đề nhacircn lực đầu vagraveo để đagraveo tạo vagrave tham gia ldquoon job trainingrdquo
Saacutech lƣợc vagrave giải phaacutep bao gồm
ndash Nacircng cao kiến thức về cocircng nghệ hagraven cho đội ngủ giaacuteo viecircn dạy nghề ở caacutec trƣờng trung tacircm đagraveo tạo nghề
Slide 23
Slide 24
Qui trigravenh hagraven amp Saacutet hạch thợ hagraven
Đaacutep ứng caacutec yecircu cầu
ASME IX vẫn lagrave hƣớng dẫn cơ bản đối với việc chứng nhận qui trigravenh amp saacutet hạch thợ hagraven
vagrave NB 4000 - ASME III chỉ ra caacutec yecircu cầu cụ thể về kiểm soaacutet vật liệu tiecircu chiacute đaacutenh giaacute phạm vi aacutep dụng thữ nghiệm kiểm chứng
Ngoagravei ra cần aacutep dụng thecircm NCR 10CFRip55050 ip5100 khi thiết lập qui trigravenh kiểm soaacutet giaacutem saacutet
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
19
Slide 25
Slide 26
Cocircng nghệ mới
tiếp
Slide 27
Slide 28
tiếp
Slide 29
Slide 30
Hagraven theacutep cốt pha HY80 vagraveo theacutep tấm (hoặc stainless steel)
Lắp dựng block
Slide 31
Slide 32 Cocircng trƣờng xacircy dựng
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn điển higravenhMột số caacutec higravenh ảnh cocircng trƣờng xacircy dựng
XIN CẢM ƠN
II1 THAM LUẬN 6 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Hagrave Nội 22052015
20
Slide 1
Slide 2 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA
NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG
ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Trung tacircm Đaacutenh giaacute khocircng phaacute hủy (NDE)
Hagrave Nội 22052015
NỘI DUNG
bull Phƣơng phaacutep mới kiểm tra khuyết tật trong
nhagrave maacutey nhiệt điện aacutep dụng đƣợc cho điện hạt
nhacircn
bull Xử liacute để dự đoaacuten sự phaacutet triển khuyết tật
bull Đagraveo tạo nghiecircn cứu để Đaacutenh giaacute tuổi thọ cograven
lại của nhagrave maacutey nhiệt điện coacute thể aacutep dụng cho
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 3
Slide 4
CRACKSIZERreg ndash NDT TIEcircN TIẾN
bull Hiện đang coacute một số phƣơng phaacutep
NDT kiểm tra chất lƣợng vật liệu
bull CrackSizerreg ndash aacutep dụng điện từ
trƣờng để phaacutet hiện vagrave xaacutec định
khuyết tật bề mặt
bull Kĩ thuật ACFM (Alternating Current
Field Measurement)
bull Nguyecircn lyacute ACFM
bull CrackSizerreg coacute thể xaacutec định độ sacircu
khuyết tật cung cấp thocircng tin cần
thiết cho pheacutep theo dotildei đảm bảo tiếp
tục vận hagravenh nagraveh maacutey điện an toagraven
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTĐaacutenh giaacute phaacutet triển khuyết tật
bull Khi phaacutet hiện khuyết tật dẫn đến nguy cơ mất an khi vận hagravenh
bull Nguời vận hagravenh quản lyacute mong muốn khắc phục sự cố ngay
bull Dugraveng cơ học phaacute hủy tiến hagravenh ETHGPT khuyết tật trong chi tiết
bull DTA (Defect Tolerance Assessment) ndash cho pheacutep đƣa ra caacutec
thocircng tin chi tiết về kiacutech thuớc khuyết tật nguy hiểm vagrave chu kỳ
kiểm tra đảm bảo thiết bị vận hagravenh an toagraven
bull Dựa vagraveo một số tiecircu chuẩn ETHGTT ASNZS 37882006
BS79102005 British Energy EDF R5-R6 vagrave API 579ASME
FFS-1 HRLT đatilde tiacutenh toaacuten vagrave đaacutenh giaacute sự phaacutet triển khuyết tật
trong caacutec chi tiết khaacutec nhau của nhagrave maacutey nhiệt điện
Slide 5
Slide 6
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật trong nhagrave maacutey nhiệt điện
1 Governor Valve Seat Cracking
2 Control amp stop valve DTA
3 HPIP outer turbine casing cracking
4 Cracking in MS bifurcation and HP bypass line welds
5 Steam receiver cracking
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật nhagrave maacutey nhiệt điện
6 To assist Hydro Test to avoid Brittle failure
7 Upper steam drum FW inlet nozzle
8 HP heater weld cracking
9 ID fan impeller cracking
10 HP turbine cracking
11 LP rotor
Slide 7
Slide 8
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
Mục điacutech việc ETHGTT
bull Tiết kiệm bảo hagravenh vagrave sửa chữa thiết bị
bull ETHaacutenh giaacute ảnh hƣởng caacutec quy trigravenh vận hagravenh nhagrave maacutey linh hoạt hơn
bull Phục vụ chƣơng trigravenh kiểm tra định kỳ dựa trecircn rủi ro (RBI)
bull Phaacutet triển kế hoạch quản lyacute an toagraven thiết bị
bull Xacircy dựng database cho hệ thống quản lyacute nhagrave maacutey
bull Xaacutec định tigravenh trạng thiết bị vagrave đaacutenh giaacute phiacute tổn khi nhagrave maacutey lagravem việc
ở chế độ vận hagravenh chu kỳ (cyclic operations)
bull ETHaacutenh giaacute baacuteo caacuteo tuổi thọ thiết bị từ nhagrave cung cấp thiết bị (OEM)
bull Keacuteo dagravei tuổi thọ thiết bị so với thiết kế ban đầu
bull Phục vụ caacutec mục điacutech thƣơng mại khaacutec khi đaacutenh giaacute tuổi thọ nhagrave maacutey
cho ngƣời chủ hay dự định chủ sở hữu
Slide 9 ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
bull Từ những kết quả cụ thể magrave HRL đatilde lagravem đƣợc NDE sẽ nghiecircn cứu
aacutep dụng để đaacutenh giaacute hoạt động của caacutec nhagrave maacutey điện tại Việt nam
bull Nghiecircn cứu ACFM va DTA thocircng qua caacutec tiecircu chuẩn liecircn quan
BS7910 amp R5-R6
bull Học ANSYS để giải bagravei toaacuten Fracture Mechanics truyền nhiệt tuyến
tiacutenh cho mocirc higravenh 2D amp 3D vagrave phacircn tiacutech chuyển tiếp bằng phƣơng
phaacutep FEA Sử dụng thagravenh thạo caacutec phần mềm chuyecircn mocircn
bull Tiacutenh toaacuten đƣợc ứng suất biến dạng trong chi tiết hiện tƣợng mỏi vagrave
ratildeo nhiệt lập đƣợc bảng dữ liệu về vật liệu
bull Tiếp tục cập nhật kiến thức về FEA amp DTA qua đagraveo tạo vagrave triển khai
thực tế trong đaacutenh giaacute nhagrave maacutey nhiệt điện hƣớng đến điện hạt nhacircn
21
II1 THAM LUẬN 7 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS
THROUGH MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
Hagrave Nội 22052015 Slide 1
Slide 2 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS THROUGH
MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
22052015 at Ha Noi
CONTENTS
1 The goal of MSC
2 The current situation in preparing of HRD
3 Some typical results in the period of 2009-
2013
4 The action plan up to 2020 and
Slide 3
Slide 4
Some brief related infomation
bull Until 2008 There
are approximately
20 thermal power
plants with a total
capacity of 6500
MW that provide
more than 50 of
the total annual
electricity production
in the country
bull Up to now (2014)
There are 32
thermal power
plants in Vietnam
operating with
power of 14408
MW
A plan of
development of NPP
has also been set by
Vietnamese
Government in the
near future with the
first two units of 2000
MW power
wwwndecomvn
NDT NDT NDT
CENTER FOR NDE
Vinatom
INST CNT HCM NEAD Co
Part 1 The goal of MSC 26th August 2008
(in the periods from 1985 to 2008)
ToRs
1 Maintain amp development of NDT amp
Radiation Safety Activities of
Vinatom
2 Carry out RampD activities in Advanced
NDT Techniques
3 Preparation of NDT resourses for the
first NPP in Vietnam
Slide 5
Slide 6
wwwndecomvn
Center for NDE
Material Science
Complex (MSC)
1 NDT (UT RT PT MT
ET VT)
NDT training
2 Elemental amp Structural
Analysis
3 Mechanical Testing
(bend strain press
impact fatiguehellip)
3 Equipment
(maintenance calib
manufacturehellip)
------------------------------------
1 4662 Staffs
2Infrastructure Equipment
Systems
1 NDT (UT RT PT MT ET VT Leak
Testing Hydrotesthellip) for RR amp NPP
NDT training for NPP in Vietnam
2 Material Properties (Elemental and
Structural Analysis Mechanical
Test hellip)
3 Weld Quality Assurance (including
welder qualify mechanical
workshop)
4 Water Chemistry amp Corrosion
5 Material Failure Analysis
-----------------------------------------------------------
1 90120 Staffs
2 Infrastructure and Equipment
Systems
Research
Reactor
Nuclear Power
Plant
(2014)
(2018-2020)
The Gaps
to fulfill
Part 1 The goal of MSC
wwwndecomvn
Part 2 The current situation in preparing of HRD
1 Personnels
- Number of Staffs 58
- Number of NDT experts amp technicians 40
RT level 3 09 UT level 3 07MT level 3 02PT level 3 03CRDIR 08
Technical advisors 06
Slide 7
Slide 8
wwwndecomvn
bull ISOIEC - 17025 2005 (NDT amp calibverification of NDT Equip)bull ISO 9001 2008bull ASNT-SNT-TC -1A ISO 9712 and 17024 for NDT training and
certification
2 QMS
Part 3 Some typical results in the period of
2009-2013
The activities of NDEbull Human Resourse Training in the fields of NDT amp Radiation
Safety
bull RampD the advanced NDT techniques
bull Conducting the tests of RT UT MT PT ET VT
bull Elemental and Structural Analysis
bull NDT in Construction
bull Mechanical testing (bend strain press impact fatiguehellip)
bull Residual Stress Monitoring by Electro-Magnetics method
bull Domestic manufacturing some NDT equipments
bull Caliberationverification of NDT Equipments
bull Services of Radiation Safety in the fields of Industry and
Health
bull Conducting Projects in the frame work of cooperation with
IAEA in the field of industrial NDT
22
Slide 9
Slide 10
wwwndecomvn
1 Training
TRAINING
Inspection Organizations
Oil and gas
Shipbuilding
Hydroelectric
Alpha
Apave
PhatecoInd
ustr
y
Vietsov PetrolThermoelectric
Pro
fessio
nal
ND
T c
om
pan
ies
NDT Companies in Viet Nam amp NDT Training Courses conducted by NDE
( about 60 Cop 2000 NDT persons) (in the period of 2009-2013)
Slide 11
Slide 12
wwwndecomvn
Advanced NDT CR advance ET Phasor XS Stress Monitorhellip
2 NDT Services
PHASOR XS
wwwndecomvn
Conventional NDT
bull Radiographic Testing- RT
bull Ultrasonic Testing- UT
bull Liquid Penetrant Testing- PT
bull Magnetic Testing- MT
bull Eddy Current Testing- ET
bull Ultrasonic Testing Thickness of Material- UTM
bull Positive Material Identification- PMI
bull Ultrasonic Testing Density of Concrete Reinforced
Concrete
bull Ultrasonic Testing Bored piles
bull Analysis composition of materialshellip
NDT Services
Slide 13
Slide 14
wwwndecomvn
NDT Services - Typical Projects
NDT service projects in the period of 2009-2013
wwwndecomvn
3 R amp D (some typical projects)
X-ray Machine in industrial radiography
Slide 15
Slide 16
Research amp Manufacture of Fluoresent RT Equipment
bull The Project was supported by IAEA on ldquoOptimization of DigitalRadiography (DIR) Techniques for Specific Applicationrdquo program(code 333-F2-RC 10611) included 13 countries (Algeria ArgentinaBrazil Canadahellip) finished in 2010 but not Viet Nam
bull This system is focused on cheaper portable and applies digitaltechnology
bull Our assignments Make and apply the same systems in Viet Nam
Project on Research Design and Manufacture of
Moisture and Density of SoilConcrete
Slide 17
Slide 18
4Some inspection activities co-ordinated with VARANS
1738
wwwndecomvn
5 International Cooperation
Projects in Cooperation with IAEA
(2005-2015)
1 Finished Projects
1 RAS 8100 (2005-2006)
2 RAS 8105 (2007-2008)
3 RAS 8110 (2009-2011)
4 VIE 8020 (2009-2011) CR amp ECT
2 Running Projects
1 RAS 1013 (2012-2014)
2 VIE 1009 (2014-2015)
3 RAS 2012009 ndash ldquoCapacity building in applications of advanced
NDE technologies for enhencing industrial
productivityrdquo (August 2014 -)
23
Slide 19
Slide 20
wwwndecomvn
Mitsubishi Heavy Industries LTD Japan
14122012
Mitsubishi presented
NDT for NPP in Japan
06032013
Mitsubishi presented
1Material Inspection during Manufacture
2 Inspection during Manufacture in shop
3 Introduction of latest NDI techniques
4 Nuclear Specific Product Control
wwwndecomvn
The 2nd VietnamJapan ResearchHRD Forum on Nuclear
technology
June 5-6 2014 in Hanoi Vietnum
There are 22 presentations focused on
1NDT for NPP in Japan
2Nuclear Materials
3Development of materials for reactor internals and
piping in light water reactors
4hellip
5The Approach to Effective Nuclear Power Plant Ageing Management (Prof Masahide SUZUKI
Nagaoka University of TechnologyDepartment of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
6THE DEPOSTION AND REACTIONS BETWEEN CESIUM
POLYMOLYBDATES ON STAINLESS STEEL AT HIGH TEMPERATURES
(DO Thi Mai Dung(1) SUPAMARD Sujatanond(1) OGAWA Toru(1)
Nagaoka University of Technology
Department of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
Slide 21
Slide 22
Part 4 The action plan up to 2020 -
The Main Tasks of MSC
ToRs of MSC is technical support to
1 Research Reactor (RR) Nuclear Power Plant (NPP)
2 RampD activities in the field of examination inspection and evaluation of
materialswelds of RRNPP
The main activities of MSC will be
bull 1 NDT (PSIISI) for NPP
bull 2 Weld Quality Assurance
bull 2 Materials Characterisation
bull 3 Research the influence of Tempreture Pressure and Radiation on Materials
Degradation in RR amp NPP
bull 4 Materials Aging and Life time management of NPP
bull 5 Research corrosion and failure Analysis
bull 6 Others (NDT codes and standards personnel qualification and certification
inspection qualificationhellip)
The master plan for MSC (2015-2020)
1 HRD
58(2014)
05 priority research groups towards to 05 lab
2 Equipment for 05 Laboratories
3 Facilities
4 Finance
5 Related others
90(2020)
Slide 23
Slide 24
The Challenges for material scientists in Vietnam
The first NPP will be built in VN
Lack of fundamental knowledge of structural materials
using for LWR
Understanding the behavior of
materials in NPP remains a big
challenges of materials scientists in
Vietnam
The Challenges for material scientists in Vietnam
To cover the materials issued that arise in LWR reactor materials our
experts must understand fundamental knowledge of materials such as
Thermodynamics
Atomic transport in solids
Crystallography defects
Phase transportations
Corrosion
Mechanical behavior and radiation damage
The degration processes that occur
in service itrsquos needed to focused
on the nuclear fuelampcladding the
pressure vessel the reactor
internals and the other parts of the
nuclear supply systems
Slide 25
wwwndecomvn
THANK YOU FOR
YOUR ATTENTION
9
Slide 17
Slide 18
43
Bảng 4 Xacircy dựng vagrave điều hagravenh chƣơng trigravenh (2)
Quốc gia Cơ quan chịu
traacutech nhiệm
phaacutet triển
Cơ quan xem
xeacutetphecirc duyệt
Thời gian Tần suất
điều
chỉnh
Nơi thực hiện
kiểm tra
Caacutec yecircu cầu về
baacuteo caacuteo
Nơi thực hiện
kiểm tra becircn
ngoagravei
Nhật
Bản
Cocircng ty điện
lực
Bộ Kinh tế
Thƣơng mại
Cocircng nghiệp
(METI)
Phograveng Tiện iacutech
cocircng cộng
Ban quản lyacute an
toagraven điện hạt nhacircn
10 năm Mƣời
năm một
lần
nhƣng
coacute sửa
đổi hagraveng
năm
Chủ sở hữu
cocircng trigravenh
hoặc đơn vị
nhagrave thầu
(Cocircng ty điện
lực khocircng
thực hiện
việc kiểm tra
nagravey)
Bộ Kinh tế
Thƣơng mại
Cocircng nghiệp
(METI)
Nhật Bản
Hagraven Quốc Viện Nghiecircn
cứu Năng
lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI
Viện Nghiecircn cứu
Năng lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI (ghi chuacute 3)
bộ phận QA
10 năm Mỗi lần
dừng
kiểm tra
Viện Nghiecircn
cứu Năng
lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI bộ
phận NDT
--- Viện Nghiecircn
cứu Năng
lƣợng nguyecircn
tử Hagraven Quốc
KAERI bộ
phận QA
Mỹ Plant owner
Chủ nhagrave
maacuteycocircng trigravenh
nhacircn viecircn vagrave nhagrave thầu
của NRC caacutec phograveng
thiacute nghiệm quốc gia
vagrave nhagrave thầu cấp Nhagrave
nƣớc chỉ xem xeacutet
(khocircng thực hiện việc
phecirc duyệt)
10 năm Khoảng
thời gian
120 thaacuteng
Chủ nhagrave
maacuteycocircng trigravenh
hoặc nhagrave thầu
Coacute baacuteo caacuteo caacutec
kết quả kiểm tra
hagravenh động khắc
phục
Ủy ban điều
tiết hạt nhacircn
NRC cấp liecircn
bang hoặc becircn
thứ 3
43
Bảng 5 Phacircn loại caacutec thagravenh phần cho ISI
Quốc
gia
Phacircn Loại Cơ sở để phacircn loại Lựa chọn thagravenh phần trong caacutec chủng loại
Phần
Lan
Tƣơng tự
với chuẩn
ASME
chƣơng XI
Tƣơng tự với chuẩn
ASME chƣơng XI
Tập trung đặc biệt vagraveo những bộ phận cấu thagravenh trong
đoacute sự xuất hiện những sai soacutet khuyết tật lagrave coacute thể xảy
ra nhất Vigrave vậy trong việc lựa chọn caacutec thagravenh
phầnhạng mục kiểm tra trong hệ thống đƣờng ống của
caacutec cơ sở lograve phản ứng (BWR) caacutec tiecircu chiacute chọn lựa
chiacutenh lagrave caacutec yếu tố liecircn quan đến sự tải khiacute hơi kết cấu
vagrave caacutec điều kiện đoacuteng goacutep vagraveo quaacute trigravenh ăn mograven do
ứng suất chuyecircn gia vật liệu
Phaacutep An toagraven
bậc 123
Đƣợc đƣa ra RCC-P
ldquoquy tắc thiết kế vagrave
xacircy dựng nhagrave maacutey
điện hạt nhacircn 900
MWe PWRrdquo Cơ sở
để phacircn loại khocircng
sẵn coacute
Thể tiacutech B của thiết bị an toagraven bậc 1 (RSEM) aacutep dụng
cho bigravenh chứa duy trigrave aacutep lực tạo necircn hệ thống chiacutenh
(CPP) của NSSS Mạch chiacutenh bao gồm bể lograve phản ứng
toagraven bộ bể chứaống mạch kết nối với bể lograve phản ứng
vagrave hệ thống đƣờng ống kết nối với bể chứaống mạch
đến sơ đồ hỗ trợ của NSSS lecircn phiacutea trecircn vagrave bao gồm
van caacutech ly thứ 2 van an toagraven vagrave van giảm aacutep
Slide 19
Slide 20
43
Bảng 5 Phacircn loại caacutec thagravenh phần cho ISI
Quốc
gia
Phacircn Loại Cơ sở
để phacircn
loại
Lựa chọn thagravenh phần trong caacutec chủng loại
Nhật Tƣơng tự
ASME loại
123
Tƣơng tự
ASME
loại
123
Kinh nghiệm vận hagravenhđiều hagravenh JEAC 4205 sự phacircn
bố đồng đều caacutec điểm kiểm tra khả năng tiếp cận coacute
hay khocircng một thagravenh phần coacute thể đƣợc coi lagrave đại diện
Hagraven
Quốc
ASME loại
123 cho
PWRs
ASME
loại 123
cho
PWRs
IWA 2000 thiệt hại nghiecircm trọng tại caacutec nhagrave maacutey khaacutec
Caacutec khuyến nghị của Caacutec Tổ chức Quốc tế Caacutec chỉ
dẫn quy định của Hoa Kỳ
Mỹ ASME XI Quy tắc
126 vagrave
ASME
XI
ASME XI
43
Bảng 6 Phạm vi kiểm tra đối chiếu với ASME XI
Quốc
gia
Hệ
thống
lạnh sơ
cấp
Bộ
phận
Becircn
trong
lograve
phản
ứng
RH
R
EC
CS
Hệ
thống
tải
nhiệt
Hệ
thống
nƣớc
lagravem maacutet
phục vụ
an toagraven
Chacirct
thải
phoacuteng
xạ
Bảo
trigrave
chức
năng
Caacutec bộ
phận
hỗ trợ
Ghi
chuacute
Phần
Lan
X X X X X X NA NA X
Phaacutep X X X X X X NA X X
Nhật X X X X X X X X
Hagraven X X X X X X X X X
Mỹ X X X X X X X X X
Slide 21
Slide 22
43
Bảng 7 ĐAgraveO TẠO VAgrave CẤP CHỨNG CHỈ
Quốc
gia
Tiecircu
chuẩn
SNT-TC-
1A
Chuẩn
ASNT
sửa đổi
Khaacutec Yacute kiến
Phần
Lan
X Tiecircu chuẩn chuyecircn mocircn Nordtest Bậc I vagrave II
(Hệ thống Unicert)
Phaacutep X Theo hệ thống 3 cấp độ đƣợc kiểm soaacutet vagrave quản
lyacute bởi cộng đồng NDT Phaacutep Confrend
Nhật X Chƣơng trigravenh độc lập đƣợc quản lyacute bởi Ủy ban
tiecircu chuẩn chuyecircn mocircn nhacircn sự NDT của
JSNDT Noacute coacute ba cấp độ tƣơng ứng với tiecircu
chuẩn ASNT
Hagraven
Quốc
X Đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ nhacircn viecircn kiểm định
lagrave yecircu cầu đối với NDT cấp I II III theo SNT-
TC-1A vagrave caacutec chƣơng trigravenh KAERI QA
43
Bảng 7 ĐAgraveO TẠO VAgrave CẤP CHỨNG CHỈ (2)
Quốc gia Tiecircu chuẩn
SNT-TC-1A
Chuẩn ASNT sửa
đổi
Khaacutec Yacute kiến
Mỹ XASME XI chấp nhận tiecircu chuẩn SNT-TC-1A nhƣ một hệ thống cơ bản về
yecircu cầu kiểm tra đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ nhacircn sự tham gia cocircng việc kiểm
tra khocircng phaacute hủy
Trong quaacute trigravenh đagraveo tạo vagrave cấp chứng chỉ nhacircn sự đƣợc thực hiện bởi ngƣời
quản lyacute cơ sở hoặc đại lyacute hoặc ASNT caacutec yecircu cầu về điều lệ sẽ quy định rotilde
traacutech nhiệm của ngƣời quản lyacute cơ sở về cocircng việc cacircp chứng chỉ nhacircn sự vagrave
mức độ đầy đủphugrave hợp của nội dung chƣơng trigravenh về tiecircu chuẩn nhacircn sự
Caacutec yecircu cầu bổ sung đƣợc đƣa ra trong phần nội dung chiacutenh vagrave phụ lục của
chuẩn ASME XI vagrave caacutec quy định lựa chọn đƣợc đề rotilde trong caacutec chuẩn bổ
sung
Phụ lục bắt buộc IV cung cấp thecircm caacutec yecircu cầu về trigravenh độ dựa trecircn hiệu
suất trigravenh diễn nhƣ lagrave một bổ sung đaacuteng kể cho caacutec hƣớng dẫn ASNT
Chuẩn bổ sung N-409 cung cấp caacutec yecircu cầu thay thế cho caacutec thủ tục vagrave trigravenh
độ nhacircn viecircn để phaacutet hiện siecircu acircm vagrave định cỡ của vết nứt ăn mograven ứng suất
liecircn hạt trong mối hagraven đƣờng ống Austenit
Chuẩn bổ sung nagravey đaacutenh giaacute tiecircu chuẩn chuyecircn mocircn dựa trecircn chứng minh
hiệu suất với caacutec thủ tục kỳ thi tiecircu chuẩn nhƣ lagrave một bổ sung đaacuteng kể cho
việc kiểm tra thực tiễn thocircng thƣờng
Slide 23
Slide 24
44
Chƣơng trigravenh ISI ở Hungary
bull Hungary coacute 4 lograve VVER-440 Model 213 đƣợc xacircy dựng vagraveo năm 1983-
amp 1987
bull Coacute Luật năng lƣợng nguyecircn tử
bullCơ quan Năng lƣợng nguyecircn tử Hungary (HAEA) quản lyacute
bullTổng giaacutem đốc HAEA phecirc chuẩn caacutec Hƣớng dẫn cho caacutec phƣơng
phaacutep thực tế trong việc thực hiện Quy chế an toagraven hạt nhacircn
bullLograve phản ứng VVER loại đƣợc thiết kế phugrave hợp với caacutec quy tắc vagrave tiecircu
chuẩn Liecircn Xocirc cũ Những tagravei liệu nagravey đatilde đƣợc phaacutet triển thực tế độc lập
từ caacutec lograve PWR nhƣng caacutec nguyecircn tắc chiacutenha n toagraven tƣơng tự nhƣ
nhau
bullChƣơng trigravenh ISI hiện tại của Hungary khaacutec biệt cả về cấu truacutec vagrave caacutec thocircng số kỹ thuật so với ASME XI
44
bull chƣơng trigravenh ISI của Hungary bao gồm ba thagravenh phần chiacutenh
bull Định kỳ NDE
bull Kiểm tra kết cấu
bull Kiểm tra aacutep lực hệ thống
bull Kiểm tra kết cấu tƣơng đƣơng với kiểm tra trực quan VT-3 loại trong
ASMEXI
bull Toagraven bộ chƣơng trigravenh (Phần Một) bao gồm 10 chƣơng cho 10 bộ phận
quan trọng về an toagravenm bao gồm
bull Lograve phản ứng
bull Bồn bể aacutep lực
bull Caacutec thagravenh phần becircn trong RPV
bull Đƣờng ống lagravem lạnh chiacutenh SG
bull Hungary đang chuyển đổi ISI cho phugrave hợp với
Chƣơng trigravenh ISI ở Hungary
Slide 25
Slide 26
44
bull Một trong những khaacutec biệt lớn nhất giữa ISI NDE Hungary vagrave ASME XI
nằm ở sự khaacutec biệt về khaacutei niệm của caacutec tiecircu chuẩn chấp nhận
bull Tại Hungary nhƣ một hệ quả của việc aacutep dụng caacutec phƣơng phaacutep tiếp cận
của Liecircn Xocirc đaacutenh giaacute UT đatilde đƣợc dựa trecircn sự so saacutenh giữa biecircn độ từ
mẫu vagrave biecircn độ của mẫu đối chứng
bull Coacute sự khaacutec biệt lớn trong caacutec tham số thử nghiệm aacutep lực
bull Giaacute trị aacutep suất hiện đang đƣợc sử dụng ở Hungary lagrave cao hơn so với
caacutec giaacute trị đƣợc đƣa ra bởi ASMEXI
bull Sự khaacutec biệt lớn nhất kiểm tra định kỳ cho thủy lực thagravenh phần Class
1 sau mỗi chu kỳ kiểm tra bốn năm aacutep lực thử nghiệm vocirc cugraveng cao
bull Cả chƣơng trigravenh khung ISI NDE quy trigravenh vagrave Tiecircu chiacute đaacutenh giaacute dều
khocircng coacute thocircng tin rotilde ragraveng cho những tigravenh huống khi NDE vagrave caacutec kết quả
kiểm tra vƣợt quaacute tiecircu chiacute chấp nhận Họ chỉ noacutei rằng trong trƣờng nagravey sẽ
coacute một Ủy ban về sự khocircng phugrave hợp sẽ quyết định
Chƣơng trigravenh ISI ở Hungary
44
bull Chƣơng trigravenh ISI đoacuteng vai trograve quan trọng trong chƣơng trigravenh QAQC
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
bull Caacutech thức xacircy dựng vagrave thực thi chƣơng trigravenh ISI của caacutec nƣớc coacute sự khaacutec nhau đaacuteng kể cả về bề rộng vagrave chiều sacircu
bull Rất nhiều nƣớc chấp nhận hoagraven toagraven hoặc dựa trecircn Quy phạm
ASME XI
bull Nhiều nƣớc phaacutet triển chƣơng trigravenh ISI riecircng cho nƣớc migravenh
bull Một số nƣớc chấp nhận ngay caacutec tiecircu chuẩn của nhagrave thiết kế vagrave
cung cấp cho mỗi loại nhagrave maacutey khaacutec nhau
bull Chƣơng trigravenh ISI cần đƣợc xacircy dựng ngay từ khi thiết kế NM
bull Để coacute thể xacircy dựng chƣơng trigravenh ISI hiệu năng cho migravenh Việt Nam
cần tham khảo kỹ caacutec Chƣơng trigravenh ISI của caacutec nƣớc trecircn thế giới
Thay cho lời kết
10
Slide 27
44
Xin caacutem ơn
II1 THAM LUẬN 4 NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO
NUCLEAR POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
TS Trần Đại Phuacutec
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2
1
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Summary
1 INTRODUCTION
2 INSPECTION IN SERVICES OF NSSSrsquoS IMPORTANT COMPONENTS
3 NDT APPLIED TO UN-IRRADIATED NUCLEAR FUEL
4 NDT APPLIED TO IRRADIATED NUCLEAR FUEL
a Fuel rod
b Fuel assembly
5 CONCLUSION
Slide 3
Slide 4
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
1 INTRODUCTION
All NSSS are subjected to the in service surveillance program Regulations
For the NDT
- Components subjected to the in service surveillance
- Qualification of the NDT control processes (specified in the Standards related to Mechanical components of the NSSS)
The Regulations do not get in detail the controls to be effectuated on different mechanical systems (principles requirements)
The operator establishes the maintenance program for each component (fabrication processes risk analysis experimental feedback analysis)
The maintenance comprises Two types
a National Program Applicable to all NPP in general for each controlled zone
- Description of the controlled zone (material welding possible defects)
- Proposed control method amp control periodicity
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
b Particular Programs
Applicable for all NPP they are under the responsibility of the NPP Director
- These programs related to each NPP get into detail amp point-out for each
controlled zone
+ NDT control process
+ Zone reference amp its extend
+ Precedent control date
+ Organism to effectuate the control
Slide 5
Slide 6
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
2 INSPECTION IN SERVICES OF NSSSrsquos IMPORTANT COMPONENTS
A Extended Control Pressure vessel (16)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (26)
11
Slide 7
Slide 8
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (36)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (46)
Slide 9
Slide 10
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (56)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (66)
Slide 11
Slide 12
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELSB The Current control methods
Surface amp Volume Methods
- Visual amp Televisual methods rarr Surface
- Sipping rarr Surface
- Magnetoscopy rarr Surface
- Eddy Current rarr Surface + ldquoVolumerdquo
- Ionizing radiation rarr Volume
- Ultra-sonic sound rarr Volume
Objectives
- Before the put in service of the installation Complete Initial
visit
Establish a precise map of defect leave behind at fabrication
amp are considered as minor non-conformance in order the
dimensions of such defects could be served as references for the
ulterior visits (according to the ISO-9000 standard)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
In SERVICE During the complete visit or periodical visits
- Find-out new defects resulting the normal operating or
incidental or to verify there are no evolution of the such defects
mentioned above
- To fulfil the above statement
The control methods must have
- A good resolution
- An excellent reproductibility (detect an evolution of the
defect amp to be able to compare)
- Allow a clear interpretation of the results (to make a
decision with minimum incertitude on the pursuing of
the normal or particular operation or have to be
repared)
Slide 13
Slide 14
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Concretly
One must detect amp characterize the defects (dimensions orientation identification of nature amp origin)
Analysis of the consequence by integrating results of appropriated calculations
Choice of control method
No universal control methodrarr To be taken into account
- Defect characteristics (fabrication process or degradation mechanism)
- Orientation position of the defect in the material or at surface static defect or continued evolution
- Characteristics of examined zone (material nature geometry)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
- Degradation risk rarr Importance of means to be deployed to develop the
method which is depended on the importance of the risk in the considered
degradation zones and their consequences
Three Types of control methods qualification
- General qualification Applicable on important safety components
where the degradation mechanisms are identified amp are taken into account
amp no particular defects have been revealed (defects initiated by fatigue
corrosion )
- Specific qualification Applicable to all the safety components at
which defects have been detected (ex risk of thermal fatigue fissure on
RHRS inner plating at reactor of the PVS )
Slide 15
Slide 16
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Conventional qualification Applicable to zones of components important
to safety at which there is no identified degradation mechanisms
In case of lack of qualification amp emergency rarr Expertise examinations
Numerous examination categories
Visual examination To control the no defect on components or
systems (CRC screw supports man-hole loose parts damage )
With camera endoscope with image recording
- Inner plate of PVS Pressurizer man-hole Bottom penetration of
the PVS (objectives deposits (boron corrosion) surface degradation or
defects)
Televisual expertise examination To detect fissure initiated by SCC (Ex
Internal adaptators in Inconel 600 of PVS head)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Examples SG Tubes (crakings deformations chocks )
12
Slide 17
Slide 18
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On-site examination of SG tubes by Camera
- Camera Head
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Observed internal surface defects
- a) b) Fissure at stud
- c) b) at laboratory
Slide 19
Slide 20
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Examination of extracted SG tubes plugs
-Mechanic plug Advanced transversal cracking
at inner surface
Notch transversal cracking at
inner surface
Longitudinal notch cracking at
inner surface
Longitudinal notch cracking at
external surface
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Dismountable plugs
Slide 21
Slide 22
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Expertise of
Instrumentation
Inconel 600 connection
on Pressurizer
Place amp schema
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Localization amp aspect of cracking
At external surface At internal surface
Slide 23
Slide 24
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
SCC of centering pins Inconel 750 On-site US tests
Upper core structure US controls
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding wear of control rods
Slide 25
Slide 26
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Fuel assembly Cladding wear
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
EC sensors EC Principle
13
Slide 27
Slide 28
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
PVS In Service Inspection Machine
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
SG Tubes Eddy Current
Slide 29
Slide 30
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Inconel 600 Zones SCC on Low Support Plate
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
3 NDT APPLIED TO UN-IRRADIATED NUCLEAR FA
Fuel Rod
- Control of welding
porosities undercuts by radiography
D gt 040mm (99)
D gt 045mm (100)
Rejected all e lt 99 (e = 047mm)
under-penetration is difficult to detect by radiography
Slide 31
Slide 32
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Tungsten inclusion Tungsten is more absorbent to X rays than does
Zircaloy it is due to the welding electrode
Rejected 100 tungsten inclusion of Dgt 025 mm
In the Seal-Weld-pot Absence of metallic liaison or defects
(porosities) are considered as under-penetrations
The clean weld bead must be gt 0510 mm
under-penetration
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
- Film kodak M or Geveart D2
- Shot distance 07 to 1 m
- Pause time 2 to 3 min
- Power 200kV to 300 kV
- 3 views 120
- Image quality 032 mm must be visible
Efficiency curve for welding radiography
of fuel rods for porosities
Slide 33
Slide 34
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Automatic control of fuel cladding US Sound
Objective
- To detect
External diameter
Internal diameter
thickness
US immerged gages
emits wave at water
zircaloy
- De by the time spacing depart
impulsion of the first arrival echo on the tube with the same emitted by the symetrical US gage
- Thickness by the time spacing imput impulsion in the tube and to the reflexion from the inner surface
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding tube control of 4 standard defects
Slide 35
Slide 36
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding control band
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Control of Grid Spacers Pressure amp Strain gages
14
Slide 37
Slide 38
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Final control of fuel assembly
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Fuel rod Enrichment control by Gamma Scanning
Control effectuated through the cladding
Only measurement a discrimination of radiation between the U235 amp U238
allows industrial rhythm (a fabrication chain products from 3 to 4 km of
fissile material per day)
Most of all the world (except China) utilizes the delay gamma consequence
of the activation of the U235 by a thermal flux of neutrons
Essential of measured delay gamma comes from Krypton 91 (T= 10s) and
different isotopes of Barryum (T~ 3 to 5s)
Each fuel rod pass through all lts length)
- first in neutron beam zone
- after behind one (or several) gamma detector(s)
Slide 39
Slide 40
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history of each pellet could be resume such as
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history responds to the equation such as
A = k[(NσfOslash)37 x1010] x (1 ndash e-λθ) x e-λt
Where A = activity (Cigram)
N = atom number of U235
σf = fission absorption of U235
Oslash = thermal neutron flux
θ = activation time
t = fuel rod transfert time
λ = radioactive constant
The measuring of ƒAdt is proportional to N atom U235 by unit length
of the fissile column (and not to the enrichment)
all variation of the speed V of the fuel rod transfer will affect on the
measuring of θ t amp dt (dVDVlt 10-3)
Slide 41
Slide 42
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Principle
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
4 NDT APPLIED TO IRRADIATED NUCLEAR FUELToday LWR have reached a remarkable high level of manufacturing
quality and operational reliability However fuel rod failures do occur
causing a release of fission products (FP) into the PCS
The release of FP is a complex function of plant operational
characteristics and can occur in several different ways
-A slow or sudden release of the fission gases during the process
of clad perforation
- A steady release of FP through existing clad perforation during
power operation
- Fission spiking during shutdown start-up rapid power changes
and coolant depressurization
- A moderately increasing release rate during non-steady
operation of the plant
Slide 43
Slide 44
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Since NPP have licensing limits for the release of volatile FP to the
environment (off-gas limits) detailed monitoring of the development of clad
failures is necessary by the operators
During reactor operation FP concentration amp the ratio between different
FP nuclides in the PCS are only the indicators of the fuel clad failures
Therefore the only means for detecting fuel clad failures on-line are
- Monitoring the coolant amp off-gas activity concentration or
- Measuring the flux of delayed neutrons emitted by some short-
half-life FP
After shutdown various sipping techniques are available to identify
defective fuel assemblies or fuel rods
An US inspection technique allows to pinpointing of failed fuel rod within
an assembly
For defect testing of individual fuel rod after withdrawal from the
assembly an EC technique can be applied
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
General survey of the procedure of defect surveillance
During operation
Monitoring of PCS amp off-gases PF activity
Location of defective fuel assembly within the core
Control assembly manoeuvre amp activity monitoring
During or after refuelling
Identification of defective fuel assemblies by sipping
(partially or complete reactor core)
Identification of defective fuel rods within the fuel assembly
- visual inspection outer row fuel rods
- US testing
- Withdrawal of individual fuel rods
- EC defect testing
Slide 45
Slide 46
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping test facility-fluid system schematic All sipping techniques make use of the fact
that a rise in temperature caused by decay heat
drives dissolved FP or fission gases out of
defective rods
A first indication of defective fuel assembly
can be obtained by a sipping technique that
utilizes the release of gaseous FP while the
assembly is contained in the refuelling machine
In LWRs the refuelling machine consists of a
pole guiding of the fuel assembly but also
suppressing natural convection On pulling
the FA into the pole of the refuelling machine
changes of the hydrostatic pressure occur
resulting in a release of gaseous FP from a failed
rod
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The gaseous FP are collected in a measuring chamber connected to a
Ge(Li) detector and a multichannel analyser
The measured activity is a measure for the integrity of the fuel assembly
itrsquos a qualitative measurement
In order to increase the activity level in NPP the FP are entrained by air
injection underneath the bottom end fitting
If reliable results from a sipping test are to be obtained the FP used for
analysis must fulfil the following requirements
- They must be produced in measurable quantity
- They must be an intensive high energetic and long lived βamp γ
radiation
- They must be sufficiently in water soluble or in gaseous form
In the wet sipping test the most commonly measured isotopes are I131
(T=8d γ=0637 MeV) Cs134 (T= 2y γ=0605 MeV137) amp Cs (T= 301y γ=662
MeV) amp others Cs136 (T=13d γ= 1046 MeV) Xe133 (T=53d γ = 0347
MeV) Kr85 (T= 107d γ = 0514 MeV)
15
Slide 47
Slide 48
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
In dry sipping technique the Ge(Li) detector has to be installed in the gas
flow loop of the sipping box near the spent fuel pool
The criteria used for discriminating between intact suspect and defective
fuel assemblies vary among users of the sipping test
All criteria require the background activity (sipping box without fuel
assembly) to be determined frequently by separated samples
The decision whether the tested fuel assemblies are defective or intact is
given by the ratio
f = activity of box-water sample with FAactivity of box-water sample
without FA
f = sipping factor
f lt 152 to 2 rarr FA sound
152 lt f lt 3-5rarr FA suspect
f gt 3-5 rarr FA defected
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Slide 49
Slide 50
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Pneumatic compressed air of the fuel
handling machine equipment The air
inlet conduct is shown in the center
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Release of FP during the
quantitative sipping This
technique allows to
discriminate the size of the
defect
ldquoLargerdquo defect size rapid
release of FP
ldquoSmallrdquo defect size release
prolonged
Slide 51
Slide 52
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel storage pool
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Measuring of expansion chamber of the irradiated fuel rod by extraction
Objective
Measuring the internal pressure of fission gases
Means
Performance
- Measured pressure 2 bars
- Volume 10 cm3 05cm3
Slide 53
Slide 54
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
ZrO2 thickness measuring by EC
Objective
- Measuring of ZrO2 thickness on irradiated fuel rods
- Axial plot of the ZrO2 thickness
Principle
Impedance variation of a probe placed near the sample
Means
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Results
Slide 55
Slide 56
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Expertise of the blocking of the CRC
Upper part of the PVS
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
5 Conclusions
Quality respected right from the design and pilot run stages is conducive to defect prevention and optimizes the costquality ratio
From startup and routine maintenance problems in all fields from civil
engineering to electromechanical
Construction work and testing
Well adapted specifications achieving an optimum trade-off between
operating requirements and investment costs and covering the entire
industrial process from design manufacturing and associated
inspections to assembly and testing
Efficient Surveillance
By manufacturing surveillance equipment defects can be detected
at a very early stage
Well adapted to circumstances it enables compliance with deadlines
and efficient long term operation of installations
16
Slide 57
Slide 58
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Quality Targets Safety Reliability and availability
Quality organization
Supplier and contractor selection assessment of their quality
organization
Performance of quality audits
Qualification tests
In-factory manufacturing surveillance
On-site construction and assembly surveillance
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On the basis of the above observations for the Ninh Thuacircn Project it
is necessary to set up a technical expert body related to NDT amp DT in
order to assist at different stages amp fields (from startup and routine
maintenance problems from civil engineering to electromechanical
construction works and testing) different organizations involving to
fulfil their jobsin the project such as
VARANS
TSO organisation to VARANS
VINATOMrsquos Technical support Institute
EVN
Slide 59 NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
THANKS FOR YOUR ATTENTION
II1 THAM LUẬN 5 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN CƠ HỘI amp tHAacuteCH THỨC VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircNCƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC
VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
22052015
NỘI DUNG
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacute CAacuteC LOgrave PHẢN ỨNG
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC DO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHO COcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
VAgraveI MINH HỌA VỀ COcircNG TRƢỜNG XAcircY DỰNG NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 3
Slide 4
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacuteLOgrave PHẢN ỨNG HẠT NHAcircN
Caacutec lograve phản ứng hạt nhacircn
PWR Lograve hạt nhacircn đƣợc sử dụng phổ biến nhất (westinghouse)
BWR General electric
PHWR CANDU INDIA
AGR UK
RBMK Nga
FBR Lograve hạt nhacircn thế hệ mới (Nga Nhật)
17
Slide 5
Slide 6
Nguyecircn lyacute lograve PWR
nguyecircn lyacute lograve LWR
Slide 7
Slide 8
Nguyecircn lyacute BWR
Lograve CANDU
Slide 9
Slide 10
Lograve AGR
Lograve RMBK
Slide 11
Slide 12
Lograve FBR
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨCDO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 13
Slide 14 Dự kiến đến năm 2020 Việt nam cần hơn 1000 kỹ thuật viecircn đƣợcđagraveo tạo đủ năng lực để phục vụ trong lỉnh vực năng lƣợng hạt nhacircn(theo baacuteo caacuteo của Bộ Khoa Học amp Cocircng nghệ)
Số kỹ thuật viecircn nagravey chủ yếu phục vụ cho giai đoạn xacircy dựng nhagravemaacutey nghiecircn cứu phaacutet triển caacutec ứng dụng hạt nhacircn (RampD) vagrave hỗ trợkỹ thuật
Cần thecircm khoảng 6000 đến 10000 lao động cho quaacute trigravenh xacircydựng nhagrave maacutey điện hạt nhacircn dự kiến sẽ khởi cocircng trƣớc 2015 vagrave2020 sẽ đi vagraveo vận hagravenh khai thaacutec
Hiện nay coacute khoảng 800 nhacircn sự phần lớn đang cocircng taacutec tạiVietnam Atomic Energy Commission vagrave đang ldquogiagrave đirdquo
(Theo Bộ Giaacuteo dục amp Đagraveo tạo) khoảng 11232 triệu US dollars sẽđƣợc đầu tƣ cho đagraveo tạo nhacircn lực cho lỉnh vực khoa học vagrave cocircngnghệ hạt nhacircn
TOAgraveN CẢNH
THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần chuẩn bịtrƣớc từ 12 đến 15 năm trƣớc thời điểm hoagraventhagravenh vagrave đƣa vagraveo khai thaacutec
Đối với nhagrave maacutey năng lƣợng hạt nhacircn đầu tiecircnthigrave việc chuẩn bị đội ngủ coacute đủ năng lực đểhoạch định triển khai vagrave xuacutec tiến dự aacuten coacute khicần đến 20 năm trƣớc khi nhagrave maacutey đi vagraveo vậnhagravenh khai thaacutec
Vấn đề phaacutet triển cocircng nghệ amp nhacircn lực coacute đủnăng lực amp trigravenh độ thực sự lagrave một thaacutech thứcvagrave để coacute đƣợc một đội ngủ nhƣ vậy so vớitoagraven cảnh necircu trecircn theo tocirci lagrave quaacute chậm cần
18
Slide 15
Slide 16
CAacuteC CƠ HỘI CẦN TẬN DỤNG Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần sự hợp taacutec
quốc tế ldquochacircn thagravenhrdquo vagrave hiệu quả
ndash Quaacute trigravenh chuyển giao cocircng nghệ cốt lỏi coacute vai trogravequyết định đối với kết quả thagravenh cocircng của dự aacuten
Vai trograve quản lyacute hổ trợ của nhagrave nƣớc đối vớicaacutec thagravenh tố tham gia (Thiết kế chế tạo thiếtbị Giaacutem saacutet chất lƣợng đagraveo tạo nhacircn lực saacutet hạch amp kiểm định) sẽ cụ thể coacute tiacutenh thiếtthực amp hiệu quả
Cơ hội để caacutec lực lƣợng tham gia định hƣớngvagrave kiến tạo nguồn lực (cocircng nghệ phƣơngphaacutep nhacircn lực) sẳn sagraveng tiếp thu amp triển khaicocircng nghệ tiecircn tiến ngang tầm quốc tế
YEcircU CẦU NGUỒN LỰC
Tiacutenh sẳn sagraveng về mặt cocircng nghệ (phƣơngphaacutep nhacircn lực) của caacutec nhagrave thầu trong nƣớc
Tiacutenh sẳn sagraveng về caacutec điều kiện chứng nhận cocircng nhận phƣơng phaacutep nhacircn lực
Định hƣớng đagraveo tạo (kiến thức thực hagravenh)caacutec phƣơng phaacutep amp nhacircn lực theo yecircu cầu
Slide 17
Slide 18
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHOCOcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
CAacuteC CAcircU HỎI CẦN LAgraveM ROtilde
Coacute cocircng nghệ hagraven chuyecircn biệt aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey hạt nhacircn
Chứng nhận qui trigravenh vagrave saacutet hạch thợ hagraven đaacutep ứng caacutec chuẩn mực của nhagrave maacutey điện hạt nhacircn sẽ nhƣ thế nagraveo
Caacutec yecircu cầu về chất lƣợng hagraven vagrave tiecircu chuẩn đaacutenh giaacute aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 19
Slide 20
CAacuteC THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Hagraven trecircn caacutec vật liệu coacute yecircu cầu đặc biệt cao
ndash Cơ tiacutenh độ bền gt 80ksi (~560 Mpa)
ndash Khaacuteng nứt vagrave chịu mỏi
ndash Chống ratildeo
ndash Bền nhiệt
ndash Chống ăn mograven tinh giới (weld decay) xoacutei mograven (erosion)
Hagraven trecircn theacutep regraven
Hagraven trecircn hợp kim Chrome Nickel zircalloy
Hagraven caacutec chi tiết dagravey với ứng suất biến dạng nhiệt tối thiểu
Hagraven trong điều kiện mocirci trƣờng khắc nghiệt
Xử lyacute nhiệt amp kiểm soaacutet chu trigravenh nhiệt quaacute trigravenh hagraven
Hagraven trecircn theacutep hai lớp (clad steel) hagraven đắp (overlay) seal weld
Caacutec phƣơng phaacutep hagraven truyền thống coacute đaacutep ứng đƣợc yecircu cầu
Coacute hầu hết caacutec phƣơng phaacutep hagraven hồ quang đƣợc triển khai trong nƣớc (GTAW GMAW FCAW SAW) đều coacute thể đaacutep ứng đƣợc
Khocircng đối với một số hạng mục vật liệu cần caacutec phƣơng phaacutep hagraven cải tiến chƣa triển khai trong nƣớc (nhƣ ldquoA-TIGrdquo Narrow-gap SAW Orbital TIG Tandem GMAW Hybrid Laser -GMA ) hoặc caacutec phƣơng tiện hỗ trợ nhƣ Orbital GTA GMA robot FCA
Slide 21
Slide 22 MINH HỌA VỀ CAacuteC PHƢƠNG PHAacutePNarrow-gap SAW
Orbital TIG Orbital Tube to sheet
Tandem GMAW Hybrid Laser - GMA - Aacutep dụng
Hagraven ma saacutet xoaacuteyHagraven Plasma
Vấn đề khocircng chỉ lagrave phƣơng phaacutep
Tồn tại lớn nhất vẫn lagrave nguồn nhacircn lực coacute kiến thức kỹ năng vagrave kinh nghiệm đối với caacutec yecircu cầu phƣơng phaacutep hagraven sẽ đƣợc aacutep dụng trong chế tạo caacutec chi tiết vagrave thi cocircng lắp đặt
Vấn đề ldquochứng nhận cocircng nghệ thợ hagravenrdquo để đƣợc tham gia vagraveo dự aacuten
Vấn đề nhacircn lực đầu vagraveo để đagraveo tạo vagrave tham gia ldquoon job trainingrdquo
Saacutech lƣợc vagrave giải phaacutep bao gồm
ndash Nacircng cao kiến thức về cocircng nghệ hagraven cho đội ngủ giaacuteo viecircn dạy nghề ở caacutec trƣờng trung tacircm đagraveo tạo nghề
Slide 23
Slide 24
Qui trigravenh hagraven amp Saacutet hạch thợ hagraven
Đaacutep ứng caacutec yecircu cầu
ASME IX vẫn lagrave hƣớng dẫn cơ bản đối với việc chứng nhận qui trigravenh amp saacutet hạch thợ hagraven
vagrave NB 4000 - ASME III chỉ ra caacutec yecircu cầu cụ thể về kiểm soaacutet vật liệu tiecircu chiacute đaacutenh giaacute phạm vi aacutep dụng thữ nghiệm kiểm chứng
Ngoagravei ra cần aacutep dụng thecircm NCR 10CFRip55050 ip5100 khi thiết lập qui trigravenh kiểm soaacutet giaacutem saacutet
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
19
Slide 25
Slide 26
Cocircng nghệ mới
tiếp
Slide 27
Slide 28
tiếp
Slide 29
Slide 30
Hagraven theacutep cốt pha HY80 vagraveo theacutep tấm (hoặc stainless steel)
Lắp dựng block
Slide 31
Slide 32 Cocircng trƣờng xacircy dựng
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn điển higravenhMột số caacutec higravenh ảnh cocircng trƣờng xacircy dựng
XIN CẢM ƠN
II1 THAM LUẬN 6 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Hagrave Nội 22052015
20
Slide 1
Slide 2 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA
NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG
ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Trung tacircm Đaacutenh giaacute khocircng phaacute hủy (NDE)
Hagrave Nội 22052015
NỘI DUNG
bull Phƣơng phaacutep mới kiểm tra khuyết tật trong
nhagrave maacutey nhiệt điện aacutep dụng đƣợc cho điện hạt
nhacircn
bull Xử liacute để dự đoaacuten sự phaacutet triển khuyết tật
bull Đagraveo tạo nghiecircn cứu để Đaacutenh giaacute tuổi thọ cograven
lại của nhagrave maacutey nhiệt điện coacute thể aacutep dụng cho
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 3
Slide 4
CRACKSIZERreg ndash NDT TIEcircN TIẾN
bull Hiện đang coacute một số phƣơng phaacutep
NDT kiểm tra chất lƣợng vật liệu
bull CrackSizerreg ndash aacutep dụng điện từ
trƣờng để phaacutet hiện vagrave xaacutec định
khuyết tật bề mặt
bull Kĩ thuật ACFM (Alternating Current
Field Measurement)
bull Nguyecircn lyacute ACFM
bull CrackSizerreg coacute thể xaacutec định độ sacircu
khuyết tật cung cấp thocircng tin cần
thiết cho pheacutep theo dotildei đảm bảo tiếp
tục vận hagravenh nagraveh maacutey điện an toagraven
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTĐaacutenh giaacute phaacutet triển khuyết tật
bull Khi phaacutet hiện khuyết tật dẫn đến nguy cơ mất an khi vận hagravenh
bull Nguời vận hagravenh quản lyacute mong muốn khắc phục sự cố ngay
bull Dugraveng cơ học phaacute hủy tiến hagravenh ETHGPT khuyết tật trong chi tiết
bull DTA (Defect Tolerance Assessment) ndash cho pheacutep đƣa ra caacutec
thocircng tin chi tiết về kiacutech thuớc khuyết tật nguy hiểm vagrave chu kỳ
kiểm tra đảm bảo thiết bị vận hagravenh an toagraven
bull Dựa vagraveo một số tiecircu chuẩn ETHGTT ASNZS 37882006
BS79102005 British Energy EDF R5-R6 vagrave API 579ASME
FFS-1 HRLT đatilde tiacutenh toaacuten vagrave đaacutenh giaacute sự phaacutet triển khuyết tật
trong caacutec chi tiết khaacutec nhau của nhagrave maacutey nhiệt điện
Slide 5
Slide 6
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật trong nhagrave maacutey nhiệt điện
1 Governor Valve Seat Cracking
2 Control amp stop valve DTA
3 HPIP outer turbine casing cracking
4 Cracking in MS bifurcation and HP bypass line welds
5 Steam receiver cracking
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật nhagrave maacutey nhiệt điện
6 To assist Hydro Test to avoid Brittle failure
7 Upper steam drum FW inlet nozzle
8 HP heater weld cracking
9 ID fan impeller cracking
10 HP turbine cracking
11 LP rotor
Slide 7
Slide 8
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
Mục điacutech việc ETHGTT
bull Tiết kiệm bảo hagravenh vagrave sửa chữa thiết bị
bull ETHaacutenh giaacute ảnh hƣởng caacutec quy trigravenh vận hagravenh nhagrave maacutey linh hoạt hơn
bull Phục vụ chƣơng trigravenh kiểm tra định kỳ dựa trecircn rủi ro (RBI)
bull Phaacutet triển kế hoạch quản lyacute an toagraven thiết bị
bull Xacircy dựng database cho hệ thống quản lyacute nhagrave maacutey
bull Xaacutec định tigravenh trạng thiết bị vagrave đaacutenh giaacute phiacute tổn khi nhagrave maacutey lagravem việc
ở chế độ vận hagravenh chu kỳ (cyclic operations)
bull ETHaacutenh giaacute baacuteo caacuteo tuổi thọ thiết bị từ nhagrave cung cấp thiết bị (OEM)
bull Keacuteo dagravei tuổi thọ thiết bị so với thiết kế ban đầu
bull Phục vụ caacutec mục điacutech thƣơng mại khaacutec khi đaacutenh giaacute tuổi thọ nhagrave maacutey
cho ngƣời chủ hay dự định chủ sở hữu
Slide 9 ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
bull Từ những kết quả cụ thể magrave HRL đatilde lagravem đƣợc NDE sẽ nghiecircn cứu
aacutep dụng để đaacutenh giaacute hoạt động của caacutec nhagrave maacutey điện tại Việt nam
bull Nghiecircn cứu ACFM va DTA thocircng qua caacutec tiecircu chuẩn liecircn quan
BS7910 amp R5-R6
bull Học ANSYS để giải bagravei toaacuten Fracture Mechanics truyền nhiệt tuyến
tiacutenh cho mocirc higravenh 2D amp 3D vagrave phacircn tiacutech chuyển tiếp bằng phƣơng
phaacutep FEA Sử dụng thagravenh thạo caacutec phần mềm chuyecircn mocircn
bull Tiacutenh toaacuten đƣợc ứng suất biến dạng trong chi tiết hiện tƣợng mỏi vagrave
ratildeo nhiệt lập đƣợc bảng dữ liệu về vật liệu
bull Tiếp tục cập nhật kiến thức về FEA amp DTA qua đagraveo tạo vagrave triển khai
thực tế trong đaacutenh giaacute nhagrave maacutey nhiệt điện hƣớng đến điện hạt nhacircn
21
II1 THAM LUẬN 7 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS
THROUGH MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
Hagrave Nội 22052015 Slide 1
Slide 2 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS THROUGH
MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
22052015 at Ha Noi
CONTENTS
1 The goal of MSC
2 The current situation in preparing of HRD
3 Some typical results in the period of 2009-
2013
4 The action plan up to 2020 and
Slide 3
Slide 4
Some brief related infomation
bull Until 2008 There
are approximately
20 thermal power
plants with a total
capacity of 6500
MW that provide
more than 50 of
the total annual
electricity production
in the country
bull Up to now (2014)
There are 32
thermal power
plants in Vietnam
operating with
power of 14408
MW
A plan of
development of NPP
has also been set by
Vietnamese
Government in the
near future with the
first two units of 2000
MW power
wwwndecomvn
NDT NDT NDT
CENTER FOR NDE
Vinatom
INST CNT HCM NEAD Co
Part 1 The goal of MSC 26th August 2008
(in the periods from 1985 to 2008)
ToRs
1 Maintain amp development of NDT amp
Radiation Safety Activities of
Vinatom
2 Carry out RampD activities in Advanced
NDT Techniques
3 Preparation of NDT resourses for the
first NPP in Vietnam
Slide 5
Slide 6
wwwndecomvn
Center for NDE
Material Science
Complex (MSC)
1 NDT (UT RT PT MT
ET VT)
NDT training
2 Elemental amp Structural
Analysis
3 Mechanical Testing
(bend strain press
impact fatiguehellip)
3 Equipment
(maintenance calib
manufacturehellip)
------------------------------------
1 4662 Staffs
2Infrastructure Equipment
Systems
1 NDT (UT RT PT MT ET VT Leak
Testing Hydrotesthellip) for RR amp NPP
NDT training for NPP in Vietnam
2 Material Properties (Elemental and
Structural Analysis Mechanical
Test hellip)
3 Weld Quality Assurance (including
welder qualify mechanical
workshop)
4 Water Chemistry amp Corrosion
5 Material Failure Analysis
-----------------------------------------------------------
1 90120 Staffs
2 Infrastructure and Equipment
Systems
Research
Reactor
Nuclear Power
Plant
(2014)
(2018-2020)
The Gaps
to fulfill
Part 1 The goal of MSC
wwwndecomvn
Part 2 The current situation in preparing of HRD
1 Personnels
- Number of Staffs 58
- Number of NDT experts amp technicians 40
RT level 3 09 UT level 3 07MT level 3 02PT level 3 03CRDIR 08
Technical advisors 06
Slide 7
Slide 8
wwwndecomvn
bull ISOIEC - 17025 2005 (NDT amp calibverification of NDT Equip)bull ISO 9001 2008bull ASNT-SNT-TC -1A ISO 9712 and 17024 for NDT training and
certification
2 QMS
Part 3 Some typical results in the period of
2009-2013
The activities of NDEbull Human Resourse Training in the fields of NDT amp Radiation
Safety
bull RampD the advanced NDT techniques
bull Conducting the tests of RT UT MT PT ET VT
bull Elemental and Structural Analysis
bull NDT in Construction
bull Mechanical testing (bend strain press impact fatiguehellip)
bull Residual Stress Monitoring by Electro-Magnetics method
bull Domestic manufacturing some NDT equipments
bull Caliberationverification of NDT Equipments
bull Services of Radiation Safety in the fields of Industry and
Health
bull Conducting Projects in the frame work of cooperation with
IAEA in the field of industrial NDT
22
Slide 9
Slide 10
wwwndecomvn
1 Training
TRAINING
Inspection Organizations
Oil and gas
Shipbuilding
Hydroelectric
Alpha
Apave
PhatecoInd
ustr
y
Vietsov PetrolThermoelectric
Pro
fessio
nal
ND
T c
om
pan
ies
NDT Companies in Viet Nam amp NDT Training Courses conducted by NDE
( about 60 Cop 2000 NDT persons) (in the period of 2009-2013)
Slide 11
Slide 12
wwwndecomvn
Advanced NDT CR advance ET Phasor XS Stress Monitorhellip
2 NDT Services
PHASOR XS
wwwndecomvn
Conventional NDT
bull Radiographic Testing- RT
bull Ultrasonic Testing- UT
bull Liquid Penetrant Testing- PT
bull Magnetic Testing- MT
bull Eddy Current Testing- ET
bull Ultrasonic Testing Thickness of Material- UTM
bull Positive Material Identification- PMI
bull Ultrasonic Testing Density of Concrete Reinforced
Concrete
bull Ultrasonic Testing Bored piles
bull Analysis composition of materialshellip
NDT Services
Slide 13
Slide 14
wwwndecomvn
NDT Services - Typical Projects
NDT service projects in the period of 2009-2013
wwwndecomvn
3 R amp D (some typical projects)
X-ray Machine in industrial radiography
Slide 15
Slide 16
Research amp Manufacture of Fluoresent RT Equipment
bull The Project was supported by IAEA on ldquoOptimization of DigitalRadiography (DIR) Techniques for Specific Applicationrdquo program(code 333-F2-RC 10611) included 13 countries (Algeria ArgentinaBrazil Canadahellip) finished in 2010 but not Viet Nam
bull This system is focused on cheaper portable and applies digitaltechnology
bull Our assignments Make and apply the same systems in Viet Nam
Project on Research Design and Manufacture of
Moisture and Density of SoilConcrete
Slide 17
Slide 18
4Some inspection activities co-ordinated with VARANS
1738
wwwndecomvn
5 International Cooperation
Projects in Cooperation with IAEA
(2005-2015)
1 Finished Projects
1 RAS 8100 (2005-2006)
2 RAS 8105 (2007-2008)
3 RAS 8110 (2009-2011)
4 VIE 8020 (2009-2011) CR amp ECT
2 Running Projects
1 RAS 1013 (2012-2014)
2 VIE 1009 (2014-2015)
3 RAS 2012009 ndash ldquoCapacity building in applications of advanced
NDE technologies for enhencing industrial
productivityrdquo (August 2014 -)
23
Slide 19
Slide 20
wwwndecomvn
Mitsubishi Heavy Industries LTD Japan
14122012
Mitsubishi presented
NDT for NPP in Japan
06032013
Mitsubishi presented
1Material Inspection during Manufacture
2 Inspection during Manufacture in shop
3 Introduction of latest NDI techniques
4 Nuclear Specific Product Control
wwwndecomvn
The 2nd VietnamJapan ResearchHRD Forum on Nuclear
technology
June 5-6 2014 in Hanoi Vietnum
There are 22 presentations focused on
1NDT for NPP in Japan
2Nuclear Materials
3Development of materials for reactor internals and
piping in light water reactors
4hellip
5The Approach to Effective Nuclear Power Plant Ageing Management (Prof Masahide SUZUKI
Nagaoka University of TechnologyDepartment of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
6THE DEPOSTION AND REACTIONS BETWEEN CESIUM
POLYMOLYBDATES ON STAINLESS STEEL AT HIGH TEMPERATURES
(DO Thi Mai Dung(1) SUPAMARD Sujatanond(1) OGAWA Toru(1)
Nagaoka University of Technology
Department of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
Slide 21
Slide 22
Part 4 The action plan up to 2020 -
The Main Tasks of MSC
ToRs of MSC is technical support to
1 Research Reactor (RR) Nuclear Power Plant (NPP)
2 RampD activities in the field of examination inspection and evaluation of
materialswelds of RRNPP
The main activities of MSC will be
bull 1 NDT (PSIISI) for NPP
bull 2 Weld Quality Assurance
bull 2 Materials Characterisation
bull 3 Research the influence of Tempreture Pressure and Radiation on Materials
Degradation in RR amp NPP
bull 4 Materials Aging and Life time management of NPP
bull 5 Research corrosion and failure Analysis
bull 6 Others (NDT codes and standards personnel qualification and certification
inspection qualificationhellip)
The master plan for MSC (2015-2020)
1 HRD
58(2014)
05 priority research groups towards to 05 lab
2 Equipment for 05 Laboratories
3 Facilities
4 Finance
5 Related others
90(2020)
Slide 23
Slide 24
The Challenges for material scientists in Vietnam
The first NPP will be built in VN
Lack of fundamental knowledge of structural materials
using for LWR
Understanding the behavior of
materials in NPP remains a big
challenges of materials scientists in
Vietnam
The Challenges for material scientists in Vietnam
To cover the materials issued that arise in LWR reactor materials our
experts must understand fundamental knowledge of materials such as
Thermodynamics
Atomic transport in solids
Crystallography defects
Phase transportations
Corrosion
Mechanical behavior and radiation damage
The degration processes that occur
in service itrsquos needed to focused
on the nuclear fuelampcladding the
pressure vessel the reactor
internals and the other parts of the
nuclear supply systems
Slide 25
wwwndecomvn
THANK YOU FOR
YOUR ATTENTION
10
Slide 27
44
Xin caacutem ơn
II1 THAM LUẬN 4 NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO
NUCLEAR POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
TS Trần Đại Phuacutec
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2
1
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Summary
1 INTRODUCTION
2 INSPECTION IN SERVICES OF NSSSrsquoS IMPORTANT COMPONENTS
3 NDT APPLIED TO UN-IRRADIATED NUCLEAR FUEL
4 NDT APPLIED TO IRRADIATED NUCLEAR FUEL
a Fuel rod
b Fuel assembly
5 CONCLUSION
Slide 3
Slide 4
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
1 INTRODUCTION
All NSSS are subjected to the in service surveillance program Regulations
For the NDT
- Components subjected to the in service surveillance
- Qualification of the NDT control processes (specified in the Standards related to Mechanical components of the NSSS)
The Regulations do not get in detail the controls to be effectuated on different mechanical systems (principles requirements)
The operator establishes the maintenance program for each component (fabrication processes risk analysis experimental feedback analysis)
The maintenance comprises Two types
a National Program Applicable to all NPP in general for each controlled zone
- Description of the controlled zone (material welding possible defects)
- Proposed control method amp control periodicity
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
b Particular Programs
Applicable for all NPP they are under the responsibility of the NPP Director
- These programs related to each NPP get into detail amp point-out for each
controlled zone
+ NDT control process
+ Zone reference amp its extend
+ Precedent control date
+ Organism to effectuate the control
Slide 5
Slide 6
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
2 INSPECTION IN SERVICES OF NSSSrsquos IMPORTANT COMPONENTS
A Extended Control Pressure vessel (16)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (26)
11
Slide 7
Slide 8
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (36)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (46)
Slide 9
Slide 10
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (56)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (66)
Slide 11
Slide 12
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELSB The Current control methods
Surface amp Volume Methods
- Visual amp Televisual methods rarr Surface
- Sipping rarr Surface
- Magnetoscopy rarr Surface
- Eddy Current rarr Surface + ldquoVolumerdquo
- Ionizing radiation rarr Volume
- Ultra-sonic sound rarr Volume
Objectives
- Before the put in service of the installation Complete Initial
visit
Establish a precise map of defect leave behind at fabrication
amp are considered as minor non-conformance in order the
dimensions of such defects could be served as references for the
ulterior visits (according to the ISO-9000 standard)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
In SERVICE During the complete visit or periodical visits
- Find-out new defects resulting the normal operating or
incidental or to verify there are no evolution of the such defects
mentioned above
- To fulfil the above statement
The control methods must have
- A good resolution
- An excellent reproductibility (detect an evolution of the
defect amp to be able to compare)
- Allow a clear interpretation of the results (to make a
decision with minimum incertitude on the pursuing of
the normal or particular operation or have to be
repared)
Slide 13
Slide 14
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Concretly
One must detect amp characterize the defects (dimensions orientation identification of nature amp origin)
Analysis of the consequence by integrating results of appropriated calculations
Choice of control method
No universal control methodrarr To be taken into account
- Defect characteristics (fabrication process or degradation mechanism)
- Orientation position of the defect in the material or at surface static defect or continued evolution
- Characteristics of examined zone (material nature geometry)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
- Degradation risk rarr Importance of means to be deployed to develop the
method which is depended on the importance of the risk in the considered
degradation zones and their consequences
Three Types of control methods qualification
- General qualification Applicable on important safety components
where the degradation mechanisms are identified amp are taken into account
amp no particular defects have been revealed (defects initiated by fatigue
corrosion )
- Specific qualification Applicable to all the safety components at
which defects have been detected (ex risk of thermal fatigue fissure on
RHRS inner plating at reactor of the PVS )
Slide 15
Slide 16
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Conventional qualification Applicable to zones of components important
to safety at which there is no identified degradation mechanisms
In case of lack of qualification amp emergency rarr Expertise examinations
Numerous examination categories
Visual examination To control the no defect on components or
systems (CRC screw supports man-hole loose parts damage )
With camera endoscope with image recording
- Inner plate of PVS Pressurizer man-hole Bottom penetration of
the PVS (objectives deposits (boron corrosion) surface degradation or
defects)
Televisual expertise examination To detect fissure initiated by SCC (Ex
Internal adaptators in Inconel 600 of PVS head)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Examples SG Tubes (crakings deformations chocks )
12
Slide 17
Slide 18
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On-site examination of SG tubes by Camera
- Camera Head
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Observed internal surface defects
- a) b) Fissure at stud
- c) b) at laboratory
Slide 19
Slide 20
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Examination of extracted SG tubes plugs
-Mechanic plug Advanced transversal cracking
at inner surface
Notch transversal cracking at
inner surface
Longitudinal notch cracking at
inner surface
Longitudinal notch cracking at
external surface
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Dismountable plugs
Slide 21
Slide 22
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Expertise of
Instrumentation
Inconel 600 connection
on Pressurizer
Place amp schema
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Localization amp aspect of cracking
At external surface At internal surface
Slide 23
Slide 24
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
SCC of centering pins Inconel 750 On-site US tests
Upper core structure US controls
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding wear of control rods
Slide 25
Slide 26
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Fuel assembly Cladding wear
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
EC sensors EC Principle
13
Slide 27
Slide 28
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
PVS In Service Inspection Machine
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
SG Tubes Eddy Current
Slide 29
Slide 30
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Inconel 600 Zones SCC on Low Support Plate
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
3 NDT APPLIED TO UN-IRRADIATED NUCLEAR FA
Fuel Rod
- Control of welding
porosities undercuts by radiography
D gt 040mm (99)
D gt 045mm (100)
Rejected all e lt 99 (e = 047mm)
under-penetration is difficult to detect by radiography
Slide 31
Slide 32
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Tungsten inclusion Tungsten is more absorbent to X rays than does
Zircaloy it is due to the welding electrode
Rejected 100 tungsten inclusion of Dgt 025 mm
In the Seal-Weld-pot Absence of metallic liaison or defects
(porosities) are considered as under-penetrations
The clean weld bead must be gt 0510 mm
under-penetration
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
- Film kodak M or Geveart D2
- Shot distance 07 to 1 m
- Pause time 2 to 3 min
- Power 200kV to 300 kV
- 3 views 120
- Image quality 032 mm must be visible
Efficiency curve for welding radiography
of fuel rods for porosities
Slide 33
Slide 34
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Automatic control of fuel cladding US Sound
Objective
- To detect
External diameter
Internal diameter
thickness
US immerged gages
emits wave at water
zircaloy
- De by the time spacing depart
impulsion of the first arrival echo on the tube with the same emitted by the symetrical US gage
- Thickness by the time spacing imput impulsion in the tube and to the reflexion from the inner surface
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding tube control of 4 standard defects
Slide 35
Slide 36
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding control band
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Control of Grid Spacers Pressure amp Strain gages
14
Slide 37
Slide 38
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Final control of fuel assembly
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Fuel rod Enrichment control by Gamma Scanning
Control effectuated through the cladding
Only measurement a discrimination of radiation between the U235 amp U238
allows industrial rhythm (a fabrication chain products from 3 to 4 km of
fissile material per day)
Most of all the world (except China) utilizes the delay gamma consequence
of the activation of the U235 by a thermal flux of neutrons
Essential of measured delay gamma comes from Krypton 91 (T= 10s) and
different isotopes of Barryum (T~ 3 to 5s)
Each fuel rod pass through all lts length)
- first in neutron beam zone
- after behind one (or several) gamma detector(s)
Slide 39
Slide 40
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history of each pellet could be resume such as
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history responds to the equation such as
A = k[(NσfOslash)37 x1010] x (1 ndash e-λθ) x e-λt
Where A = activity (Cigram)
N = atom number of U235
σf = fission absorption of U235
Oslash = thermal neutron flux
θ = activation time
t = fuel rod transfert time
λ = radioactive constant
The measuring of ƒAdt is proportional to N atom U235 by unit length
of the fissile column (and not to the enrichment)
all variation of the speed V of the fuel rod transfer will affect on the
measuring of θ t amp dt (dVDVlt 10-3)
Slide 41
Slide 42
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Principle
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
4 NDT APPLIED TO IRRADIATED NUCLEAR FUELToday LWR have reached a remarkable high level of manufacturing
quality and operational reliability However fuel rod failures do occur
causing a release of fission products (FP) into the PCS
The release of FP is a complex function of plant operational
characteristics and can occur in several different ways
-A slow or sudden release of the fission gases during the process
of clad perforation
- A steady release of FP through existing clad perforation during
power operation
- Fission spiking during shutdown start-up rapid power changes
and coolant depressurization
- A moderately increasing release rate during non-steady
operation of the plant
Slide 43
Slide 44
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Since NPP have licensing limits for the release of volatile FP to the
environment (off-gas limits) detailed monitoring of the development of clad
failures is necessary by the operators
During reactor operation FP concentration amp the ratio between different
FP nuclides in the PCS are only the indicators of the fuel clad failures
Therefore the only means for detecting fuel clad failures on-line are
- Monitoring the coolant amp off-gas activity concentration or
- Measuring the flux of delayed neutrons emitted by some short-
half-life FP
After shutdown various sipping techniques are available to identify
defective fuel assemblies or fuel rods
An US inspection technique allows to pinpointing of failed fuel rod within
an assembly
For defect testing of individual fuel rod after withdrawal from the
assembly an EC technique can be applied
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
General survey of the procedure of defect surveillance
During operation
Monitoring of PCS amp off-gases PF activity
Location of defective fuel assembly within the core
Control assembly manoeuvre amp activity monitoring
During or after refuelling
Identification of defective fuel assemblies by sipping
(partially or complete reactor core)
Identification of defective fuel rods within the fuel assembly
- visual inspection outer row fuel rods
- US testing
- Withdrawal of individual fuel rods
- EC defect testing
Slide 45
Slide 46
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping test facility-fluid system schematic All sipping techniques make use of the fact
that a rise in temperature caused by decay heat
drives dissolved FP or fission gases out of
defective rods
A first indication of defective fuel assembly
can be obtained by a sipping technique that
utilizes the release of gaseous FP while the
assembly is contained in the refuelling machine
In LWRs the refuelling machine consists of a
pole guiding of the fuel assembly but also
suppressing natural convection On pulling
the FA into the pole of the refuelling machine
changes of the hydrostatic pressure occur
resulting in a release of gaseous FP from a failed
rod
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The gaseous FP are collected in a measuring chamber connected to a
Ge(Li) detector and a multichannel analyser
The measured activity is a measure for the integrity of the fuel assembly
itrsquos a qualitative measurement
In order to increase the activity level in NPP the FP are entrained by air
injection underneath the bottom end fitting
If reliable results from a sipping test are to be obtained the FP used for
analysis must fulfil the following requirements
- They must be produced in measurable quantity
- They must be an intensive high energetic and long lived βamp γ
radiation
- They must be sufficiently in water soluble or in gaseous form
In the wet sipping test the most commonly measured isotopes are I131
(T=8d γ=0637 MeV) Cs134 (T= 2y γ=0605 MeV137) amp Cs (T= 301y γ=662
MeV) amp others Cs136 (T=13d γ= 1046 MeV) Xe133 (T=53d γ = 0347
MeV) Kr85 (T= 107d γ = 0514 MeV)
15
Slide 47
Slide 48
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
In dry sipping technique the Ge(Li) detector has to be installed in the gas
flow loop of the sipping box near the spent fuel pool
The criteria used for discriminating between intact suspect and defective
fuel assemblies vary among users of the sipping test
All criteria require the background activity (sipping box without fuel
assembly) to be determined frequently by separated samples
The decision whether the tested fuel assemblies are defective or intact is
given by the ratio
f = activity of box-water sample with FAactivity of box-water sample
without FA
f = sipping factor
f lt 152 to 2 rarr FA sound
152 lt f lt 3-5rarr FA suspect
f gt 3-5 rarr FA defected
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Slide 49
Slide 50
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Pneumatic compressed air of the fuel
handling machine equipment The air
inlet conduct is shown in the center
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Release of FP during the
quantitative sipping This
technique allows to
discriminate the size of the
defect
ldquoLargerdquo defect size rapid
release of FP
ldquoSmallrdquo defect size release
prolonged
Slide 51
Slide 52
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel storage pool
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Measuring of expansion chamber of the irradiated fuel rod by extraction
Objective
Measuring the internal pressure of fission gases
Means
Performance
- Measured pressure 2 bars
- Volume 10 cm3 05cm3
Slide 53
Slide 54
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
ZrO2 thickness measuring by EC
Objective
- Measuring of ZrO2 thickness on irradiated fuel rods
- Axial plot of the ZrO2 thickness
Principle
Impedance variation of a probe placed near the sample
Means
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Results
Slide 55
Slide 56
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Expertise of the blocking of the CRC
Upper part of the PVS
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
5 Conclusions
Quality respected right from the design and pilot run stages is conducive to defect prevention and optimizes the costquality ratio
From startup and routine maintenance problems in all fields from civil
engineering to electromechanical
Construction work and testing
Well adapted specifications achieving an optimum trade-off between
operating requirements and investment costs and covering the entire
industrial process from design manufacturing and associated
inspections to assembly and testing
Efficient Surveillance
By manufacturing surveillance equipment defects can be detected
at a very early stage
Well adapted to circumstances it enables compliance with deadlines
and efficient long term operation of installations
16
Slide 57
Slide 58
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Quality Targets Safety Reliability and availability
Quality organization
Supplier and contractor selection assessment of their quality
organization
Performance of quality audits
Qualification tests
In-factory manufacturing surveillance
On-site construction and assembly surveillance
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On the basis of the above observations for the Ninh Thuacircn Project it
is necessary to set up a technical expert body related to NDT amp DT in
order to assist at different stages amp fields (from startup and routine
maintenance problems from civil engineering to electromechanical
construction works and testing) different organizations involving to
fulfil their jobsin the project such as
VARANS
TSO organisation to VARANS
VINATOMrsquos Technical support Institute
EVN
Slide 59 NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
THANKS FOR YOUR ATTENTION
II1 THAM LUẬN 5 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN CƠ HỘI amp tHAacuteCH THỨC VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircNCƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC
VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
22052015
NỘI DUNG
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacute CAacuteC LOgrave PHẢN ỨNG
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC DO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHO COcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
VAgraveI MINH HỌA VỀ COcircNG TRƢỜNG XAcircY DỰNG NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 3
Slide 4
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacuteLOgrave PHẢN ỨNG HẠT NHAcircN
Caacutec lograve phản ứng hạt nhacircn
PWR Lograve hạt nhacircn đƣợc sử dụng phổ biến nhất (westinghouse)
BWR General electric
PHWR CANDU INDIA
AGR UK
RBMK Nga
FBR Lograve hạt nhacircn thế hệ mới (Nga Nhật)
17
Slide 5
Slide 6
Nguyecircn lyacute lograve PWR
nguyecircn lyacute lograve LWR
Slide 7
Slide 8
Nguyecircn lyacute BWR
Lograve CANDU
Slide 9
Slide 10
Lograve AGR
Lograve RMBK
Slide 11
Slide 12
Lograve FBR
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨCDO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 13
Slide 14 Dự kiến đến năm 2020 Việt nam cần hơn 1000 kỹ thuật viecircn đƣợcđagraveo tạo đủ năng lực để phục vụ trong lỉnh vực năng lƣợng hạt nhacircn(theo baacuteo caacuteo của Bộ Khoa Học amp Cocircng nghệ)
Số kỹ thuật viecircn nagravey chủ yếu phục vụ cho giai đoạn xacircy dựng nhagravemaacutey nghiecircn cứu phaacutet triển caacutec ứng dụng hạt nhacircn (RampD) vagrave hỗ trợkỹ thuật
Cần thecircm khoảng 6000 đến 10000 lao động cho quaacute trigravenh xacircydựng nhagrave maacutey điện hạt nhacircn dự kiến sẽ khởi cocircng trƣớc 2015 vagrave2020 sẽ đi vagraveo vận hagravenh khai thaacutec
Hiện nay coacute khoảng 800 nhacircn sự phần lớn đang cocircng taacutec tạiVietnam Atomic Energy Commission vagrave đang ldquogiagrave đirdquo
(Theo Bộ Giaacuteo dục amp Đagraveo tạo) khoảng 11232 triệu US dollars sẽđƣợc đầu tƣ cho đagraveo tạo nhacircn lực cho lỉnh vực khoa học vagrave cocircngnghệ hạt nhacircn
TOAgraveN CẢNH
THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần chuẩn bịtrƣớc từ 12 đến 15 năm trƣớc thời điểm hoagraventhagravenh vagrave đƣa vagraveo khai thaacutec
Đối với nhagrave maacutey năng lƣợng hạt nhacircn đầu tiecircnthigrave việc chuẩn bị đội ngủ coacute đủ năng lực đểhoạch định triển khai vagrave xuacutec tiến dự aacuten coacute khicần đến 20 năm trƣớc khi nhagrave maacutey đi vagraveo vậnhagravenh khai thaacutec
Vấn đề phaacutet triển cocircng nghệ amp nhacircn lực coacute đủnăng lực amp trigravenh độ thực sự lagrave một thaacutech thứcvagrave để coacute đƣợc một đội ngủ nhƣ vậy so vớitoagraven cảnh necircu trecircn theo tocirci lagrave quaacute chậm cần
18
Slide 15
Slide 16
CAacuteC CƠ HỘI CẦN TẬN DỤNG Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần sự hợp taacutec
quốc tế ldquochacircn thagravenhrdquo vagrave hiệu quả
ndash Quaacute trigravenh chuyển giao cocircng nghệ cốt lỏi coacute vai trogravequyết định đối với kết quả thagravenh cocircng của dự aacuten
Vai trograve quản lyacute hổ trợ của nhagrave nƣớc đối vớicaacutec thagravenh tố tham gia (Thiết kế chế tạo thiếtbị Giaacutem saacutet chất lƣợng đagraveo tạo nhacircn lực saacutet hạch amp kiểm định) sẽ cụ thể coacute tiacutenh thiếtthực amp hiệu quả
Cơ hội để caacutec lực lƣợng tham gia định hƣớngvagrave kiến tạo nguồn lực (cocircng nghệ phƣơngphaacutep nhacircn lực) sẳn sagraveng tiếp thu amp triển khaicocircng nghệ tiecircn tiến ngang tầm quốc tế
YEcircU CẦU NGUỒN LỰC
Tiacutenh sẳn sagraveng về mặt cocircng nghệ (phƣơngphaacutep nhacircn lực) của caacutec nhagrave thầu trong nƣớc
Tiacutenh sẳn sagraveng về caacutec điều kiện chứng nhận cocircng nhận phƣơng phaacutep nhacircn lực
Định hƣớng đagraveo tạo (kiến thức thực hagravenh)caacutec phƣơng phaacutep amp nhacircn lực theo yecircu cầu
Slide 17
Slide 18
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHOCOcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
CAacuteC CAcircU HỎI CẦN LAgraveM ROtilde
Coacute cocircng nghệ hagraven chuyecircn biệt aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey hạt nhacircn
Chứng nhận qui trigravenh vagrave saacutet hạch thợ hagraven đaacutep ứng caacutec chuẩn mực của nhagrave maacutey điện hạt nhacircn sẽ nhƣ thế nagraveo
Caacutec yecircu cầu về chất lƣợng hagraven vagrave tiecircu chuẩn đaacutenh giaacute aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 19
Slide 20
CAacuteC THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Hagraven trecircn caacutec vật liệu coacute yecircu cầu đặc biệt cao
ndash Cơ tiacutenh độ bền gt 80ksi (~560 Mpa)
ndash Khaacuteng nứt vagrave chịu mỏi
ndash Chống ratildeo
ndash Bền nhiệt
ndash Chống ăn mograven tinh giới (weld decay) xoacutei mograven (erosion)
Hagraven trecircn theacutep regraven
Hagraven trecircn hợp kim Chrome Nickel zircalloy
Hagraven caacutec chi tiết dagravey với ứng suất biến dạng nhiệt tối thiểu
Hagraven trong điều kiện mocirci trƣờng khắc nghiệt
Xử lyacute nhiệt amp kiểm soaacutet chu trigravenh nhiệt quaacute trigravenh hagraven
Hagraven trecircn theacutep hai lớp (clad steel) hagraven đắp (overlay) seal weld
Caacutec phƣơng phaacutep hagraven truyền thống coacute đaacutep ứng đƣợc yecircu cầu
Coacute hầu hết caacutec phƣơng phaacutep hagraven hồ quang đƣợc triển khai trong nƣớc (GTAW GMAW FCAW SAW) đều coacute thể đaacutep ứng đƣợc
Khocircng đối với một số hạng mục vật liệu cần caacutec phƣơng phaacutep hagraven cải tiến chƣa triển khai trong nƣớc (nhƣ ldquoA-TIGrdquo Narrow-gap SAW Orbital TIG Tandem GMAW Hybrid Laser -GMA ) hoặc caacutec phƣơng tiện hỗ trợ nhƣ Orbital GTA GMA robot FCA
Slide 21
Slide 22 MINH HỌA VỀ CAacuteC PHƢƠNG PHAacutePNarrow-gap SAW
Orbital TIG Orbital Tube to sheet
Tandem GMAW Hybrid Laser - GMA - Aacutep dụng
Hagraven ma saacutet xoaacuteyHagraven Plasma
Vấn đề khocircng chỉ lagrave phƣơng phaacutep
Tồn tại lớn nhất vẫn lagrave nguồn nhacircn lực coacute kiến thức kỹ năng vagrave kinh nghiệm đối với caacutec yecircu cầu phƣơng phaacutep hagraven sẽ đƣợc aacutep dụng trong chế tạo caacutec chi tiết vagrave thi cocircng lắp đặt
Vấn đề ldquochứng nhận cocircng nghệ thợ hagravenrdquo để đƣợc tham gia vagraveo dự aacuten
Vấn đề nhacircn lực đầu vagraveo để đagraveo tạo vagrave tham gia ldquoon job trainingrdquo
Saacutech lƣợc vagrave giải phaacutep bao gồm
ndash Nacircng cao kiến thức về cocircng nghệ hagraven cho đội ngủ giaacuteo viecircn dạy nghề ở caacutec trƣờng trung tacircm đagraveo tạo nghề
Slide 23
Slide 24
Qui trigravenh hagraven amp Saacutet hạch thợ hagraven
Đaacutep ứng caacutec yecircu cầu
ASME IX vẫn lagrave hƣớng dẫn cơ bản đối với việc chứng nhận qui trigravenh amp saacutet hạch thợ hagraven
vagrave NB 4000 - ASME III chỉ ra caacutec yecircu cầu cụ thể về kiểm soaacutet vật liệu tiecircu chiacute đaacutenh giaacute phạm vi aacutep dụng thữ nghiệm kiểm chứng
Ngoagravei ra cần aacutep dụng thecircm NCR 10CFRip55050 ip5100 khi thiết lập qui trigravenh kiểm soaacutet giaacutem saacutet
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
19
Slide 25
Slide 26
Cocircng nghệ mới
tiếp
Slide 27
Slide 28
tiếp
Slide 29
Slide 30
Hagraven theacutep cốt pha HY80 vagraveo theacutep tấm (hoặc stainless steel)
Lắp dựng block
Slide 31
Slide 32 Cocircng trƣờng xacircy dựng
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn điển higravenhMột số caacutec higravenh ảnh cocircng trƣờng xacircy dựng
XIN CẢM ƠN
II1 THAM LUẬN 6 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Hagrave Nội 22052015
20
Slide 1
Slide 2 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA
NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG
ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Trung tacircm Đaacutenh giaacute khocircng phaacute hủy (NDE)
Hagrave Nội 22052015
NỘI DUNG
bull Phƣơng phaacutep mới kiểm tra khuyết tật trong
nhagrave maacutey nhiệt điện aacutep dụng đƣợc cho điện hạt
nhacircn
bull Xử liacute để dự đoaacuten sự phaacutet triển khuyết tật
bull Đagraveo tạo nghiecircn cứu để Đaacutenh giaacute tuổi thọ cograven
lại của nhagrave maacutey nhiệt điện coacute thể aacutep dụng cho
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 3
Slide 4
CRACKSIZERreg ndash NDT TIEcircN TIẾN
bull Hiện đang coacute một số phƣơng phaacutep
NDT kiểm tra chất lƣợng vật liệu
bull CrackSizerreg ndash aacutep dụng điện từ
trƣờng để phaacutet hiện vagrave xaacutec định
khuyết tật bề mặt
bull Kĩ thuật ACFM (Alternating Current
Field Measurement)
bull Nguyecircn lyacute ACFM
bull CrackSizerreg coacute thể xaacutec định độ sacircu
khuyết tật cung cấp thocircng tin cần
thiết cho pheacutep theo dotildei đảm bảo tiếp
tục vận hagravenh nagraveh maacutey điện an toagraven
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTĐaacutenh giaacute phaacutet triển khuyết tật
bull Khi phaacutet hiện khuyết tật dẫn đến nguy cơ mất an khi vận hagravenh
bull Nguời vận hagravenh quản lyacute mong muốn khắc phục sự cố ngay
bull Dugraveng cơ học phaacute hủy tiến hagravenh ETHGPT khuyết tật trong chi tiết
bull DTA (Defect Tolerance Assessment) ndash cho pheacutep đƣa ra caacutec
thocircng tin chi tiết về kiacutech thuớc khuyết tật nguy hiểm vagrave chu kỳ
kiểm tra đảm bảo thiết bị vận hagravenh an toagraven
bull Dựa vagraveo một số tiecircu chuẩn ETHGTT ASNZS 37882006
BS79102005 British Energy EDF R5-R6 vagrave API 579ASME
FFS-1 HRLT đatilde tiacutenh toaacuten vagrave đaacutenh giaacute sự phaacutet triển khuyết tật
trong caacutec chi tiết khaacutec nhau của nhagrave maacutey nhiệt điện
Slide 5
Slide 6
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật trong nhagrave maacutey nhiệt điện
1 Governor Valve Seat Cracking
2 Control amp stop valve DTA
3 HPIP outer turbine casing cracking
4 Cracking in MS bifurcation and HP bypass line welds
5 Steam receiver cracking
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật nhagrave maacutey nhiệt điện
6 To assist Hydro Test to avoid Brittle failure
7 Upper steam drum FW inlet nozzle
8 HP heater weld cracking
9 ID fan impeller cracking
10 HP turbine cracking
11 LP rotor
Slide 7
Slide 8
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
Mục điacutech việc ETHGTT
bull Tiết kiệm bảo hagravenh vagrave sửa chữa thiết bị
bull ETHaacutenh giaacute ảnh hƣởng caacutec quy trigravenh vận hagravenh nhagrave maacutey linh hoạt hơn
bull Phục vụ chƣơng trigravenh kiểm tra định kỳ dựa trecircn rủi ro (RBI)
bull Phaacutet triển kế hoạch quản lyacute an toagraven thiết bị
bull Xacircy dựng database cho hệ thống quản lyacute nhagrave maacutey
bull Xaacutec định tigravenh trạng thiết bị vagrave đaacutenh giaacute phiacute tổn khi nhagrave maacutey lagravem việc
ở chế độ vận hagravenh chu kỳ (cyclic operations)
bull ETHaacutenh giaacute baacuteo caacuteo tuổi thọ thiết bị từ nhagrave cung cấp thiết bị (OEM)
bull Keacuteo dagravei tuổi thọ thiết bị so với thiết kế ban đầu
bull Phục vụ caacutec mục điacutech thƣơng mại khaacutec khi đaacutenh giaacute tuổi thọ nhagrave maacutey
cho ngƣời chủ hay dự định chủ sở hữu
Slide 9 ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
bull Từ những kết quả cụ thể magrave HRL đatilde lagravem đƣợc NDE sẽ nghiecircn cứu
aacutep dụng để đaacutenh giaacute hoạt động của caacutec nhagrave maacutey điện tại Việt nam
bull Nghiecircn cứu ACFM va DTA thocircng qua caacutec tiecircu chuẩn liecircn quan
BS7910 amp R5-R6
bull Học ANSYS để giải bagravei toaacuten Fracture Mechanics truyền nhiệt tuyến
tiacutenh cho mocirc higravenh 2D amp 3D vagrave phacircn tiacutech chuyển tiếp bằng phƣơng
phaacutep FEA Sử dụng thagravenh thạo caacutec phần mềm chuyecircn mocircn
bull Tiacutenh toaacuten đƣợc ứng suất biến dạng trong chi tiết hiện tƣợng mỏi vagrave
ratildeo nhiệt lập đƣợc bảng dữ liệu về vật liệu
bull Tiếp tục cập nhật kiến thức về FEA amp DTA qua đagraveo tạo vagrave triển khai
thực tế trong đaacutenh giaacute nhagrave maacutey nhiệt điện hƣớng đến điện hạt nhacircn
21
II1 THAM LUẬN 7 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS
THROUGH MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
Hagrave Nội 22052015 Slide 1
Slide 2 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS THROUGH
MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
22052015 at Ha Noi
CONTENTS
1 The goal of MSC
2 The current situation in preparing of HRD
3 Some typical results in the period of 2009-
2013
4 The action plan up to 2020 and
Slide 3
Slide 4
Some brief related infomation
bull Until 2008 There
are approximately
20 thermal power
plants with a total
capacity of 6500
MW that provide
more than 50 of
the total annual
electricity production
in the country
bull Up to now (2014)
There are 32
thermal power
plants in Vietnam
operating with
power of 14408
MW
A plan of
development of NPP
has also been set by
Vietnamese
Government in the
near future with the
first two units of 2000
MW power
wwwndecomvn
NDT NDT NDT
CENTER FOR NDE
Vinatom
INST CNT HCM NEAD Co
Part 1 The goal of MSC 26th August 2008
(in the periods from 1985 to 2008)
ToRs
1 Maintain amp development of NDT amp
Radiation Safety Activities of
Vinatom
2 Carry out RampD activities in Advanced
NDT Techniques
3 Preparation of NDT resourses for the
first NPP in Vietnam
Slide 5
Slide 6
wwwndecomvn
Center for NDE
Material Science
Complex (MSC)
1 NDT (UT RT PT MT
ET VT)
NDT training
2 Elemental amp Structural
Analysis
3 Mechanical Testing
(bend strain press
impact fatiguehellip)
3 Equipment
(maintenance calib
manufacturehellip)
------------------------------------
1 4662 Staffs
2Infrastructure Equipment
Systems
1 NDT (UT RT PT MT ET VT Leak
Testing Hydrotesthellip) for RR amp NPP
NDT training for NPP in Vietnam
2 Material Properties (Elemental and
Structural Analysis Mechanical
Test hellip)
3 Weld Quality Assurance (including
welder qualify mechanical
workshop)
4 Water Chemistry amp Corrosion
5 Material Failure Analysis
-----------------------------------------------------------
1 90120 Staffs
2 Infrastructure and Equipment
Systems
Research
Reactor
Nuclear Power
Plant
(2014)
(2018-2020)
The Gaps
to fulfill
Part 1 The goal of MSC
wwwndecomvn
Part 2 The current situation in preparing of HRD
1 Personnels
- Number of Staffs 58
- Number of NDT experts amp technicians 40
RT level 3 09 UT level 3 07MT level 3 02PT level 3 03CRDIR 08
Technical advisors 06
Slide 7
Slide 8
wwwndecomvn
bull ISOIEC - 17025 2005 (NDT amp calibverification of NDT Equip)bull ISO 9001 2008bull ASNT-SNT-TC -1A ISO 9712 and 17024 for NDT training and
certification
2 QMS
Part 3 Some typical results in the period of
2009-2013
The activities of NDEbull Human Resourse Training in the fields of NDT amp Radiation
Safety
bull RampD the advanced NDT techniques
bull Conducting the tests of RT UT MT PT ET VT
bull Elemental and Structural Analysis
bull NDT in Construction
bull Mechanical testing (bend strain press impact fatiguehellip)
bull Residual Stress Monitoring by Electro-Magnetics method
bull Domestic manufacturing some NDT equipments
bull Caliberationverification of NDT Equipments
bull Services of Radiation Safety in the fields of Industry and
Health
bull Conducting Projects in the frame work of cooperation with
IAEA in the field of industrial NDT
22
Slide 9
Slide 10
wwwndecomvn
1 Training
TRAINING
Inspection Organizations
Oil and gas
Shipbuilding
Hydroelectric
Alpha
Apave
PhatecoInd
ustr
y
Vietsov PetrolThermoelectric
Pro
fessio
nal
ND
T c
om
pan
ies
NDT Companies in Viet Nam amp NDT Training Courses conducted by NDE
( about 60 Cop 2000 NDT persons) (in the period of 2009-2013)
Slide 11
Slide 12
wwwndecomvn
Advanced NDT CR advance ET Phasor XS Stress Monitorhellip
2 NDT Services
PHASOR XS
wwwndecomvn
Conventional NDT
bull Radiographic Testing- RT
bull Ultrasonic Testing- UT
bull Liquid Penetrant Testing- PT
bull Magnetic Testing- MT
bull Eddy Current Testing- ET
bull Ultrasonic Testing Thickness of Material- UTM
bull Positive Material Identification- PMI
bull Ultrasonic Testing Density of Concrete Reinforced
Concrete
bull Ultrasonic Testing Bored piles
bull Analysis composition of materialshellip
NDT Services
Slide 13
Slide 14
wwwndecomvn
NDT Services - Typical Projects
NDT service projects in the period of 2009-2013
wwwndecomvn
3 R amp D (some typical projects)
X-ray Machine in industrial radiography
Slide 15
Slide 16
Research amp Manufacture of Fluoresent RT Equipment
bull The Project was supported by IAEA on ldquoOptimization of DigitalRadiography (DIR) Techniques for Specific Applicationrdquo program(code 333-F2-RC 10611) included 13 countries (Algeria ArgentinaBrazil Canadahellip) finished in 2010 but not Viet Nam
bull This system is focused on cheaper portable and applies digitaltechnology
bull Our assignments Make and apply the same systems in Viet Nam
Project on Research Design and Manufacture of
Moisture and Density of SoilConcrete
Slide 17
Slide 18
4Some inspection activities co-ordinated with VARANS
1738
wwwndecomvn
5 International Cooperation
Projects in Cooperation with IAEA
(2005-2015)
1 Finished Projects
1 RAS 8100 (2005-2006)
2 RAS 8105 (2007-2008)
3 RAS 8110 (2009-2011)
4 VIE 8020 (2009-2011) CR amp ECT
2 Running Projects
1 RAS 1013 (2012-2014)
2 VIE 1009 (2014-2015)
3 RAS 2012009 ndash ldquoCapacity building in applications of advanced
NDE technologies for enhencing industrial
productivityrdquo (August 2014 -)
23
Slide 19
Slide 20
wwwndecomvn
Mitsubishi Heavy Industries LTD Japan
14122012
Mitsubishi presented
NDT for NPP in Japan
06032013
Mitsubishi presented
1Material Inspection during Manufacture
2 Inspection during Manufacture in shop
3 Introduction of latest NDI techniques
4 Nuclear Specific Product Control
wwwndecomvn
The 2nd VietnamJapan ResearchHRD Forum on Nuclear
technology
June 5-6 2014 in Hanoi Vietnum
There are 22 presentations focused on
1NDT for NPP in Japan
2Nuclear Materials
3Development of materials for reactor internals and
piping in light water reactors
4hellip
5The Approach to Effective Nuclear Power Plant Ageing Management (Prof Masahide SUZUKI
Nagaoka University of TechnologyDepartment of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
6THE DEPOSTION AND REACTIONS BETWEEN CESIUM
POLYMOLYBDATES ON STAINLESS STEEL AT HIGH TEMPERATURES
(DO Thi Mai Dung(1) SUPAMARD Sujatanond(1) OGAWA Toru(1)
Nagaoka University of Technology
Department of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
Slide 21
Slide 22
Part 4 The action plan up to 2020 -
The Main Tasks of MSC
ToRs of MSC is technical support to
1 Research Reactor (RR) Nuclear Power Plant (NPP)
2 RampD activities in the field of examination inspection and evaluation of
materialswelds of RRNPP
The main activities of MSC will be
bull 1 NDT (PSIISI) for NPP
bull 2 Weld Quality Assurance
bull 2 Materials Characterisation
bull 3 Research the influence of Tempreture Pressure and Radiation on Materials
Degradation in RR amp NPP
bull 4 Materials Aging and Life time management of NPP
bull 5 Research corrosion and failure Analysis
bull 6 Others (NDT codes and standards personnel qualification and certification
inspection qualificationhellip)
The master plan for MSC (2015-2020)
1 HRD
58(2014)
05 priority research groups towards to 05 lab
2 Equipment for 05 Laboratories
3 Facilities
4 Finance
5 Related others
90(2020)
Slide 23
Slide 24
The Challenges for material scientists in Vietnam
The first NPP will be built in VN
Lack of fundamental knowledge of structural materials
using for LWR
Understanding the behavior of
materials in NPP remains a big
challenges of materials scientists in
Vietnam
The Challenges for material scientists in Vietnam
To cover the materials issued that arise in LWR reactor materials our
experts must understand fundamental knowledge of materials such as
Thermodynamics
Atomic transport in solids
Crystallography defects
Phase transportations
Corrosion
Mechanical behavior and radiation damage
The degration processes that occur
in service itrsquos needed to focused
on the nuclear fuelampcladding the
pressure vessel the reactor
internals and the other parts of the
nuclear supply systems
Slide 25
wwwndecomvn
THANK YOU FOR
YOUR ATTENTION
11
Slide 7
Slide 8
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (36)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (46)
Slide 9
Slide 10
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (56)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Extended Control Pressure Vessel (66)
Slide 11
Slide 12
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELSB The Current control methods
Surface amp Volume Methods
- Visual amp Televisual methods rarr Surface
- Sipping rarr Surface
- Magnetoscopy rarr Surface
- Eddy Current rarr Surface + ldquoVolumerdquo
- Ionizing radiation rarr Volume
- Ultra-sonic sound rarr Volume
Objectives
- Before the put in service of the installation Complete Initial
visit
Establish a precise map of defect leave behind at fabrication
amp are considered as minor non-conformance in order the
dimensions of such defects could be served as references for the
ulterior visits (according to the ISO-9000 standard)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
In SERVICE During the complete visit or periodical visits
- Find-out new defects resulting the normal operating or
incidental or to verify there are no evolution of the such defects
mentioned above
- To fulfil the above statement
The control methods must have
- A good resolution
- An excellent reproductibility (detect an evolution of the
defect amp to be able to compare)
- Allow a clear interpretation of the results (to make a
decision with minimum incertitude on the pursuing of
the normal or particular operation or have to be
repared)
Slide 13
Slide 14
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Concretly
One must detect amp characterize the defects (dimensions orientation identification of nature amp origin)
Analysis of the consequence by integrating results of appropriated calculations
Choice of control method
No universal control methodrarr To be taken into account
- Defect characteristics (fabrication process or degradation mechanism)
- Orientation position of the defect in the material or at surface static defect or continued evolution
- Characteristics of examined zone (material nature geometry)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
- Degradation risk rarr Importance of means to be deployed to develop the
method which is depended on the importance of the risk in the considered
degradation zones and their consequences
Three Types of control methods qualification
- General qualification Applicable on important safety components
where the degradation mechanisms are identified amp are taken into account
amp no particular defects have been revealed (defects initiated by fatigue
corrosion )
- Specific qualification Applicable to all the safety components at
which defects have been detected (ex risk of thermal fatigue fissure on
RHRS inner plating at reactor of the PVS )
Slide 15
Slide 16
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Conventional qualification Applicable to zones of components important
to safety at which there is no identified degradation mechanisms
In case of lack of qualification amp emergency rarr Expertise examinations
Numerous examination categories
Visual examination To control the no defect on components or
systems (CRC screw supports man-hole loose parts damage )
With camera endoscope with image recording
- Inner plate of PVS Pressurizer man-hole Bottom penetration of
the PVS (objectives deposits (boron corrosion) surface degradation or
defects)
Televisual expertise examination To detect fissure initiated by SCC (Ex
Internal adaptators in Inconel 600 of PVS head)
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Examples SG Tubes (crakings deformations chocks )
12
Slide 17
Slide 18
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On-site examination of SG tubes by Camera
- Camera Head
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Observed internal surface defects
- a) b) Fissure at stud
- c) b) at laboratory
Slide 19
Slide 20
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Examination of extracted SG tubes plugs
-Mechanic plug Advanced transversal cracking
at inner surface
Notch transversal cracking at
inner surface
Longitudinal notch cracking at
inner surface
Longitudinal notch cracking at
external surface
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Dismountable plugs
Slide 21
Slide 22
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Expertise of
Instrumentation
Inconel 600 connection
on Pressurizer
Place amp schema
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Localization amp aspect of cracking
At external surface At internal surface
Slide 23
Slide 24
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
SCC of centering pins Inconel 750 On-site US tests
Upper core structure US controls
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding wear of control rods
Slide 25
Slide 26
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Fuel assembly Cladding wear
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
EC sensors EC Principle
13
Slide 27
Slide 28
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
PVS In Service Inspection Machine
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
SG Tubes Eddy Current
Slide 29
Slide 30
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Inconel 600 Zones SCC on Low Support Plate
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
3 NDT APPLIED TO UN-IRRADIATED NUCLEAR FA
Fuel Rod
- Control of welding
porosities undercuts by radiography
D gt 040mm (99)
D gt 045mm (100)
Rejected all e lt 99 (e = 047mm)
under-penetration is difficult to detect by radiography
Slide 31
Slide 32
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Tungsten inclusion Tungsten is more absorbent to X rays than does
Zircaloy it is due to the welding electrode
Rejected 100 tungsten inclusion of Dgt 025 mm
In the Seal-Weld-pot Absence of metallic liaison or defects
(porosities) are considered as under-penetrations
The clean weld bead must be gt 0510 mm
under-penetration
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
- Film kodak M or Geveart D2
- Shot distance 07 to 1 m
- Pause time 2 to 3 min
- Power 200kV to 300 kV
- 3 views 120
- Image quality 032 mm must be visible
Efficiency curve for welding radiography
of fuel rods for porosities
Slide 33
Slide 34
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Automatic control of fuel cladding US Sound
Objective
- To detect
External diameter
Internal diameter
thickness
US immerged gages
emits wave at water
zircaloy
- De by the time spacing depart
impulsion of the first arrival echo on the tube with the same emitted by the symetrical US gage
- Thickness by the time spacing imput impulsion in the tube and to the reflexion from the inner surface
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding tube control of 4 standard defects
Slide 35
Slide 36
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding control band
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Control of Grid Spacers Pressure amp Strain gages
14
Slide 37
Slide 38
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Final control of fuel assembly
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Fuel rod Enrichment control by Gamma Scanning
Control effectuated through the cladding
Only measurement a discrimination of radiation between the U235 amp U238
allows industrial rhythm (a fabrication chain products from 3 to 4 km of
fissile material per day)
Most of all the world (except China) utilizes the delay gamma consequence
of the activation of the U235 by a thermal flux of neutrons
Essential of measured delay gamma comes from Krypton 91 (T= 10s) and
different isotopes of Barryum (T~ 3 to 5s)
Each fuel rod pass through all lts length)
- first in neutron beam zone
- after behind one (or several) gamma detector(s)
Slide 39
Slide 40
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history of each pellet could be resume such as
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history responds to the equation such as
A = k[(NσfOslash)37 x1010] x (1 ndash e-λθ) x e-λt
Where A = activity (Cigram)
N = atom number of U235
σf = fission absorption of U235
Oslash = thermal neutron flux
θ = activation time
t = fuel rod transfert time
λ = radioactive constant
The measuring of ƒAdt is proportional to N atom U235 by unit length
of the fissile column (and not to the enrichment)
all variation of the speed V of the fuel rod transfer will affect on the
measuring of θ t amp dt (dVDVlt 10-3)
Slide 41
Slide 42
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Principle
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
4 NDT APPLIED TO IRRADIATED NUCLEAR FUELToday LWR have reached a remarkable high level of manufacturing
quality and operational reliability However fuel rod failures do occur
causing a release of fission products (FP) into the PCS
The release of FP is a complex function of plant operational
characteristics and can occur in several different ways
-A slow or sudden release of the fission gases during the process
of clad perforation
- A steady release of FP through existing clad perforation during
power operation
- Fission spiking during shutdown start-up rapid power changes
and coolant depressurization
- A moderately increasing release rate during non-steady
operation of the plant
Slide 43
Slide 44
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Since NPP have licensing limits for the release of volatile FP to the
environment (off-gas limits) detailed monitoring of the development of clad
failures is necessary by the operators
During reactor operation FP concentration amp the ratio between different
FP nuclides in the PCS are only the indicators of the fuel clad failures
Therefore the only means for detecting fuel clad failures on-line are
- Monitoring the coolant amp off-gas activity concentration or
- Measuring the flux of delayed neutrons emitted by some short-
half-life FP
After shutdown various sipping techniques are available to identify
defective fuel assemblies or fuel rods
An US inspection technique allows to pinpointing of failed fuel rod within
an assembly
For defect testing of individual fuel rod after withdrawal from the
assembly an EC technique can be applied
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
General survey of the procedure of defect surveillance
During operation
Monitoring of PCS amp off-gases PF activity
Location of defective fuel assembly within the core
Control assembly manoeuvre amp activity monitoring
During or after refuelling
Identification of defective fuel assemblies by sipping
(partially or complete reactor core)
Identification of defective fuel rods within the fuel assembly
- visual inspection outer row fuel rods
- US testing
- Withdrawal of individual fuel rods
- EC defect testing
Slide 45
Slide 46
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping test facility-fluid system schematic All sipping techniques make use of the fact
that a rise in temperature caused by decay heat
drives dissolved FP or fission gases out of
defective rods
A first indication of defective fuel assembly
can be obtained by a sipping technique that
utilizes the release of gaseous FP while the
assembly is contained in the refuelling machine
In LWRs the refuelling machine consists of a
pole guiding of the fuel assembly but also
suppressing natural convection On pulling
the FA into the pole of the refuelling machine
changes of the hydrostatic pressure occur
resulting in a release of gaseous FP from a failed
rod
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The gaseous FP are collected in a measuring chamber connected to a
Ge(Li) detector and a multichannel analyser
The measured activity is a measure for the integrity of the fuel assembly
itrsquos a qualitative measurement
In order to increase the activity level in NPP the FP are entrained by air
injection underneath the bottom end fitting
If reliable results from a sipping test are to be obtained the FP used for
analysis must fulfil the following requirements
- They must be produced in measurable quantity
- They must be an intensive high energetic and long lived βamp γ
radiation
- They must be sufficiently in water soluble or in gaseous form
In the wet sipping test the most commonly measured isotopes are I131
(T=8d γ=0637 MeV) Cs134 (T= 2y γ=0605 MeV137) amp Cs (T= 301y γ=662
MeV) amp others Cs136 (T=13d γ= 1046 MeV) Xe133 (T=53d γ = 0347
MeV) Kr85 (T= 107d γ = 0514 MeV)
15
Slide 47
Slide 48
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
In dry sipping technique the Ge(Li) detector has to be installed in the gas
flow loop of the sipping box near the spent fuel pool
The criteria used for discriminating between intact suspect and defective
fuel assemblies vary among users of the sipping test
All criteria require the background activity (sipping box without fuel
assembly) to be determined frequently by separated samples
The decision whether the tested fuel assemblies are defective or intact is
given by the ratio
f = activity of box-water sample with FAactivity of box-water sample
without FA
f = sipping factor
f lt 152 to 2 rarr FA sound
152 lt f lt 3-5rarr FA suspect
f gt 3-5 rarr FA defected
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Slide 49
Slide 50
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Pneumatic compressed air of the fuel
handling machine equipment The air
inlet conduct is shown in the center
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Release of FP during the
quantitative sipping This
technique allows to
discriminate the size of the
defect
ldquoLargerdquo defect size rapid
release of FP
ldquoSmallrdquo defect size release
prolonged
Slide 51
Slide 52
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel storage pool
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Measuring of expansion chamber of the irradiated fuel rod by extraction
Objective
Measuring the internal pressure of fission gases
Means
Performance
- Measured pressure 2 bars
- Volume 10 cm3 05cm3
Slide 53
Slide 54
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
ZrO2 thickness measuring by EC
Objective
- Measuring of ZrO2 thickness on irradiated fuel rods
- Axial plot of the ZrO2 thickness
Principle
Impedance variation of a probe placed near the sample
Means
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Results
Slide 55
Slide 56
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Expertise of the blocking of the CRC
Upper part of the PVS
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
5 Conclusions
Quality respected right from the design and pilot run stages is conducive to defect prevention and optimizes the costquality ratio
From startup and routine maintenance problems in all fields from civil
engineering to electromechanical
Construction work and testing
Well adapted specifications achieving an optimum trade-off between
operating requirements and investment costs and covering the entire
industrial process from design manufacturing and associated
inspections to assembly and testing
Efficient Surveillance
By manufacturing surveillance equipment defects can be detected
at a very early stage
Well adapted to circumstances it enables compliance with deadlines
and efficient long term operation of installations
16
Slide 57
Slide 58
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Quality Targets Safety Reliability and availability
Quality organization
Supplier and contractor selection assessment of their quality
organization
Performance of quality audits
Qualification tests
In-factory manufacturing surveillance
On-site construction and assembly surveillance
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On the basis of the above observations for the Ninh Thuacircn Project it
is necessary to set up a technical expert body related to NDT amp DT in
order to assist at different stages amp fields (from startup and routine
maintenance problems from civil engineering to electromechanical
construction works and testing) different organizations involving to
fulfil their jobsin the project such as
VARANS
TSO organisation to VARANS
VINATOMrsquos Technical support Institute
EVN
Slide 59 NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
THANKS FOR YOUR ATTENTION
II1 THAM LUẬN 5 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN CƠ HỘI amp tHAacuteCH THỨC VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircNCƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC
VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
22052015
NỘI DUNG
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacute CAacuteC LOgrave PHẢN ỨNG
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC DO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHO COcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
VAgraveI MINH HỌA VỀ COcircNG TRƢỜNG XAcircY DỰNG NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 3
Slide 4
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacuteLOgrave PHẢN ỨNG HẠT NHAcircN
Caacutec lograve phản ứng hạt nhacircn
PWR Lograve hạt nhacircn đƣợc sử dụng phổ biến nhất (westinghouse)
BWR General electric
PHWR CANDU INDIA
AGR UK
RBMK Nga
FBR Lograve hạt nhacircn thế hệ mới (Nga Nhật)
17
Slide 5
Slide 6
Nguyecircn lyacute lograve PWR
nguyecircn lyacute lograve LWR
Slide 7
Slide 8
Nguyecircn lyacute BWR
Lograve CANDU
Slide 9
Slide 10
Lograve AGR
Lograve RMBK
Slide 11
Slide 12
Lograve FBR
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨCDO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 13
Slide 14 Dự kiến đến năm 2020 Việt nam cần hơn 1000 kỹ thuật viecircn đƣợcđagraveo tạo đủ năng lực để phục vụ trong lỉnh vực năng lƣợng hạt nhacircn(theo baacuteo caacuteo của Bộ Khoa Học amp Cocircng nghệ)
Số kỹ thuật viecircn nagravey chủ yếu phục vụ cho giai đoạn xacircy dựng nhagravemaacutey nghiecircn cứu phaacutet triển caacutec ứng dụng hạt nhacircn (RampD) vagrave hỗ trợkỹ thuật
Cần thecircm khoảng 6000 đến 10000 lao động cho quaacute trigravenh xacircydựng nhagrave maacutey điện hạt nhacircn dự kiến sẽ khởi cocircng trƣớc 2015 vagrave2020 sẽ đi vagraveo vận hagravenh khai thaacutec
Hiện nay coacute khoảng 800 nhacircn sự phần lớn đang cocircng taacutec tạiVietnam Atomic Energy Commission vagrave đang ldquogiagrave đirdquo
(Theo Bộ Giaacuteo dục amp Đagraveo tạo) khoảng 11232 triệu US dollars sẽđƣợc đầu tƣ cho đagraveo tạo nhacircn lực cho lỉnh vực khoa học vagrave cocircngnghệ hạt nhacircn
TOAgraveN CẢNH
THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần chuẩn bịtrƣớc từ 12 đến 15 năm trƣớc thời điểm hoagraventhagravenh vagrave đƣa vagraveo khai thaacutec
Đối với nhagrave maacutey năng lƣợng hạt nhacircn đầu tiecircnthigrave việc chuẩn bị đội ngủ coacute đủ năng lực đểhoạch định triển khai vagrave xuacutec tiến dự aacuten coacute khicần đến 20 năm trƣớc khi nhagrave maacutey đi vagraveo vậnhagravenh khai thaacutec
Vấn đề phaacutet triển cocircng nghệ amp nhacircn lực coacute đủnăng lực amp trigravenh độ thực sự lagrave một thaacutech thứcvagrave để coacute đƣợc một đội ngủ nhƣ vậy so vớitoagraven cảnh necircu trecircn theo tocirci lagrave quaacute chậm cần
18
Slide 15
Slide 16
CAacuteC CƠ HỘI CẦN TẬN DỤNG Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần sự hợp taacutec
quốc tế ldquochacircn thagravenhrdquo vagrave hiệu quả
ndash Quaacute trigravenh chuyển giao cocircng nghệ cốt lỏi coacute vai trogravequyết định đối với kết quả thagravenh cocircng của dự aacuten
Vai trograve quản lyacute hổ trợ của nhagrave nƣớc đối vớicaacutec thagravenh tố tham gia (Thiết kế chế tạo thiếtbị Giaacutem saacutet chất lƣợng đagraveo tạo nhacircn lực saacutet hạch amp kiểm định) sẽ cụ thể coacute tiacutenh thiếtthực amp hiệu quả
Cơ hội để caacutec lực lƣợng tham gia định hƣớngvagrave kiến tạo nguồn lực (cocircng nghệ phƣơngphaacutep nhacircn lực) sẳn sagraveng tiếp thu amp triển khaicocircng nghệ tiecircn tiến ngang tầm quốc tế
YEcircU CẦU NGUỒN LỰC
Tiacutenh sẳn sagraveng về mặt cocircng nghệ (phƣơngphaacutep nhacircn lực) của caacutec nhagrave thầu trong nƣớc
Tiacutenh sẳn sagraveng về caacutec điều kiện chứng nhận cocircng nhận phƣơng phaacutep nhacircn lực
Định hƣớng đagraveo tạo (kiến thức thực hagravenh)caacutec phƣơng phaacutep amp nhacircn lực theo yecircu cầu
Slide 17
Slide 18
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHOCOcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
CAacuteC CAcircU HỎI CẦN LAgraveM ROtilde
Coacute cocircng nghệ hagraven chuyecircn biệt aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey hạt nhacircn
Chứng nhận qui trigravenh vagrave saacutet hạch thợ hagraven đaacutep ứng caacutec chuẩn mực của nhagrave maacutey điện hạt nhacircn sẽ nhƣ thế nagraveo
Caacutec yecircu cầu về chất lƣợng hagraven vagrave tiecircu chuẩn đaacutenh giaacute aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 19
Slide 20
CAacuteC THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Hagraven trecircn caacutec vật liệu coacute yecircu cầu đặc biệt cao
ndash Cơ tiacutenh độ bền gt 80ksi (~560 Mpa)
ndash Khaacuteng nứt vagrave chịu mỏi
ndash Chống ratildeo
ndash Bền nhiệt
ndash Chống ăn mograven tinh giới (weld decay) xoacutei mograven (erosion)
Hagraven trecircn theacutep regraven
Hagraven trecircn hợp kim Chrome Nickel zircalloy
Hagraven caacutec chi tiết dagravey với ứng suất biến dạng nhiệt tối thiểu
Hagraven trong điều kiện mocirci trƣờng khắc nghiệt
Xử lyacute nhiệt amp kiểm soaacutet chu trigravenh nhiệt quaacute trigravenh hagraven
Hagraven trecircn theacutep hai lớp (clad steel) hagraven đắp (overlay) seal weld
Caacutec phƣơng phaacutep hagraven truyền thống coacute đaacutep ứng đƣợc yecircu cầu
Coacute hầu hết caacutec phƣơng phaacutep hagraven hồ quang đƣợc triển khai trong nƣớc (GTAW GMAW FCAW SAW) đều coacute thể đaacutep ứng đƣợc
Khocircng đối với một số hạng mục vật liệu cần caacutec phƣơng phaacutep hagraven cải tiến chƣa triển khai trong nƣớc (nhƣ ldquoA-TIGrdquo Narrow-gap SAW Orbital TIG Tandem GMAW Hybrid Laser -GMA ) hoặc caacutec phƣơng tiện hỗ trợ nhƣ Orbital GTA GMA robot FCA
Slide 21
Slide 22 MINH HỌA VỀ CAacuteC PHƢƠNG PHAacutePNarrow-gap SAW
Orbital TIG Orbital Tube to sheet
Tandem GMAW Hybrid Laser - GMA - Aacutep dụng
Hagraven ma saacutet xoaacuteyHagraven Plasma
Vấn đề khocircng chỉ lagrave phƣơng phaacutep
Tồn tại lớn nhất vẫn lagrave nguồn nhacircn lực coacute kiến thức kỹ năng vagrave kinh nghiệm đối với caacutec yecircu cầu phƣơng phaacutep hagraven sẽ đƣợc aacutep dụng trong chế tạo caacutec chi tiết vagrave thi cocircng lắp đặt
Vấn đề ldquochứng nhận cocircng nghệ thợ hagravenrdquo để đƣợc tham gia vagraveo dự aacuten
Vấn đề nhacircn lực đầu vagraveo để đagraveo tạo vagrave tham gia ldquoon job trainingrdquo
Saacutech lƣợc vagrave giải phaacutep bao gồm
ndash Nacircng cao kiến thức về cocircng nghệ hagraven cho đội ngủ giaacuteo viecircn dạy nghề ở caacutec trƣờng trung tacircm đagraveo tạo nghề
Slide 23
Slide 24
Qui trigravenh hagraven amp Saacutet hạch thợ hagraven
Đaacutep ứng caacutec yecircu cầu
ASME IX vẫn lagrave hƣớng dẫn cơ bản đối với việc chứng nhận qui trigravenh amp saacutet hạch thợ hagraven
vagrave NB 4000 - ASME III chỉ ra caacutec yecircu cầu cụ thể về kiểm soaacutet vật liệu tiecircu chiacute đaacutenh giaacute phạm vi aacutep dụng thữ nghiệm kiểm chứng
Ngoagravei ra cần aacutep dụng thecircm NCR 10CFRip55050 ip5100 khi thiết lập qui trigravenh kiểm soaacutet giaacutem saacutet
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
19
Slide 25
Slide 26
Cocircng nghệ mới
tiếp
Slide 27
Slide 28
tiếp
Slide 29
Slide 30
Hagraven theacutep cốt pha HY80 vagraveo theacutep tấm (hoặc stainless steel)
Lắp dựng block
Slide 31
Slide 32 Cocircng trƣờng xacircy dựng
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn điển higravenhMột số caacutec higravenh ảnh cocircng trƣờng xacircy dựng
XIN CẢM ƠN
II1 THAM LUẬN 6 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Hagrave Nội 22052015
20
Slide 1
Slide 2 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA
NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG
ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Trung tacircm Đaacutenh giaacute khocircng phaacute hủy (NDE)
Hagrave Nội 22052015
NỘI DUNG
bull Phƣơng phaacutep mới kiểm tra khuyết tật trong
nhagrave maacutey nhiệt điện aacutep dụng đƣợc cho điện hạt
nhacircn
bull Xử liacute để dự đoaacuten sự phaacutet triển khuyết tật
bull Đagraveo tạo nghiecircn cứu để Đaacutenh giaacute tuổi thọ cograven
lại của nhagrave maacutey nhiệt điện coacute thể aacutep dụng cho
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 3
Slide 4
CRACKSIZERreg ndash NDT TIEcircN TIẾN
bull Hiện đang coacute một số phƣơng phaacutep
NDT kiểm tra chất lƣợng vật liệu
bull CrackSizerreg ndash aacutep dụng điện từ
trƣờng để phaacutet hiện vagrave xaacutec định
khuyết tật bề mặt
bull Kĩ thuật ACFM (Alternating Current
Field Measurement)
bull Nguyecircn lyacute ACFM
bull CrackSizerreg coacute thể xaacutec định độ sacircu
khuyết tật cung cấp thocircng tin cần
thiết cho pheacutep theo dotildei đảm bảo tiếp
tục vận hagravenh nagraveh maacutey điện an toagraven
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTĐaacutenh giaacute phaacutet triển khuyết tật
bull Khi phaacutet hiện khuyết tật dẫn đến nguy cơ mất an khi vận hagravenh
bull Nguời vận hagravenh quản lyacute mong muốn khắc phục sự cố ngay
bull Dugraveng cơ học phaacute hủy tiến hagravenh ETHGPT khuyết tật trong chi tiết
bull DTA (Defect Tolerance Assessment) ndash cho pheacutep đƣa ra caacutec
thocircng tin chi tiết về kiacutech thuớc khuyết tật nguy hiểm vagrave chu kỳ
kiểm tra đảm bảo thiết bị vận hagravenh an toagraven
bull Dựa vagraveo một số tiecircu chuẩn ETHGTT ASNZS 37882006
BS79102005 British Energy EDF R5-R6 vagrave API 579ASME
FFS-1 HRLT đatilde tiacutenh toaacuten vagrave đaacutenh giaacute sự phaacutet triển khuyết tật
trong caacutec chi tiết khaacutec nhau của nhagrave maacutey nhiệt điện
Slide 5
Slide 6
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật trong nhagrave maacutey nhiệt điện
1 Governor Valve Seat Cracking
2 Control amp stop valve DTA
3 HPIP outer turbine casing cracking
4 Cracking in MS bifurcation and HP bypass line welds
5 Steam receiver cracking
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật nhagrave maacutey nhiệt điện
6 To assist Hydro Test to avoid Brittle failure
7 Upper steam drum FW inlet nozzle
8 HP heater weld cracking
9 ID fan impeller cracking
10 HP turbine cracking
11 LP rotor
Slide 7
Slide 8
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
Mục điacutech việc ETHGTT
bull Tiết kiệm bảo hagravenh vagrave sửa chữa thiết bị
bull ETHaacutenh giaacute ảnh hƣởng caacutec quy trigravenh vận hagravenh nhagrave maacutey linh hoạt hơn
bull Phục vụ chƣơng trigravenh kiểm tra định kỳ dựa trecircn rủi ro (RBI)
bull Phaacutet triển kế hoạch quản lyacute an toagraven thiết bị
bull Xacircy dựng database cho hệ thống quản lyacute nhagrave maacutey
bull Xaacutec định tigravenh trạng thiết bị vagrave đaacutenh giaacute phiacute tổn khi nhagrave maacutey lagravem việc
ở chế độ vận hagravenh chu kỳ (cyclic operations)
bull ETHaacutenh giaacute baacuteo caacuteo tuổi thọ thiết bị từ nhagrave cung cấp thiết bị (OEM)
bull Keacuteo dagravei tuổi thọ thiết bị so với thiết kế ban đầu
bull Phục vụ caacutec mục điacutech thƣơng mại khaacutec khi đaacutenh giaacute tuổi thọ nhagrave maacutey
cho ngƣời chủ hay dự định chủ sở hữu
Slide 9 ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
bull Từ những kết quả cụ thể magrave HRL đatilde lagravem đƣợc NDE sẽ nghiecircn cứu
aacutep dụng để đaacutenh giaacute hoạt động của caacutec nhagrave maacutey điện tại Việt nam
bull Nghiecircn cứu ACFM va DTA thocircng qua caacutec tiecircu chuẩn liecircn quan
BS7910 amp R5-R6
bull Học ANSYS để giải bagravei toaacuten Fracture Mechanics truyền nhiệt tuyến
tiacutenh cho mocirc higravenh 2D amp 3D vagrave phacircn tiacutech chuyển tiếp bằng phƣơng
phaacutep FEA Sử dụng thagravenh thạo caacutec phần mềm chuyecircn mocircn
bull Tiacutenh toaacuten đƣợc ứng suất biến dạng trong chi tiết hiện tƣợng mỏi vagrave
ratildeo nhiệt lập đƣợc bảng dữ liệu về vật liệu
bull Tiếp tục cập nhật kiến thức về FEA amp DTA qua đagraveo tạo vagrave triển khai
thực tế trong đaacutenh giaacute nhagrave maacutey nhiệt điện hƣớng đến điện hạt nhacircn
21
II1 THAM LUẬN 7 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS
THROUGH MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
Hagrave Nội 22052015 Slide 1
Slide 2 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS THROUGH
MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
22052015 at Ha Noi
CONTENTS
1 The goal of MSC
2 The current situation in preparing of HRD
3 Some typical results in the period of 2009-
2013
4 The action plan up to 2020 and
Slide 3
Slide 4
Some brief related infomation
bull Until 2008 There
are approximately
20 thermal power
plants with a total
capacity of 6500
MW that provide
more than 50 of
the total annual
electricity production
in the country
bull Up to now (2014)
There are 32
thermal power
plants in Vietnam
operating with
power of 14408
MW
A plan of
development of NPP
has also been set by
Vietnamese
Government in the
near future with the
first two units of 2000
MW power
wwwndecomvn
NDT NDT NDT
CENTER FOR NDE
Vinatom
INST CNT HCM NEAD Co
Part 1 The goal of MSC 26th August 2008
(in the periods from 1985 to 2008)
ToRs
1 Maintain amp development of NDT amp
Radiation Safety Activities of
Vinatom
2 Carry out RampD activities in Advanced
NDT Techniques
3 Preparation of NDT resourses for the
first NPP in Vietnam
Slide 5
Slide 6
wwwndecomvn
Center for NDE
Material Science
Complex (MSC)
1 NDT (UT RT PT MT
ET VT)
NDT training
2 Elemental amp Structural
Analysis
3 Mechanical Testing
(bend strain press
impact fatiguehellip)
3 Equipment
(maintenance calib
manufacturehellip)
------------------------------------
1 4662 Staffs
2Infrastructure Equipment
Systems
1 NDT (UT RT PT MT ET VT Leak
Testing Hydrotesthellip) for RR amp NPP
NDT training for NPP in Vietnam
2 Material Properties (Elemental and
Structural Analysis Mechanical
Test hellip)
3 Weld Quality Assurance (including
welder qualify mechanical
workshop)
4 Water Chemistry amp Corrosion
5 Material Failure Analysis
-----------------------------------------------------------
1 90120 Staffs
2 Infrastructure and Equipment
Systems
Research
Reactor
Nuclear Power
Plant
(2014)
(2018-2020)
The Gaps
to fulfill
Part 1 The goal of MSC
wwwndecomvn
Part 2 The current situation in preparing of HRD
1 Personnels
- Number of Staffs 58
- Number of NDT experts amp technicians 40
RT level 3 09 UT level 3 07MT level 3 02PT level 3 03CRDIR 08
Technical advisors 06
Slide 7
Slide 8
wwwndecomvn
bull ISOIEC - 17025 2005 (NDT amp calibverification of NDT Equip)bull ISO 9001 2008bull ASNT-SNT-TC -1A ISO 9712 and 17024 for NDT training and
certification
2 QMS
Part 3 Some typical results in the period of
2009-2013
The activities of NDEbull Human Resourse Training in the fields of NDT amp Radiation
Safety
bull RampD the advanced NDT techniques
bull Conducting the tests of RT UT MT PT ET VT
bull Elemental and Structural Analysis
bull NDT in Construction
bull Mechanical testing (bend strain press impact fatiguehellip)
bull Residual Stress Monitoring by Electro-Magnetics method
bull Domestic manufacturing some NDT equipments
bull Caliberationverification of NDT Equipments
bull Services of Radiation Safety in the fields of Industry and
Health
bull Conducting Projects in the frame work of cooperation with
IAEA in the field of industrial NDT
22
Slide 9
Slide 10
wwwndecomvn
1 Training
TRAINING
Inspection Organizations
Oil and gas
Shipbuilding
Hydroelectric
Alpha
Apave
PhatecoInd
ustr
y
Vietsov PetrolThermoelectric
Pro
fessio
nal
ND
T c
om
pan
ies
NDT Companies in Viet Nam amp NDT Training Courses conducted by NDE
( about 60 Cop 2000 NDT persons) (in the period of 2009-2013)
Slide 11
Slide 12
wwwndecomvn
Advanced NDT CR advance ET Phasor XS Stress Monitorhellip
2 NDT Services
PHASOR XS
wwwndecomvn
Conventional NDT
bull Radiographic Testing- RT
bull Ultrasonic Testing- UT
bull Liquid Penetrant Testing- PT
bull Magnetic Testing- MT
bull Eddy Current Testing- ET
bull Ultrasonic Testing Thickness of Material- UTM
bull Positive Material Identification- PMI
bull Ultrasonic Testing Density of Concrete Reinforced
Concrete
bull Ultrasonic Testing Bored piles
bull Analysis composition of materialshellip
NDT Services
Slide 13
Slide 14
wwwndecomvn
NDT Services - Typical Projects
NDT service projects in the period of 2009-2013
wwwndecomvn
3 R amp D (some typical projects)
X-ray Machine in industrial radiography
Slide 15
Slide 16
Research amp Manufacture of Fluoresent RT Equipment
bull The Project was supported by IAEA on ldquoOptimization of DigitalRadiography (DIR) Techniques for Specific Applicationrdquo program(code 333-F2-RC 10611) included 13 countries (Algeria ArgentinaBrazil Canadahellip) finished in 2010 but not Viet Nam
bull This system is focused on cheaper portable and applies digitaltechnology
bull Our assignments Make and apply the same systems in Viet Nam
Project on Research Design and Manufacture of
Moisture and Density of SoilConcrete
Slide 17
Slide 18
4Some inspection activities co-ordinated with VARANS
1738
wwwndecomvn
5 International Cooperation
Projects in Cooperation with IAEA
(2005-2015)
1 Finished Projects
1 RAS 8100 (2005-2006)
2 RAS 8105 (2007-2008)
3 RAS 8110 (2009-2011)
4 VIE 8020 (2009-2011) CR amp ECT
2 Running Projects
1 RAS 1013 (2012-2014)
2 VIE 1009 (2014-2015)
3 RAS 2012009 ndash ldquoCapacity building in applications of advanced
NDE technologies for enhencing industrial
productivityrdquo (August 2014 -)
23
Slide 19
Slide 20
wwwndecomvn
Mitsubishi Heavy Industries LTD Japan
14122012
Mitsubishi presented
NDT for NPP in Japan
06032013
Mitsubishi presented
1Material Inspection during Manufacture
2 Inspection during Manufacture in shop
3 Introduction of latest NDI techniques
4 Nuclear Specific Product Control
wwwndecomvn
The 2nd VietnamJapan ResearchHRD Forum on Nuclear
technology
June 5-6 2014 in Hanoi Vietnum
There are 22 presentations focused on
1NDT for NPP in Japan
2Nuclear Materials
3Development of materials for reactor internals and
piping in light water reactors
4hellip
5The Approach to Effective Nuclear Power Plant Ageing Management (Prof Masahide SUZUKI
Nagaoka University of TechnologyDepartment of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
6THE DEPOSTION AND REACTIONS BETWEEN CESIUM
POLYMOLYBDATES ON STAINLESS STEEL AT HIGH TEMPERATURES
(DO Thi Mai Dung(1) SUPAMARD Sujatanond(1) OGAWA Toru(1)
Nagaoka University of Technology
Department of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
Slide 21
Slide 22
Part 4 The action plan up to 2020 -
The Main Tasks of MSC
ToRs of MSC is technical support to
1 Research Reactor (RR) Nuclear Power Plant (NPP)
2 RampD activities in the field of examination inspection and evaluation of
materialswelds of RRNPP
The main activities of MSC will be
bull 1 NDT (PSIISI) for NPP
bull 2 Weld Quality Assurance
bull 2 Materials Characterisation
bull 3 Research the influence of Tempreture Pressure and Radiation on Materials
Degradation in RR amp NPP
bull 4 Materials Aging and Life time management of NPP
bull 5 Research corrosion and failure Analysis
bull 6 Others (NDT codes and standards personnel qualification and certification
inspection qualificationhellip)
The master plan for MSC (2015-2020)
1 HRD
58(2014)
05 priority research groups towards to 05 lab
2 Equipment for 05 Laboratories
3 Facilities
4 Finance
5 Related others
90(2020)
Slide 23
Slide 24
The Challenges for material scientists in Vietnam
The first NPP will be built in VN
Lack of fundamental knowledge of structural materials
using for LWR
Understanding the behavior of
materials in NPP remains a big
challenges of materials scientists in
Vietnam
The Challenges for material scientists in Vietnam
To cover the materials issued that arise in LWR reactor materials our
experts must understand fundamental knowledge of materials such as
Thermodynamics
Atomic transport in solids
Crystallography defects
Phase transportations
Corrosion
Mechanical behavior and radiation damage
The degration processes that occur
in service itrsquos needed to focused
on the nuclear fuelampcladding the
pressure vessel the reactor
internals and the other parts of the
nuclear supply systems
Slide 25
wwwndecomvn
THANK YOU FOR
YOUR ATTENTION
12
Slide 17
Slide 18
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On-site examination of SG tubes by Camera
- Camera Head
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Observed internal surface defects
- a) b) Fissure at stud
- c) b) at laboratory
Slide 19
Slide 20
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Examination of extracted SG tubes plugs
-Mechanic plug Advanced transversal cracking
at inner surface
Notch transversal cracking at
inner surface
Longitudinal notch cracking at
inner surface
Longitudinal notch cracking at
external surface
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Dismountable plugs
Slide 21
Slide 22
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Expertise of
Instrumentation
Inconel 600 connection
on Pressurizer
Place amp schema
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Localization amp aspect of cracking
At external surface At internal surface
Slide 23
Slide 24
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
SCC of centering pins Inconel 750 On-site US tests
Upper core structure US controls
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding wear of control rods
Slide 25
Slide 26
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Fuel assembly Cladding wear
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
EC sensors EC Principle
13
Slide 27
Slide 28
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
PVS In Service Inspection Machine
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
SG Tubes Eddy Current
Slide 29
Slide 30
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Inconel 600 Zones SCC on Low Support Plate
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
3 NDT APPLIED TO UN-IRRADIATED NUCLEAR FA
Fuel Rod
- Control of welding
porosities undercuts by radiography
D gt 040mm (99)
D gt 045mm (100)
Rejected all e lt 99 (e = 047mm)
under-penetration is difficult to detect by radiography
Slide 31
Slide 32
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Tungsten inclusion Tungsten is more absorbent to X rays than does
Zircaloy it is due to the welding electrode
Rejected 100 tungsten inclusion of Dgt 025 mm
In the Seal-Weld-pot Absence of metallic liaison or defects
(porosities) are considered as under-penetrations
The clean weld bead must be gt 0510 mm
under-penetration
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
- Film kodak M or Geveart D2
- Shot distance 07 to 1 m
- Pause time 2 to 3 min
- Power 200kV to 300 kV
- 3 views 120
- Image quality 032 mm must be visible
Efficiency curve for welding radiography
of fuel rods for porosities
Slide 33
Slide 34
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Automatic control of fuel cladding US Sound
Objective
- To detect
External diameter
Internal diameter
thickness
US immerged gages
emits wave at water
zircaloy
- De by the time spacing depart
impulsion of the first arrival echo on the tube with the same emitted by the symetrical US gage
- Thickness by the time spacing imput impulsion in the tube and to the reflexion from the inner surface
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding tube control of 4 standard defects
Slide 35
Slide 36
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding control band
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Control of Grid Spacers Pressure amp Strain gages
14
Slide 37
Slide 38
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Final control of fuel assembly
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Fuel rod Enrichment control by Gamma Scanning
Control effectuated through the cladding
Only measurement a discrimination of radiation between the U235 amp U238
allows industrial rhythm (a fabrication chain products from 3 to 4 km of
fissile material per day)
Most of all the world (except China) utilizes the delay gamma consequence
of the activation of the U235 by a thermal flux of neutrons
Essential of measured delay gamma comes from Krypton 91 (T= 10s) and
different isotopes of Barryum (T~ 3 to 5s)
Each fuel rod pass through all lts length)
- first in neutron beam zone
- after behind one (or several) gamma detector(s)
Slide 39
Slide 40
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history of each pellet could be resume such as
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history responds to the equation such as
A = k[(NσfOslash)37 x1010] x (1 ndash e-λθ) x e-λt
Where A = activity (Cigram)
N = atom number of U235
σf = fission absorption of U235
Oslash = thermal neutron flux
θ = activation time
t = fuel rod transfert time
λ = radioactive constant
The measuring of ƒAdt is proportional to N atom U235 by unit length
of the fissile column (and not to the enrichment)
all variation of the speed V of the fuel rod transfer will affect on the
measuring of θ t amp dt (dVDVlt 10-3)
Slide 41
Slide 42
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Principle
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
4 NDT APPLIED TO IRRADIATED NUCLEAR FUELToday LWR have reached a remarkable high level of manufacturing
quality and operational reliability However fuel rod failures do occur
causing a release of fission products (FP) into the PCS
The release of FP is a complex function of plant operational
characteristics and can occur in several different ways
-A slow or sudden release of the fission gases during the process
of clad perforation
- A steady release of FP through existing clad perforation during
power operation
- Fission spiking during shutdown start-up rapid power changes
and coolant depressurization
- A moderately increasing release rate during non-steady
operation of the plant
Slide 43
Slide 44
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Since NPP have licensing limits for the release of volatile FP to the
environment (off-gas limits) detailed monitoring of the development of clad
failures is necessary by the operators
During reactor operation FP concentration amp the ratio between different
FP nuclides in the PCS are only the indicators of the fuel clad failures
Therefore the only means for detecting fuel clad failures on-line are
- Monitoring the coolant amp off-gas activity concentration or
- Measuring the flux of delayed neutrons emitted by some short-
half-life FP
After shutdown various sipping techniques are available to identify
defective fuel assemblies or fuel rods
An US inspection technique allows to pinpointing of failed fuel rod within
an assembly
For defect testing of individual fuel rod after withdrawal from the
assembly an EC technique can be applied
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
General survey of the procedure of defect surveillance
During operation
Monitoring of PCS amp off-gases PF activity
Location of defective fuel assembly within the core
Control assembly manoeuvre amp activity monitoring
During or after refuelling
Identification of defective fuel assemblies by sipping
(partially or complete reactor core)
Identification of defective fuel rods within the fuel assembly
- visual inspection outer row fuel rods
- US testing
- Withdrawal of individual fuel rods
- EC defect testing
Slide 45
Slide 46
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping test facility-fluid system schematic All sipping techniques make use of the fact
that a rise in temperature caused by decay heat
drives dissolved FP or fission gases out of
defective rods
A first indication of defective fuel assembly
can be obtained by a sipping technique that
utilizes the release of gaseous FP while the
assembly is contained in the refuelling machine
In LWRs the refuelling machine consists of a
pole guiding of the fuel assembly but also
suppressing natural convection On pulling
the FA into the pole of the refuelling machine
changes of the hydrostatic pressure occur
resulting in a release of gaseous FP from a failed
rod
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The gaseous FP are collected in a measuring chamber connected to a
Ge(Li) detector and a multichannel analyser
The measured activity is a measure for the integrity of the fuel assembly
itrsquos a qualitative measurement
In order to increase the activity level in NPP the FP are entrained by air
injection underneath the bottom end fitting
If reliable results from a sipping test are to be obtained the FP used for
analysis must fulfil the following requirements
- They must be produced in measurable quantity
- They must be an intensive high energetic and long lived βamp γ
radiation
- They must be sufficiently in water soluble or in gaseous form
In the wet sipping test the most commonly measured isotopes are I131
(T=8d γ=0637 MeV) Cs134 (T= 2y γ=0605 MeV137) amp Cs (T= 301y γ=662
MeV) amp others Cs136 (T=13d γ= 1046 MeV) Xe133 (T=53d γ = 0347
MeV) Kr85 (T= 107d γ = 0514 MeV)
15
Slide 47
Slide 48
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
In dry sipping technique the Ge(Li) detector has to be installed in the gas
flow loop of the sipping box near the spent fuel pool
The criteria used for discriminating between intact suspect and defective
fuel assemblies vary among users of the sipping test
All criteria require the background activity (sipping box without fuel
assembly) to be determined frequently by separated samples
The decision whether the tested fuel assemblies are defective or intact is
given by the ratio
f = activity of box-water sample with FAactivity of box-water sample
without FA
f = sipping factor
f lt 152 to 2 rarr FA sound
152 lt f lt 3-5rarr FA suspect
f gt 3-5 rarr FA defected
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Slide 49
Slide 50
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Pneumatic compressed air of the fuel
handling machine equipment The air
inlet conduct is shown in the center
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Release of FP during the
quantitative sipping This
technique allows to
discriminate the size of the
defect
ldquoLargerdquo defect size rapid
release of FP
ldquoSmallrdquo defect size release
prolonged
Slide 51
Slide 52
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel storage pool
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Measuring of expansion chamber of the irradiated fuel rod by extraction
Objective
Measuring the internal pressure of fission gases
Means
Performance
- Measured pressure 2 bars
- Volume 10 cm3 05cm3
Slide 53
Slide 54
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
ZrO2 thickness measuring by EC
Objective
- Measuring of ZrO2 thickness on irradiated fuel rods
- Axial plot of the ZrO2 thickness
Principle
Impedance variation of a probe placed near the sample
Means
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Results
Slide 55
Slide 56
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Expertise of the blocking of the CRC
Upper part of the PVS
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
5 Conclusions
Quality respected right from the design and pilot run stages is conducive to defect prevention and optimizes the costquality ratio
From startup and routine maintenance problems in all fields from civil
engineering to electromechanical
Construction work and testing
Well adapted specifications achieving an optimum trade-off between
operating requirements and investment costs and covering the entire
industrial process from design manufacturing and associated
inspections to assembly and testing
Efficient Surveillance
By manufacturing surveillance equipment defects can be detected
at a very early stage
Well adapted to circumstances it enables compliance with deadlines
and efficient long term operation of installations
16
Slide 57
Slide 58
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Quality Targets Safety Reliability and availability
Quality organization
Supplier and contractor selection assessment of their quality
organization
Performance of quality audits
Qualification tests
In-factory manufacturing surveillance
On-site construction and assembly surveillance
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On the basis of the above observations for the Ninh Thuacircn Project it
is necessary to set up a technical expert body related to NDT amp DT in
order to assist at different stages amp fields (from startup and routine
maintenance problems from civil engineering to electromechanical
construction works and testing) different organizations involving to
fulfil their jobsin the project such as
VARANS
TSO organisation to VARANS
VINATOMrsquos Technical support Institute
EVN
Slide 59 NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
THANKS FOR YOUR ATTENTION
II1 THAM LUẬN 5 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN CƠ HỘI amp tHAacuteCH THỨC VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircNCƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC
VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
22052015
NỘI DUNG
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacute CAacuteC LOgrave PHẢN ỨNG
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC DO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHO COcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
VAgraveI MINH HỌA VỀ COcircNG TRƢỜNG XAcircY DỰNG NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 3
Slide 4
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacuteLOgrave PHẢN ỨNG HẠT NHAcircN
Caacutec lograve phản ứng hạt nhacircn
PWR Lograve hạt nhacircn đƣợc sử dụng phổ biến nhất (westinghouse)
BWR General electric
PHWR CANDU INDIA
AGR UK
RBMK Nga
FBR Lograve hạt nhacircn thế hệ mới (Nga Nhật)
17
Slide 5
Slide 6
Nguyecircn lyacute lograve PWR
nguyecircn lyacute lograve LWR
Slide 7
Slide 8
Nguyecircn lyacute BWR
Lograve CANDU
Slide 9
Slide 10
Lograve AGR
Lograve RMBK
Slide 11
Slide 12
Lograve FBR
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨCDO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 13
Slide 14 Dự kiến đến năm 2020 Việt nam cần hơn 1000 kỹ thuật viecircn đƣợcđagraveo tạo đủ năng lực để phục vụ trong lỉnh vực năng lƣợng hạt nhacircn(theo baacuteo caacuteo của Bộ Khoa Học amp Cocircng nghệ)
Số kỹ thuật viecircn nagravey chủ yếu phục vụ cho giai đoạn xacircy dựng nhagravemaacutey nghiecircn cứu phaacutet triển caacutec ứng dụng hạt nhacircn (RampD) vagrave hỗ trợkỹ thuật
Cần thecircm khoảng 6000 đến 10000 lao động cho quaacute trigravenh xacircydựng nhagrave maacutey điện hạt nhacircn dự kiến sẽ khởi cocircng trƣớc 2015 vagrave2020 sẽ đi vagraveo vận hagravenh khai thaacutec
Hiện nay coacute khoảng 800 nhacircn sự phần lớn đang cocircng taacutec tạiVietnam Atomic Energy Commission vagrave đang ldquogiagrave đirdquo
(Theo Bộ Giaacuteo dục amp Đagraveo tạo) khoảng 11232 triệu US dollars sẽđƣợc đầu tƣ cho đagraveo tạo nhacircn lực cho lỉnh vực khoa học vagrave cocircngnghệ hạt nhacircn
TOAgraveN CẢNH
THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần chuẩn bịtrƣớc từ 12 đến 15 năm trƣớc thời điểm hoagraventhagravenh vagrave đƣa vagraveo khai thaacutec
Đối với nhagrave maacutey năng lƣợng hạt nhacircn đầu tiecircnthigrave việc chuẩn bị đội ngủ coacute đủ năng lực đểhoạch định triển khai vagrave xuacutec tiến dự aacuten coacute khicần đến 20 năm trƣớc khi nhagrave maacutey đi vagraveo vậnhagravenh khai thaacutec
Vấn đề phaacutet triển cocircng nghệ amp nhacircn lực coacute đủnăng lực amp trigravenh độ thực sự lagrave một thaacutech thứcvagrave để coacute đƣợc một đội ngủ nhƣ vậy so vớitoagraven cảnh necircu trecircn theo tocirci lagrave quaacute chậm cần
18
Slide 15
Slide 16
CAacuteC CƠ HỘI CẦN TẬN DỤNG Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần sự hợp taacutec
quốc tế ldquochacircn thagravenhrdquo vagrave hiệu quả
ndash Quaacute trigravenh chuyển giao cocircng nghệ cốt lỏi coacute vai trogravequyết định đối với kết quả thagravenh cocircng của dự aacuten
Vai trograve quản lyacute hổ trợ của nhagrave nƣớc đối vớicaacutec thagravenh tố tham gia (Thiết kế chế tạo thiếtbị Giaacutem saacutet chất lƣợng đagraveo tạo nhacircn lực saacutet hạch amp kiểm định) sẽ cụ thể coacute tiacutenh thiếtthực amp hiệu quả
Cơ hội để caacutec lực lƣợng tham gia định hƣớngvagrave kiến tạo nguồn lực (cocircng nghệ phƣơngphaacutep nhacircn lực) sẳn sagraveng tiếp thu amp triển khaicocircng nghệ tiecircn tiến ngang tầm quốc tế
YEcircU CẦU NGUỒN LỰC
Tiacutenh sẳn sagraveng về mặt cocircng nghệ (phƣơngphaacutep nhacircn lực) của caacutec nhagrave thầu trong nƣớc
Tiacutenh sẳn sagraveng về caacutec điều kiện chứng nhận cocircng nhận phƣơng phaacutep nhacircn lực
Định hƣớng đagraveo tạo (kiến thức thực hagravenh)caacutec phƣơng phaacutep amp nhacircn lực theo yecircu cầu
Slide 17
Slide 18
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHOCOcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
CAacuteC CAcircU HỎI CẦN LAgraveM ROtilde
Coacute cocircng nghệ hagraven chuyecircn biệt aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey hạt nhacircn
Chứng nhận qui trigravenh vagrave saacutet hạch thợ hagraven đaacutep ứng caacutec chuẩn mực của nhagrave maacutey điện hạt nhacircn sẽ nhƣ thế nagraveo
Caacutec yecircu cầu về chất lƣợng hagraven vagrave tiecircu chuẩn đaacutenh giaacute aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 19
Slide 20
CAacuteC THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Hagraven trecircn caacutec vật liệu coacute yecircu cầu đặc biệt cao
ndash Cơ tiacutenh độ bền gt 80ksi (~560 Mpa)
ndash Khaacuteng nứt vagrave chịu mỏi
ndash Chống ratildeo
ndash Bền nhiệt
ndash Chống ăn mograven tinh giới (weld decay) xoacutei mograven (erosion)
Hagraven trecircn theacutep regraven
Hagraven trecircn hợp kim Chrome Nickel zircalloy
Hagraven caacutec chi tiết dagravey với ứng suất biến dạng nhiệt tối thiểu
Hagraven trong điều kiện mocirci trƣờng khắc nghiệt
Xử lyacute nhiệt amp kiểm soaacutet chu trigravenh nhiệt quaacute trigravenh hagraven
Hagraven trecircn theacutep hai lớp (clad steel) hagraven đắp (overlay) seal weld
Caacutec phƣơng phaacutep hagraven truyền thống coacute đaacutep ứng đƣợc yecircu cầu
Coacute hầu hết caacutec phƣơng phaacutep hagraven hồ quang đƣợc triển khai trong nƣớc (GTAW GMAW FCAW SAW) đều coacute thể đaacutep ứng đƣợc
Khocircng đối với một số hạng mục vật liệu cần caacutec phƣơng phaacutep hagraven cải tiến chƣa triển khai trong nƣớc (nhƣ ldquoA-TIGrdquo Narrow-gap SAW Orbital TIG Tandem GMAW Hybrid Laser -GMA ) hoặc caacutec phƣơng tiện hỗ trợ nhƣ Orbital GTA GMA robot FCA
Slide 21
Slide 22 MINH HỌA VỀ CAacuteC PHƢƠNG PHAacutePNarrow-gap SAW
Orbital TIG Orbital Tube to sheet
Tandem GMAW Hybrid Laser - GMA - Aacutep dụng
Hagraven ma saacutet xoaacuteyHagraven Plasma
Vấn đề khocircng chỉ lagrave phƣơng phaacutep
Tồn tại lớn nhất vẫn lagrave nguồn nhacircn lực coacute kiến thức kỹ năng vagrave kinh nghiệm đối với caacutec yecircu cầu phƣơng phaacutep hagraven sẽ đƣợc aacutep dụng trong chế tạo caacutec chi tiết vagrave thi cocircng lắp đặt
Vấn đề ldquochứng nhận cocircng nghệ thợ hagravenrdquo để đƣợc tham gia vagraveo dự aacuten
Vấn đề nhacircn lực đầu vagraveo để đagraveo tạo vagrave tham gia ldquoon job trainingrdquo
Saacutech lƣợc vagrave giải phaacutep bao gồm
ndash Nacircng cao kiến thức về cocircng nghệ hagraven cho đội ngủ giaacuteo viecircn dạy nghề ở caacutec trƣờng trung tacircm đagraveo tạo nghề
Slide 23
Slide 24
Qui trigravenh hagraven amp Saacutet hạch thợ hagraven
Đaacutep ứng caacutec yecircu cầu
ASME IX vẫn lagrave hƣớng dẫn cơ bản đối với việc chứng nhận qui trigravenh amp saacutet hạch thợ hagraven
vagrave NB 4000 - ASME III chỉ ra caacutec yecircu cầu cụ thể về kiểm soaacutet vật liệu tiecircu chiacute đaacutenh giaacute phạm vi aacutep dụng thữ nghiệm kiểm chứng
Ngoagravei ra cần aacutep dụng thecircm NCR 10CFRip55050 ip5100 khi thiết lập qui trigravenh kiểm soaacutet giaacutem saacutet
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
19
Slide 25
Slide 26
Cocircng nghệ mới
tiếp
Slide 27
Slide 28
tiếp
Slide 29
Slide 30
Hagraven theacutep cốt pha HY80 vagraveo theacutep tấm (hoặc stainless steel)
Lắp dựng block
Slide 31
Slide 32 Cocircng trƣờng xacircy dựng
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn điển higravenhMột số caacutec higravenh ảnh cocircng trƣờng xacircy dựng
XIN CẢM ƠN
II1 THAM LUẬN 6 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Hagrave Nội 22052015
20
Slide 1
Slide 2 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA
NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG
ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Trung tacircm Đaacutenh giaacute khocircng phaacute hủy (NDE)
Hagrave Nội 22052015
NỘI DUNG
bull Phƣơng phaacutep mới kiểm tra khuyết tật trong
nhagrave maacutey nhiệt điện aacutep dụng đƣợc cho điện hạt
nhacircn
bull Xử liacute để dự đoaacuten sự phaacutet triển khuyết tật
bull Đagraveo tạo nghiecircn cứu để Đaacutenh giaacute tuổi thọ cograven
lại của nhagrave maacutey nhiệt điện coacute thể aacutep dụng cho
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 3
Slide 4
CRACKSIZERreg ndash NDT TIEcircN TIẾN
bull Hiện đang coacute một số phƣơng phaacutep
NDT kiểm tra chất lƣợng vật liệu
bull CrackSizerreg ndash aacutep dụng điện từ
trƣờng để phaacutet hiện vagrave xaacutec định
khuyết tật bề mặt
bull Kĩ thuật ACFM (Alternating Current
Field Measurement)
bull Nguyecircn lyacute ACFM
bull CrackSizerreg coacute thể xaacutec định độ sacircu
khuyết tật cung cấp thocircng tin cần
thiết cho pheacutep theo dotildei đảm bảo tiếp
tục vận hagravenh nagraveh maacutey điện an toagraven
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTĐaacutenh giaacute phaacutet triển khuyết tật
bull Khi phaacutet hiện khuyết tật dẫn đến nguy cơ mất an khi vận hagravenh
bull Nguời vận hagravenh quản lyacute mong muốn khắc phục sự cố ngay
bull Dugraveng cơ học phaacute hủy tiến hagravenh ETHGPT khuyết tật trong chi tiết
bull DTA (Defect Tolerance Assessment) ndash cho pheacutep đƣa ra caacutec
thocircng tin chi tiết về kiacutech thuớc khuyết tật nguy hiểm vagrave chu kỳ
kiểm tra đảm bảo thiết bị vận hagravenh an toagraven
bull Dựa vagraveo một số tiecircu chuẩn ETHGTT ASNZS 37882006
BS79102005 British Energy EDF R5-R6 vagrave API 579ASME
FFS-1 HRLT đatilde tiacutenh toaacuten vagrave đaacutenh giaacute sự phaacutet triển khuyết tật
trong caacutec chi tiết khaacutec nhau của nhagrave maacutey nhiệt điện
Slide 5
Slide 6
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật trong nhagrave maacutey nhiệt điện
1 Governor Valve Seat Cracking
2 Control amp stop valve DTA
3 HPIP outer turbine casing cracking
4 Cracking in MS bifurcation and HP bypass line welds
5 Steam receiver cracking
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật nhagrave maacutey nhiệt điện
6 To assist Hydro Test to avoid Brittle failure
7 Upper steam drum FW inlet nozzle
8 HP heater weld cracking
9 ID fan impeller cracking
10 HP turbine cracking
11 LP rotor
Slide 7
Slide 8
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
Mục điacutech việc ETHGTT
bull Tiết kiệm bảo hagravenh vagrave sửa chữa thiết bị
bull ETHaacutenh giaacute ảnh hƣởng caacutec quy trigravenh vận hagravenh nhagrave maacutey linh hoạt hơn
bull Phục vụ chƣơng trigravenh kiểm tra định kỳ dựa trecircn rủi ro (RBI)
bull Phaacutet triển kế hoạch quản lyacute an toagraven thiết bị
bull Xacircy dựng database cho hệ thống quản lyacute nhagrave maacutey
bull Xaacutec định tigravenh trạng thiết bị vagrave đaacutenh giaacute phiacute tổn khi nhagrave maacutey lagravem việc
ở chế độ vận hagravenh chu kỳ (cyclic operations)
bull ETHaacutenh giaacute baacuteo caacuteo tuổi thọ thiết bị từ nhagrave cung cấp thiết bị (OEM)
bull Keacuteo dagravei tuổi thọ thiết bị so với thiết kế ban đầu
bull Phục vụ caacutec mục điacutech thƣơng mại khaacutec khi đaacutenh giaacute tuổi thọ nhagrave maacutey
cho ngƣời chủ hay dự định chủ sở hữu
Slide 9 ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
bull Từ những kết quả cụ thể magrave HRL đatilde lagravem đƣợc NDE sẽ nghiecircn cứu
aacutep dụng để đaacutenh giaacute hoạt động của caacutec nhagrave maacutey điện tại Việt nam
bull Nghiecircn cứu ACFM va DTA thocircng qua caacutec tiecircu chuẩn liecircn quan
BS7910 amp R5-R6
bull Học ANSYS để giải bagravei toaacuten Fracture Mechanics truyền nhiệt tuyến
tiacutenh cho mocirc higravenh 2D amp 3D vagrave phacircn tiacutech chuyển tiếp bằng phƣơng
phaacutep FEA Sử dụng thagravenh thạo caacutec phần mềm chuyecircn mocircn
bull Tiacutenh toaacuten đƣợc ứng suất biến dạng trong chi tiết hiện tƣợng mỏi vagrave
ratildeo nhiệt lập đƣợc bảng dữ liệu về vật liệu
bull Tiếp tục cập nhật kiến thức về FEA amp DTA qua đagraveo tạo vagrave triển khai
thực tế trong đaacutenh giaacute nhagrave maacutey nhiệt điện hƣớng đến điện hạt nhacircn
21
II1 THAM LUẬN 7 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS
THROUGH MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
Hagrave Nội 22052015 Slide 1
Slide 2 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS THROUGH
MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
22052015 at Ha Noi
CONTENTS
1 The goal of MSC
2 The current situation in preparing of HRD
3 Some typical results in the period of 2009-
2013
4 The action plan up to 2020 and
Slide 3
Slide 4
Some brief related infomation
bull Until 2008 There
are approximately
20 thermal power
plants with a total
capacity of 6500
MW that provide
more than 50 of
the total annual
electricity production
in the country
bull Up to now (2014)
There are 32
thermal power
plants in Vietnam
operating with
power of 14408
MW
A plan of
development of NPP
has also been set by
Vietnamese
Government in the
near future with the
first two units of 2000
MW power
wwwndecomvn
NDT NDT NDT
CENTER FOR NDE
Vinatom
INST CNT HCM NEAD Co
Part 1 The goal of MSC 26th August 2008
(in the periods from 1985 to 2008)
ToRs
1 Maintain amp development of NDT amp
Radiation Safety Activities of
Vinatom
2 Carry out RampD activities in Advanced
NDT Techniques
3 Preparation of NDT resourses for the
first NPP in Vietnam
Slide 5
Slide 6
wwwndecomvn
Center for NDE
Material Science
Complex (MSC)
1 NDT (UT RT PT MT
ET VT)
NDT training
2 Elemental amp Structural
Analysis
3 Mechanical Testing
(bend strain press
impact fatiguehellip)
3 Equipment
(maintenance calib
manufacturehellip)
------------------------------------
1 4662 Staffs
2Infrastructure Equipment
Systems
1 NDT (UT RT PT MT ET VT Leak
Testing Hydrotesthellip) for RR amp NPP
NDT training for NPP in Vietnam
2 Material Properties (Elemental and
Structural Analysis Mechanical
Test hellip)
3 Weld Quality Assurance (including
welder qualify mechanical
workshop)
4 Water Chemistry amp Corrosion
5 Material Failure Analysis
-----------------------------------------------------------
1 90120 Staffs
2 Infrastructure and Equipment
Systems
Research
Reactor
Nuclear Power
Plant
(2014)
(2018-2020)
The Gaps
to fulfill
Part 1 The goal of MSC
wwwndecomvn
Part 2 The current situation in preparing of HRD
1 Personnels
- Number of Staffs 58
- Number of NDT experts amp technicians 40
RT level 3 09 UT level 3 07MT level 3 02PT level 3 03CRDIR 08
Technical advisors 06
Slide 7
Slide 8
wwwndecomvn
bull ISOIEC - 17025 2005 (NDT amp calibverification of NDT Equip)bull ISO 9001 2008bull ASNT-SNT-TC -1A ISO 9712 and 17024 for NDT training and
certification
2 QMS
Part 3 Some typical results in the period of
2009-2013
The activities of NDEbull Human Resourse Training in the fields of NDT amp Radiation
Safety
bull RampD the advanced NDT techniques
bull Conducting the tests of RT UT MT PT ET VT
bull Elemental and Structural Analysis
bull NDT in Construction
bull Mechanical testing (bend strain press impact fatiguehellip)
bull Residual Stress Monitoring by Electro-Magnetics method
bull Domestic manufacturing some NDT equipments
bull Caliberationverification of NDT Equipments
bull Services of Radiation Safety in the fields of Industry and
Health
bull Conducting Projects in the frame work of cooperation with
IAEA in the field of industrial NDT
22
Slide 9
Slide 10
wwwndecomvn
1 Training
TRAINING
Inspection Organizations
Oil and gas
Shipbuilding
Hydroelectric
Alpha
Apave
PhatecoInd
ustr
y
Vietsov PetrolThermoelectric
Pro
fessio
nal
ND
T c
om
pan
ies
NDT Companies in Viet Nam amp NDT Training Courses conducted by NDE
( about 60 Cop 2000 NDT persons) (in the period of 2009-2013)
Slide 11
Slide 12
wwwndecomvn
Advanced NDT CR advance ET Phasor XS Stress Monitorhellip
2 NDT Services
PHASOR XS
wwwndecomvn
Conventional NDT
bull Radiographic Testing- RT
bull Ultrasonic Testing- UT
bull Liquid Penetrant Testing- PT
bull Magnetic Testing- MT
bull Eddy Current Testing- ET
bull Ultrasonic Testing Thickness of Material- UTM
bull Positive Material Identification- PMI
bull Ultrasonic Testing Density of Concrete Reinforced
Concrete
bull Ultrasonic Testing Bored piles
bull Analysis composition of materialshellip
NDT Services
Slide 13
Slide 14
wwwndecomvn
NDT Services - Typical Projects
NDT service projects in the period of 2009-2013
wwwndecomvn
3 R amp D (some typical projects)
X-ray Machine in industrial radiography
Slide 15
Slide 16
Research amp Manufacture of Fluoresent RT Equipment
bull The Project was supported by IAEA on ldquoOptimization of DigitalRadiography (DIR) Techniques for Specific Applicationrdquo program(code 333-F2-RC 10611) included 13 countries (Algeria ArgentinaBrazil Canadahellip) finished in 2010 but not Viet Nam
bull This system is focused on cheaper portable and applies digitaltechnology
bull Our assignments Make and apply the same systems in Viet Nam
Project on Research Design and Manufacture of
Moisture and Density of SoilConcrete
Slide 17
Slide 18
4Some inspection activities co-ordinated with VARANS
1738
wwwndecomvn
5 International Cooperation
Projects in Cooperation with IAEA
(2005-2015)
1 Finished Projects
1 RAS 8100 (2005-2006)
2 RAS 8105 (2007-2008)
3 RAS 8110 (2009-2011)
4 VIE 8020 (2009-2011) CR amp ECT
2 Running Projects
1 RAS 1013 (2012-2014)
2 VIE 1009 (2014-2015)
3 RAS 2012009 ndash ldquoCapacity building in applications of advanced
NDE technologies for enhencing industrial
productivityrdquo (August 2014 -)
23
Slide 19
Slide 20
wwwndecomvn
Mitsubishi Heavy Industries LTD Japan
14122012
Mitsubishi presented
NDT for NPP in Japan
06032013
Mitsubishi presented
1Material Inspection during Manufacture
2 Inspection during Manufacture in shop
3 Introduction of latest NDI techniques
4 Nuclear Specific Product Control
wwwndecomvn
The 2nd VietnamJapan ResearchHRD Forum on Nuclear
technology
June 5-6 2014 in Hanoi Vietnum
There are 22 presentations focused on
1NDT for NPP in Japan
2Nuclear Materials
3Development of materials for reactor internals and
piping in light water reactors
4hellip
5The Approach to Effective Nuclear Power Plant Ageing Management (Prof Masahide SUZUKI
Nagaoka University of TechnologyDepartment of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
6THE DEPOSTION AND REACTIONS BETWEEN CESIUM
POLYMOLYBDATES ON STAINLESS STEEL AT HIGH TEMPERATURES
(DO Thi Mai Dung(1) SUPAMARD Sujatanond(1) OGAWA Toru(1)
Nagaoka University of Technology
Department of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
Slide 21
Slide 22
Part 4 The action plan up to 2020 -
The Main Tasks of MSC
ToRs of MSC is technical support to
1 Research Reactor (RR) Nuclear Power Plant (NPP)
2 RampD activities in the field of examination inspection and evaluation of
materialswelds of RRNPP
The main activities of MSC will be
bull 1 NDT (PSIISI) for NPP
bull 2 Weld Quality Assurance
bull 2 Materials Characterisation
bull 3 Research the influence of Tempreture Pressure and Radiation on Materials
Degradation in RR amp NPP
bull 4 Materials Aging and Life time management of NPP
bull 5 Research corrosion and failure Analysis
bull 6 Others (NDT codes and standards personnel qualification and certification
inspection qualificationhellip)
The master plan for MSC (2015-2020)
1 HRD
58(2014)
05 priority research groups towards to 05 lab
2 Equipment for 05 Laboratories
3 Facilities
4 Finance
5 Related others
90(2020)
Slide 23
Slide 24
The Challenges for material scientists in Vietnam
The first NPP will be built in VN
Lack of fundamental knowledge of structural materials
using for LWR
Understanding the behavior of
materials in NPP remains a big
challenges of materials scientists in
Vietnam
The Challenges for material scientists in Vietnam
To cover the materials issued that arise in LWR reactor materials our
experts must understand fundamental knowledge of materials such as
Thermodynamics
Atomic transport in solids
Crystallography defects
Phase transportations
Corrosion
Mechanical behavior and radiation damage
The degration processes that occur
in service itrsquos needed to focused
on the nuclear fuelampcladding the
pressure vessel the reactor
internals and the other parts of the
nuclear supply systems
Slide 25
wwwndecomvn
THANK YOU FOR
YOUR ATTENTION
13
Slide 27
Slide 28
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
PVS In Service Inspection Machine
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
SG Tubes Eddy Current
Slide 29
Slide 30
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Inconel 600 Zones SCC on Low Support Plate
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
3 NDT APPLIED TO UN-IRRADIATED NUCLEAR FA
Fuel Rod
- Control of welding
porosities undercuts by radiography
D gt 040mm (99)
D gt 045mm (100)
Rejected all e lt 99 (e = 047mm)
under-penetration is difficult to detect by radiography
Slide 31
Slide 32
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Tungsten inclusion Tungsten is more absorbent to X rays than does
Zircaloy it is due to the welding electrode
Rejected 100 tungsten inclusion of Dgt 025 mm
In the Seal-Weld-pot Absence of metallic liaison or defects
(porosities) are considered as under-penetrations
The clean weld bead must be gt 0510 mm
under-penetration
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
- Film kodak M or Geveart D2
- Shot distance 07 to 1 m
- Pause time 2 to 3 min
- Power 200kV to 300 kV
- 3 views 120
- Image quality 032 mm must be visible
Efficiency curve for welding radiography
of fuel rods for porosities
Slide 33
Slide 34
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Automatic control of fuel cladding US Sound
Objective
- To detect
External diameter
Internal diameter
thickness
US immerged gages
emits wave at water
zircaloy
- De by the time spacing depart
impulsion of the first arrival echo on the tube with the same emitted by the symetrical US gage
- Thickness by the time spacing imput impulsion in the tube and to the reflexion from the inner surface
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding tube control of 4 standard defects
Slide 35
Slide 36
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Cladding control band
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Control of Grid Spacers Pressure amp Strain gages
14
Slide 37
Slide 38
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Final control of fuel assembly
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Fuel rod Enrichment control by Gamma Scanning
Control effectuated through the cladding
Only measurement a discrimination of radiation between the U235 amp U238
allows industrial rhythm (a fabrication chain products from 3 to 4 km of
fissile material per day)
Most of all the world (except China) utilizes the delay gamma consequence
of the activation of the U235 by a thermal flux of neutrons
Essential of measured delay gamma comes from Krypton 91 (T= 10s) and
different isotopes of Barryum (T~ 3 to 5s)
Each fuel rod pass through all lts length)
- first in neutron beam zone
- after behind one (or several) gamma detector(s)
Slide 39
Slide 40
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history of each pellet could be resume such as
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history responds to the equation such as
A = k[(NσfOslash)37 x1010] x (1 ndash e-λθ) x e-λt
Where A = activity (Cigram)
N = atom number of U235
σf = fission absorption of U235
Oslash = thermal neutron flux
θ = activation time
t = fuel rod transfert time
λ = radioactive constant
The measuring of ƒAdt is proportional to N atom U235 by unit length
of the fissile column (and not to the enrichment)
all variation of the speed V of the fuel rod transfer will affect on the
measuring of θ t amp dt (dVDVlt 10-3)
Slide 41
Slide 42
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Principle
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
4 NDT APPLIED TO IRRADIATED NUCLEAR FUELToday LWR have reached a remarkable high level of manufacturing
quality and operational reliability However fuel rod failures do occur
causing a release of fission products (FP) into the PCS
The release of FP is a complex function of plant operational
characteristics and can occur in several different ways
-A slow or sudden release of the fission gases during the process
of clad perforation
- A steady release of FP through existing clad perforation during
power operation
- Fission spiking during shutdown start-up rapid power changes
and coolant depressurization
- A moderately increasing release rate during non-steady
operation of the plant
Slide 43
Slide 44
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Since NPP have licensing limits for the release of volatile FP to the
environment (off-gas limits) detailed monitoring of the development of clad
failures is necessary by the operators
During reactor operation FP concentration amp the ratio between different
FP nuclides in the PCS are only the indicators of the fuel clad failures
Therefore the only means for detecting fuel clad failures on-line are
- Monitoring the coolant amp off-gas activity concentration or
- Measuring the flux of delayed neutrons emitted by some short-
half-life FP
After shutdown various sipping techniques are available to identify
defective fuel assemblies or fuel rods
An US inspection technique allows to pinpointing of failed fuel rod within
an assembly
For defect testing of individual fuel rod after withdrawal from the
assembly an EC technique can be applied
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
General survey of the procedure of defect surveillance
During operation
Monitoring of PCS amp off-gases PF activity
Location of defective fuel assembly within the core
Control assembly manoeuvre amp activity monitoring
During or after refuelling
Identification of defective fuel assemblies by sipping
(partially or complete reactor core)
Identification of defective fuel rods within the fuel assembly
- visual inspection outer row fuel rods
- US testing
- Withdrawal of individual fuel rods
- EC defect testing
Slide 45
Slide 46
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping test facility-fluid system schematic All sipping techniques make use of the fact
that a rise in temperature caused by decay heat
drives dissolved FP or fission gases out of
defective rods
A first indication of defective fuel assembly
can be obtained by a sipping technique that
utilizes the release of gaseous FP while the
assembly is contained in the refuelling machine
In LWRs the refuelling machine consists of a
pole guiding of the fuel assembly but also
suppressing natural convection On pulling
the FA into the pole of the refuelling machine
changes of the hydrostatic pressure occur
resulting in a release of gaseous FP from a failed
rod
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The gaseous FP are collected in a measuring chamber connected to a
Ge(Li) detector and a multichannel analyser
The measured activity is a measure for the integrity of the fuel assembly
itrsquos a qualitative measurement
In order to increase the activity level in NPP the FP are entrained by air
injection underneath the bottom end fitting
If reliable results from a sipping test are to be obtained the FP used for
analysis must fulfil the following requirements
- They must be produced in measurable quantity
- They must be an intensive high energetic and long lived βamp γ
radiation
- They must be sufficiently in water soluble or in gaseous form
In the wet sipping test the most commonly measured isotopes are I131
(T=8d γ=0637 MeV) Cs134 (T= 2y γ=0605 MeV137) amp Cs (T= 301y γ=662
MeV) amp others Cs136 (T=13d γ= 1046 MeV) Xe133 (T=53d γ = 0347
MeV) Kr85 (T= 107d γ = 0514 MeV)
15
Slide 47
Slide 48
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
In dry sipping technique the Ge(Li) detector has to be installed in the gas
flow loop of the sipping box near the spent fuel pool
The criteria used for discriminating between intact suspect and defective
fuel assemblies vary among users of the sipping test
All criteria require the background activity (sipping box without fuel
assembly) to be determined frequently by separated samples
The decision whether the tested fuel assemblies are defective or intact is
given by the ratio
f = activity of box-water sample with FAactivity of box-water sample
without FA
f = sipping factor
f lt 152 to 2 rarr FA sound
152 lt f lt 3-5rarr FA suspect
f gt 3-5 rarr FA defected
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Slide 49
Slide 50
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Pneumatic compressed air of the fuel
handling machine equipment The air
inlet conduct is shown in the center
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Release of FP during the
quantitative sipping This
technique allows to
discriminate the size of the
defect
ldquoLargerdquo defect size rapid
release of FP
ldquoSmallrdquo defect size release
prolonged
Slide 51
Slide 52
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel storage pool
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Measuring of expansion chamber of the irradiated fuel rod by extraction
Objective
Measuring the internal pressure of fission gases
Means
Performance
- Measured pressure 2 bars
- Volume 10 cm3 05cm3
Slide 53
Slide 54
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
ZrO2 thickness measuring by EC
Objective
- Measuring of ZrO2 thickness on irradiated fuel rods
- Axial plot of the ZrO2 thickness
Principle
Impedance variation of a probe placed near the sample
Means
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Results
Slide 55
Slide 56
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Expertise of the blocking of the CRC
Upper part of the PVS
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
5 Conclusions
Quality respected right from the design and pilot run stages is conducive to defect prevention and optimizes the costquality ratio
From startup and routine maintenance problems in all fields from civil
engineering to electromechanical
Construction work and testing
Well adapted specifications achieving an optimum trade-off between
operating requirements and investment costs and covering the entire
industrial process from design manufacturing and associated
inspections to assembly and testing
Efficient Surveillance
By manufacturing surveillance equipment defects can be detected
at a very early stage
Well adapted to circumstances it enables compliance with deadlines
and efficient long term operation of installations
16
Slide 57
Slide 58
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Quality Targets Safety Reliability and availability
Quality organization
Supplier and contractor selection assessment of their quality
organization
Performance of quality audits
Qualification tests
In-factory manufacturing surveillance
On-site construction and assembly surveillance
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On the basis of the above observations for the Ninh Thuacircn Project it
is necessary to set up a technical expert body related to NDT amp DT in
order to assist at different stages amp fields (from startup and routine
maintenance problems from civil engineering to electromechanical
construction works and testing) different organizations involving to
fulfil their jobsin the project such as
VARANS
TSO organisation to VARANS
VINATOMrsquos Technical support Institute
EVN
Slide 59 NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
THANKS FOR YOUR ATTENTION
II1 THAM LUẬN 5 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN CƠ HỘI amp tHAacuteCH THỨC VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircNCƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC
VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
22052015
NỘI DUNG
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacute CAacuteC LOgrave PHẢN ỨNG
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC DO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHO COcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
VAgraveI MINH HỌA VỀ COcircNG TRƢỜNG XAcircY DỰNG NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 3
Slide 4
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacuteLOgrave PHẢN ỨNG HẠT NHAcircN
Caacutec lograve phản ứng hạt nhacircn
PWR Lograve hạt nhacircn đƣợc sử dụng phổ biến nhất (westinghouse)
BWR General electric
PHWR CANDU INDIA
AGR UK
RBMK Nga
FBR Lograve hạt nhacircn thế hệ mới (Nga Nhật)
17
Slide 5
Slide 6
Nguyecircn lyacute lograve PWR
nguyecircn lyacute lograve LWR
Slide 7
Slide 8
Nguyecircn lyacute BWR
Lograve CANDU
Slide 9
Slide 10
Lograve AGR
Lograve RMBK
Slide 11
Slide 12
Lograve FBR
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨCDO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 13
Slide 14 Dự kiến đến năm 2020 Việt nam cần hơn 1000 kỹ thuật viecircn đƣợcđagraveo tạo đủ năng lực để phục vụ trong lỉnh vực năng lƣợng hạt nhacircn(theo baacuteo caacuteo của Bộ Khoa Học amp Cocircng nghệ)
Số kỹ thuật viecircn nagravey chủ yếu phục vụ cho giai đoạn xacircy dựng nhagravemaacutey nghiecircn cứu phaacutet triển caacutec ứng dụng hạt nhacircn (RampD) vagrave hỗ trợkỹ thuật
Cần thecircm khoảng 6000 đến 10000 lao động cho quaacute trigravenh xacircydựng nhagrave maacutey điện hạt nhacircn dự kiến sẽ khởi cocircng trƣớc 2015 vagrave2020 sẽ đi vagraveo vận hagravenh khai thaacutec
Hiện nay coacute khoảng 800 nhacircn sự phần lớn đang cocircng taacutec tạiVietnam Atomic Energy Commission vagrave đang ldquogiagrave đirdquo
(Theo Bộ Giaacuteo dục amp Đagraveo tạo) khoảng 11232 triệu US dollars sẽđƣợc đầu tƣ cho đagraveo tạo nhacircn lực cho lỉnh vực khoa học vagrave cocircngnghệ hạt nhacircn
TOAgraveN CẢNH
THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần chuẩn bịtrƣớc từ 12 đến 15 năm trƣớc thời điểm hoagraventhagravenh vagrave đƣa vagraveo khai thaacutec
Đối với nhagrave maacutey năng lƣợng hạt nhacircn đầu tiecircnthigrave việc chuẩn bị đội ngủ coacute đủ năng lực đểhoạch định triển khai vagrave xuacutec tiến dự aacuten coacute khicần đến 20 năm trƣớc khi nhagrave maacutey đi vagraveo vậnhagravenh khai thaacutec
Vấn đề phaacutet triển cocircng nghệ amp nhacircn lực coacute đủnăng lực amp trigravenh độ thực sự lagrave một thaacutech thứcvagrave để coacute đƣợc một đội ngủ nhƣ vậy so vớitoagraven cảnh necircu trecircn theo tocirci lagrave quaacute chậm cần
18
Slide 15
Slide 16
CAacuteC CƠ HỘI CẦN TẬN DỤNG Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần sự hợp taacutec
quốc tế ldquochacircn thagravenhrdquo vagrave hiệu quả
ndash Quaacute trigravenh chuyển giao cocircng nghệ cốt lỏi coacute vai trogravequyết định đối với kết quả thagravenh cocircng của dự aacuten
Vai trograve quản lyacute hổ trợ của nhagrave nƣớc đối vớicaacutec thagravenh tố tham gia (Thiết kế chế tạo thiếtbị Giaacutem saacutet chất lƣợng đagraveo tạo nhacircn lực saacutet hạch amp kiểm định) sẽ cụ thể coacute tiacutenh thiếtthực amp hiệu quả
Cơ hội để caacutec lực lƣợng tham gia định hƣớngvagrave kiến tạo nguồn lực (cocircng nghệ phƣơngphaacutep nhacircn lực) sẳn sagraveng tiếp thu amp triển khaicocircng nghệ tiecircn tiến ngang tầm quốc tế
YEcircU CẦU NGUỒN LỰC
Tiacutenh sẳn sagraveng về mặt cocircng nghệ (phƣơngphaacutep nhacircn lực) của caacutec nhagrave thầu trong nƣớc
Tiacutenh sẳn sagraveng về caacutec điều kiện chứng nhận cocircng nhận phƣơng phaacutep nhacircn lực
Định hƣớng đagraveo tạo (kiến thức thực hagravenh)caacutec phƣơng phaacutep amp nhacircn lực theo yecircu cầu
Slide 17
Slide 18
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHOCOcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
CAacuteC CAcircU HỎI CẦN LAgraveM ROtilde
Coacute cocircng nghệ hagraven chuyecircn biệt aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey hạt nhacircn
Chứng nhận qui trigravenh vagrave saacutet hạch thợ hagraven đaacutep ứng caacutec chuẩn mực của nhagrave maacutey điện hạt nhacircn sẽ nhƣ thế nagraveo
Caacutec yecircu cầu về chất lƣợng hagraven vagrave tiecircu chuẩn đaacutenh giaacute aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 19
Slide 20
CAacuteC THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Hagraven trecircn caacutec vật liệu coacute yecircu cầu đặc biệt cao
ndash Cơ tiacutenh độ bền gt 80ksi (~560 Mpa)
ndash Khaacuteng nứt vagrave chịu mỏi
ndash Chống ratildeo
ndash Bền nhiệt
ndash Chống ăn mograven tinh giới (weld decay) xoacutei mograven (erosion)
Hagraven trecircn theacutep regraven
Hagraven trecircn hợp kim Chrome Nickel zircalloy
Hagraven caacutec chi tiết dagravey với ứng suất biến dạng nhiệt tối thiểu
Hagraven trong điều kiện mocirci trƣờng khắc nghiệt
Xử lyacute nhiệt amp kiểm soaacutet chu trigravenh nhiệt quaacute trigravenh hagraven
Hagraven trecircn theacutep hai lớp (clad steel) hagraven đắp (overlay) seal weld
Caacutec phƣơng phaacutep hagraven truyền thống coacute đaacutep ứng đƣợc yecircu cầu
Coacute hầu hết caacutec phƣơng phaacutep hagraven hồ quang đƣợc triển khai trong nƣớc (GTAW GMAW FCAW SAW) đều coacute thể đaacutep ứng đƣợc
Khocircng đối với một số hạng mục vật liệu cần caacutec phƣơng phaacutep hagraven cải tiến chƣa triển khai trong nƣớc (nhƣ ldquoA-TIGrdquo Narrow-gap SAW Orbital TIG Tandem GMAW Hybrid Laser -GMA ) hoặc caacutec phƣơng tiện hỗ trợ nhƣ Orbital GTA GMA robot FCA
Slide 21
Slide 22 MINH HỌA VỀ CAacuteC PHƢƠNG PHAacutePNarrow-gap SAW
Orbital TIG Orbital Tube to sheet
Tandem GMAW Hybrid Laser - GMA - Aacutep dụng
Hagraven ma saacutet xoaacuteyHagraven Plasma
Vấn đề khocircng chỉ lagrave phƣơng phaacutep
Tồn tại lớn nhất vẫn lagrave nguồn nhacircn lực coacute kiến thức kỹ năng vagrave kinh nghiệm đối với caacutec yecircu cầu phƣơng phaacutep hagraven sẽ đƣợc aacutep dụng trong chế tạo caacutec chi tiết vagrave thi cocircng lắp đặt
Vấn đề ldquochứng nhận cocircng nghệ thợ hagravenrdquo để đƣợc tham gia vagraveo dự aacuten
Vấn đề nhacircn lực đầu vagraveo để đagraveo tạo vagrave tham gia ldquoon job trainingrdquo
Saacutech lƣợc vagrave giải phaacutep bao gồm
ndash Nacircng cao kiến thức về cocircng nghệ hagraven cho đội ngủ giaacuteo viecircn dạy nghề ở caacutec trƣờng trung tacircm đagraveo tạo nghề
Slide 23
Slide 24
Qui trigravenh hagraven amp Saacutet hạch thợ hagraven
Đaacutep ứng caacutec yecircu cầu
ASME IX vẫn lagrave hƣớng dẫn cơ bản đối với việc chứng nhận qui trigravenh amp saacutet hạch thợ hagraven
vagrave NB 4000 - ASME III chỉ ra caacutec yecircu cầu cụ thể về kiểm soaacutet vật liệu tiecircu chiacute đaacutenh giaacute phạm vi aacutep dụng thữ nghiệm kiểm chứng
Ngoagravei ra cần aacutep dụng thecircm NCR 10CFRip55050 ip5100 khi thiết lập qui trigravenh kiểm soaacutet giaacutem saacutet
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
19
Slide 25
Slide 26
Cocircng nghệ mới
tiếp
Slide 27
Slide 28
tiếp
Slide 29
Slide 30
Hagraven theacutep cốt pha HY80 vagraveo theacutep tấm (hoặc stainless steel)
Lắp dựng block
Slide 31
Slide 32 Cocircng trƣờng xacircy dựng
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn điển higravenhMột số caacutec higravenh ảnh cocircng trƣờng xacircy dựng
XIN CẢM ƠN
II1 THAM LUẬN 6 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Hagrave Nội 22052015
20
Slide 1
Slide 2 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA
NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG
ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Trung tacircm Đaacutenh giaacute khocircng phaacute hủy (NDE)
Hagrave Nội 22052015
NỘI DUNG
bull Phƣơng phaacutep mới kiểm tra khuyết tật trong
nhagrave maacutey nhiệt điện aacutep dụng đƣợc cho điện hạt
nhacircn
bull Xử liacute để dự đoaacuten sự phaacutet triển khuyết tật
bull Đagraveo tạo nghiecircn cứu để Đaacutenh giaacute tuổi thọ cograven
lại của nhagrave maacutey nhiệt điện coacute thể aacutep dụng cho
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 3
Slide 4
CRACKSIZERreg ndash NDT TIEcircN TIẾN
bull Hiện đang coacute một số phƣơng phaacutep
NDT kiểm tra chất lƣợng vật liệu
bull CrackSizerreg ndash aacutep dụng điện từ
trƣờng để phaacutet hiện vagrave xaacutec định
khuyết tật bề mặt
bull Kĩ thuật ACFM (Alternating Current
Field Measurement)
bull Nguyecircn lyacute ACFM
bull CrackSizerreg coacute thể xaacutec định độ sacircu
khuyết tật cung cấp thocircng tin cần
thiết cho pheacutep theo dotildei đảm bảo tiếp
tục vận hagravenh nagraveh maacutey điện an toagraven
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTĐaacutenh giaacute phaacutet triển khuyết tật
bull Khi phaacutet hiện khuyết tật dẫn đến nguy cơ mất an khi vận hagravenh
bull Nguời vận hagravenh quản lyacute mong muốn khắc phục sự cố ngay
bull Dugraveng cơ học phaacute hủy tiến hagravenh ETHGPT khuyết tật trong chi tiết
bull DTA (Defect Tolerance Assessment) ndash cho pheacutep đƣa ra caacutec
thocircng tin chi tiết về kiacutech thuớc khuyết tật nguy hiểm vagrave chu kỳ
kiểm tra đảm bảo thiết bị vận hagravenh an toagraven
bull Dựa vagraveo một số tiecircu chuẩn ETHGTT ASNZS 37882006
BS79102005 British Energy EDF R5-R6 vagrave API 579ASME
FFS-1 HRLT đatilde tiacutenh toaacuten vagrave đaacutenh giaacute sự phaacutet triển khuyết tật
trong caacutec chi tiết khaacutec nhau của nhagrave maacutey nhiệt điện
Slide 5
Slide 6
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật trong nhagrave maacutey nhiệt điện
1 Governor Valve Seat Cracking
2 Control amp stop valve DTA
3 HPIP outer turbine casing cracking
4 Cracking in MS bifurcation and HP bypass line welds
5 Steam receiver cracking
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật nhagrave maacutey nhiệt điện
6 To assist Hydro Test to avoid Brittle failure
7 Upper steam drum FW inlet nozzle
8 HP heater weld cracking
9 ID fan impeller cracking
10 HP turbine cracking
11 LP rotor
Slide 7
Slide 8
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
Mục điacutech việc ETHGTT
bull Tiết kiệm bảo hagravenh vagrave sửa chữa thiết bị
bull ETHaacutenh giaacute ảnh hƣởng caacutec quy trigravenh vận hagravenh nhagrave maacutey linh hoạt hơn
bull Phục vụ chƣơng trigravenh kiểm tra định kỳ dựa trecircn rủi ro (RBI)
bull Phaacutet triển kế hoạch quản lyacute an toagraven thiết bị
bull Xacircy dựng database cho hệ thống quản lyacute nhagrave maacutey
bull Xaacutec định tigravenh trạng thiết bị vagrave đaacutenh giaacute phiacute tổn khi nhagrave maacutey lagravem việc
ở chế độ vận hagravenh chu kỳ (cyclic operations)
bull ETHaacutenh giaacute baacuteo caacuteo tuổi thọ thiết bị từ nhagrave cung cấp thiết bị (OEM)
bull Keacuteo dagravei tuổi thọ thiết bị so với thiết kế ban đầu
bull Phục vụ caacutec mục điacutech thƣơng mại khaacutec khi đaacutenh giaacute tuổi thọ nhagrave maacutey
cho ngƣời chủ hay dự định chủ sở hữu
Slide 9 ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
bull Từ những kết quả cụ thể magrave HRL đatilde lagravem đƣợc NDE sẽ nghiecircn cứu
aacutep dụng để đaacutenh giaacute hoạt động của caacutec nhagrave maacutey điện tại Việt nam
bull Nghiecircn cứu ACFM va DTA thocircng qua caacutec tiecircu chuẩn liecircn quan
BS7910 amp R5-R6
bull Học ANSYS để giải bagravei toaacuten Fracture Mechanics truyền nhiệt tuyến
tiacutenh cho mocirc higravenh 2D amp 3D vagrave phacircn tiacutech chuyển tiếp bằng phƣơng
phaacutep FEA Sử dụng thagravenh thạo caacutec phần mềm chuyecircn mocircn
bull Tiacutenh toaacuten đƣợc ứng suất biến dạng trong chi tiết hiện tƣợng mỏi vagrave
ratildeo nhiệt lập đƣợc bảng dữ liệu về vật liệu
bull Tiếp tục cập nhật kiến thức về FEA amp DTA qua đagraveo tạo vagrave triển khai
thực tế trong đaacutenh giaacute nhagrave maacutey nhiệt điện hƣớng đến điện hạt nhacircn
21
II1 THAM LUẬN 7 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS
THROUGH MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
Hagrave Nội 22052015 Slide 1
Slide 2 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS THROUGH
MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
22052015 at Ha Noi
CONTENTS
1 The goal of MSC
2 The current situation in preparing of HRD
3 Some typical results in the period of 2009-
2013
4 The action plan up to 2020 and
Slide 3
Slide 4
Some brief related infomation
bull Until 2008 There
are approximately
20 thermal power
plants with a total
capacity of 6500
MW that provide
more than 50 of
the total annual
electricity production
in the country
bull Up to now (2014)
There are 32
thermal power
plants in Vietnam
operating with
power of 14408
MW
A plan of
development of NPP
has also been set by
Vietnamese
Government in the
near future with the
first two units of 2000
MW power
wwwndecomvn
NDT NDT NDT
CENTER FOR NDE
Vinatom
INST CNT HCM NEAD Co
Part 1 The goal of MSC 26th August 2008
(in the periods from 1985 to 2008)
ToRs
1 Maintain amp development of NDT amp
Radiation Safety Activities of
Vinatom
2 Carry out RampD activities in Advanced
NDT Techniques
3 Preparation of NDT resourses for the
first NPP in Vietnam
Slide 5
Slide 6
wwwndecomvn
Center for NDE
Material Science
Complex (MSC)
1 NDT (UT RT PT MT
ET VT)
NDT training
2 Elemental amp Structural
Analysis
3 Mechanical Testing
(bend strain press
impact fatiguehellip)
3 Equipment
(maintenance calib
manufacturehellip)
------------------------------------
1 4662 Staffs
2Infrastructure Equipment
Systems
1 NDT (UT RT PT MT ET VT Leak
Testing Hydrotesthellip) for RR amp NPP
NDT training for NPP in Vietnam
2 Material Properties (Elemental and
Structural Analysis Mechanical
Test hellip)
3 Weld Quality Assurance (including
welder qualify mechanical
workshop)
4 Water Chemistry amp Corrosion
5 Material Failure Analysis
-----------------------------------------------------------
1 90120 Staffs
2 Infrastructure and Equipment
Systems
Research
Reactor
Nuclear Power
Plant
(2014)
(2018-2020)
The Gaps
to fulfill
Part 1 The goal of MSC
wwwndecomvn
Part 2 The current situation in preparing of HRD
1 Personnels
- Number of Staffs 58
- Number of NDT experts amp technicians 40
RT level 3 09 UT level 3 07MT level 3 02PT level 3 03CRDIR 08
Technical advisors 06
Slide 7
Slide 8
wwwndecomvn
bull ISOIEC - 17025 2005 (NDT amp calibverification of NDT Equip)bull ISO 9001 2008bull ASNT-SNT-TC -1A ISO 9712 and 17024 for NDT training and
certification
2 QMS
Part 3 Some typical results in the period of
2009-2013
The activities of NDEbull Human Resourse Training in the fields of NDT amp Radiation
Safety
bull RampD the advanced NDT techniques
bull Conducting the tests of RT UT MT PT ET VT
bull Elemental and Structural Analysis
bull NDT in Construction
bull Mechanical testing (bend strain press impact fatiguehellip)
bull Residual Stress Monitoring by Electro-Magnetics method
bull Domestic manufacturing some NDT equipments
bull Caliberationverification of NDT Equipments
bull Services of Radiation Safety in the fields of Industry and
Health
bull Conducting Projects in the frame work of cooperation with
IAEA in the field of industrial NDT
22
Slide 9
Slide 10
wwwndecomvn
1 Training
TRAINING
Inspection Organizations
Oil and gas
Shipbuilding
Hydroelectric
Alpha
Apave
PhatecoInd
ustr
y
Vietsov PetrolThermoelectric
Pro
fessio
nal
ND
T c
om
pan
ies
NDT Companies in Viet Nam amp NDT Training Courses conducted by NDE
( about 60 Cop 2000 NDT persons) (in the period of 2009-2013)
Slide 11
Slide 12
wwwndecomvn
Advanced NDT CR advance ET Phasor XS Stress Monitorhellip
2 NDT Services
PHASOR XS
wwwndecomvn
Conventional NDT
bull Radiographic Testing- RT
bull Ultrasonic Testing- UT
bull Liquid Penetrant Testing- PT
bull Magnetic Testing- MT
bull Eddy Current Testing- ET
bull Ultrasonic Testing Thickness of Material- UTM
bull Positive Material Identification- PMI
bull Ultrasonic Testing Density of Concrete Reinforced
Concrete
bull Ultrasonic Testing Bored piles
bull Analysis composition of materialshellip
NDT Services
Slide 13
Slide 14
wwwndecomvn
NDT Services - Typical Projects
NDT service projects in the period of 2009-2013
wwwndecomvn
3 R amp D (some typical projects)
X-ray Machine in industrial radiography
Slide 15
Slide 16
Research amp Manufacture of Fluoresent RT Equipment
bull The Project was supported by IAEA on ldquoOptimization of DigitalRadiography (DIR) Techniques for Specific Applicationrdquo program(code 333-F2-RC 10611) included 13 countries (Algeria ArgentinaBrazil Canadahellip) finished in 2010 but not Viet Nam
bull This system is focused on cheaper portable and applies digitaltechnology
bull Our assignments Make and apply the same systems in Viet Nam
Project on Research Design and Manufacture of
Moisture and Density of SoilConcrete
Slide 17
Slide 18
4Some inspection activities co-ordinated with VARANS
1738
wwwndecomvn
5 International Cooperation
Projects in Cooperation with IAEA
(2005-2015)
1 Finished Projects
1 RAS 8100 (2005-2006)
2 RAS 8105 (2007-2008)
3 RAS 8110 (2009-2011)
4 VIE 8020 (2009-2011) CR amp ECT
2 Running Projects
1 RAS 1013 (2012-2014)
2 VIE 1009 (2014-2015)
3 RAS 2012009 ndash ldquoCapacity building in applications of advanced
NDE technologies for enhencing industrial
productivityrdquo (August 2014 -)
23
Slide 19
Slide 20
wwwndecomvn
Mitsubishi Heavy Industries LTD Japan
14122012
Mitsubishi presented
NDT for NPP in Japan
06032013
Mitsubishi presented
1Material Inspection during Manufacture
2 Inspection during Manufacture in shop
3 Introduction of latest NDI techniques
4 Nuclear Specific Product Control
wwwndecomvn
The 2nd VietnamJapan ResearchHRD Forum on Nuclear
technology
June 5-6 2014 in Hanoi Vietnum
There are 22 presentations focused on
1NDT for NPP in Japan
2Nuclear Materials
3Development of materials for reactor internals and
piping in light water reactors
4hellip
5The Approach to Effective Nuclear Power Plant Ageing Management (Prof Masahide SUZUKI
Nagaoka University of TechnologyDepartment of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
6THE DEPOSTION AND REACTIONS BETWEEN CESIUM
POLYMOLYBDATES ON STAINLESS STEEL AT HIGH TEMPERATURES
(DO Thi Mai Dung(1) SUPAMARD Sujatanond(1) OGAWA Toru(1)
Nagaoka University of Technology
Department of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
Slide 21
Slide 22
Part 4 The action plan up to 2020 -
The Main Tasks of MSC
ToRs of MSC is technical support to
1 Research Reactor (RR) Nuclear Power Plant (NPP)
2 RampD activities in the field of examination inspection and evaluation of
materialswelds of RRNPP
The main activities of MSC will be
bull 1 NDT (PSIISI) for NPP
bull 2 Weld Quality Assurance
bull 2 Materials Characterisation
bull 3 Research the influence of Tempreture Pressure and Radiation on Materials
Degradation in RR amp NPP
bull 4 Materials Aging and Life time management of NPP
bull 5 Research corrosion and failure Analysis
bull 6 Others (NDT codes and standards personnel qualification and certification
inspection qualificationhellip)
The master plan for MSC (2015-2020)
1 HRD
58(2014)
05 priority research groups towards to 05 lab
2 Equipment for 05 Laboratories
3 Facilities
4 Finance
5 Related others
90(2020)
Slide 23
Slide 24
The Challenges for material scientists in Vietnam
The first NPP will be built in VN
Lack of fundamental knowledge of structural materials
using for LWR
Understanding the behavior of
materials in NPP remains a big
challenges of materials scientists in
Vietnam
The Challenges for material scientists in Vietnam
To cover the materials issued that arise in LWR reactor materials our
experts must understand fundamental knowledge of materials such as
Thermodynamics
Atomic transport in solids
Crystallography defects
Phase transportations
Corrosion
Mechanical behavior and radiation damage
The degration processes that occur
in service itrsquos needed to focused
on the nuclear fuelampcladding the
pressure vessel the reactor
internals and the other parts of the
nuclear supply systems
Slide 25
wwwndecomvn
THANK YOU FOR
YOUR ATTENTION
14
Slide 37
Slide 38
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Final control of fuel assembly
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Fuel rod Enrichment control by Gamma Scanning
Control effectuated through the cladding
Only measurement a discrimination of radiation between the U235 amp U238
allows industrial rhythm (a fabrication chain products from 3 to 4 km of
fissile material per day)
Most of all the world (except China) utilizes the delay gamma consequence
of the activation of the U235 by a thermal flux of neutrons
Essential of measured delay gamma comes from Krypton 91 (T= 10s) and
different isotopes of Barryum (T~ 3 to 5s)
Each fuel rod pass through all lts length)
- first in neutron beam zone
- after behind one (or several) gamma detector(s)
Slide 39
Slide 40
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history of each pellet could be resume such as
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The history responds to the equation such as
A = k[(NσfOslash)37 x1010] x (1 ndash e-λθ) x e-λt
Where A = activity (Cigram)
N = atom number of U235
σf = fission absorption of U235
Oslash = thermal neutron flux
θ = activation time
t = fuel rod transfert time
λ = radioactive constant
The measuring of ƒAdt is proportional to N atom U235 by unit length
of the fissile column (and not to the enrichment)
all variation of the speed V of the fuel rod transfer will affect on the
measuring of θ t amp dt (dVDVlt 10-3)
Slide 41
Slide 42
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Principle
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
4 NDT APPLIED TO IRRADIATED NUCLEAR FUELToday LWR have reached a remarkable high level of manufacturing
quality and operational reliability However fuel rod failures do occur
causing a release of fission products (FP) into the PCS
The release of FP is a complex function of plant operational
characteristics and can occur in several different ways
-A slow or sudden release of the fission gases during the process
of clad perforation
- A steady release of FP through existing clad perforation during
power operation
- Fission spiking during shutdown start-up rapid power changes
and coolant depressurization
- A moderately increasing release rate during non-steady
operation of the plant
Slide 43
Slide 44
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Since NPP have licensing limits for the release of volatile FP to the
environment (off-gas limits) detailed monitoring of the development of clad
failures is necessary by the operators
During reactor operation FP concentration amp the ratio between different
FP nuclides in the PCS are only the indicators of the fuel clad failures
Therefore the only means for detecting fuel clad failures on-line are
- Monitoring the coolant amp off-gas activity concentration or
- Measuring the flux of delayed neutrons emitted by some short-
half-life FP
After shutdown various sipping techniques are available to identify
defective fuel assemblies or fuel rods
An US inspection technique allows to pinpointing of failed fuel rod within
an assembly
For defect testing of individual fuel rod after withdrawal from the
assembly an EC technique can be applied
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
General survey of the procedure of defect surveillance
During operation
Monitoring of PCS amp off-gases PF activity
Location of defective fuel assembly within the core
Control assembly manoeuvre amp activity monitoring
During or after refuelling
Identification of defective fuel assemblies by sipping
(partially or complete reactor core)
Identification of defective fuel rods within the fuel assembly
- visual inspection outer row fuel rods
- US testing
- Withdrawal of individual fuel rods
- EC defect testing
Slide 45
Slide 46
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping test facility-fluid system schematic All sipping techniques make use of the fact
that a rise in temperature caused by decay heat
drives dissolved FP or fission gases out of
defective rods
A first indication of defective fuel assembly
can be obtained by a sipping technique that
utilizes the release of gaseous FP while the
assembly is contained in the refuelling machine
In LWRs the refuelling machine consists of a
pole guiding of the fuel assembly but also
suppressing natural convection On pulling
the FA into the pole of the refuelling machine
changes of the hydrostatic pressure occur
resulting in a release of gaseous FP from a failed
rod
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
The gaseous FP are collected in a measuring chamber connected to a
Ge(Li) detector and a multichannel analyser
The measured activity is a measure for the integrity of the fuel assembly
itrsquos a qualitative measurement
In order to increase the activity level in NPP the FP are entrained by air
injection underneath the bottom end fitting
If reliable results from a sipping test are to be obtained the FP used for
analysis must fulfil the following requirements
- They must be produced in measurable quantity
- They must be an intensive high energetic and long lived βamp γ
radiation
- They must be sufficiently in water soluble or in gaseous form
In the wet sipping test the most commonly measured isotopes are I131
(T=8d γ=0637 MeV) Cs134 (T= 2y γ=0605 MeV137) amp Cs (T= 301y γ=662
MeV) amp others Cs136 (T=13d γ= 1046 MeV) Xe133 (T=53d γ = 0347
MeV) Kr85 (T= 107d γ = 0514 MeV)
15
Slide 47
Slide 48
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
In dry sipping technique the Ge(Li) detector has to be installed in the gas
flow loop of the sipping box near the spent fuel pool
The criteria used for discriminating between intact suspect and defective
fuel assemblies vary among users of the sipping test
All criteria require the background activity (sipping box without fuel
assembly) to be determined frequently by separated samples
The decision whether the tested fuel assemblies are defective or intact is
given by the ratio
f = activity of box-water sample with FAactivity of box-water sample
without FA
f = sipping factor
f lt 152 to 2 rarr FA sound
152 lt f lt 3-5rarr FA suspect
f gt 3-5 rarr FA defected
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Slide 49
Slide 50
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Pneumatic compressed air of the fuel
handling machine equipment The air
inlet conduct is shown in the center
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Release of FP during the
quantitative sipping This
technique allows to
discriminate the size of the
defect
ldquoLargerdquo defect size rapid
release of FP
ldquoSmallrdquo defect size release
prolonged
Slide 51
Slide 52
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel storage pool
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Measuring of expansion chamber of the irradiated fuel rod by extraction
Objective
Measuring the internal pressure of fission gases
Means
Performance
- Measured pressure 2 bars
- Volume 10 cm3 05cm3
Slide 53
Slide 54
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
ZrO2 thickness measuring by EC
Objective
- Measuring of ZrO2 thickness on irradiated fuel rods
- Axial plot of the ZrO2 thickness
Principle
Impedance variation of a probe placed near the sample
Means
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Results
Slide 55
Slide 56
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Expertise of the blocking of the CRC
Upper part of the PVS
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
5 Conclusions
Quality respected right from the design and pilot run stages is conducive to defect prevention and optimizes the costquality ratio
From startup and routine maintenance problems in all fields from civil
engineering to electromechanical
Construction work and testing
Well adapted specifications achieving an optimum trade-off between
operating requirements and investment costs and covering the entire
industrial process from design manufacturing and associated
inspections to assembly and testing
Efficient Surveillance
By manufacturing surveillance equipment defects can be detected
at a very early stage
Well adapted to circumstances it enables compliance with deadlines
and efficient long term operation of installations
16
Slide 57
Slide 58
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Quality Targets Safety Reliability and availability
Quality organization
Supplier and contractor selection assessment of their quality
organization
Performance of quality audits
Qualification tests
In-factory manufacturing surveillance
On-site construction and assembly surveillance
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On the basis of the above observations for the Ninh Thuacircn Project it
is necessary to set up a technical expert body related to NDT amp DT in
order to assist at different stages amp fields (from startup and routine
maintenance problems from civil engineering to electromechanical
construction works and testing) different organizations involving to
fulfil their jobsin the project such as
VARANS
TSO organisation to VARANS
VINATOMrsquos Technical support Institute
EVN
Slide 59 NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
THANKS FOR YOUR ATTENTION
II1 THAM LUẬN 5 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN CƠ HỘI amp tHAacuteCH THỨC VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircNCƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC
VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
22052015
NỘI DUNG
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacute CAacuteC LOgrave PHẢN ỨNG
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC DO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHO COcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
VAgraveI MINH HỌA VỀ COcircNG TRƢỜNG XAcircY DỰNG NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 3
Slide 4
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacuteLOgrave PHẢN ỨNG HẠT NHAcircN
Caacutec lograve phản ứng hạt nhacircn
PWR Lograve hạt nhacircn đƣợc sử dụng phổ biến nhất (westinghouse)
BWR General electric
PHWR CANDU INDIA
AGR UK
RBMK Nga
FBR Lograve hạt nhacircn thế hệ mới (Nga Nhật)
17
Slide 5
Slide 6
Nguyecircn lyacute lograve PWR
nguyecircn lyacute lograve LWR
Slide 7
Slide 8
Nguyecircn lyacute BWR
Lograve CANDU
Slide 9
Slide 10
Lograve AGR
Lograve RMBK
Slide 11
Slide 12
Lograve FBR
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨCDO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 13
Slide 14 Dự kiến đến năm 2020 Việt nam cần hơn 1000 kỹ thuật viecircn đƣợcđagraveo tạo đủ năng lực để phục vụ trong lỉnh vực năng lƣợng hạt nhacircn(theo baacuteo caacuteo của Bộ Khoa Học amp Cocircng nghệ)
Số kỹ thuật viecircn nagravey chủ yếu phục vụ cho giai đoạn xacircy dựng nhagravemaacutey nghiecircn cứu phaacutet triển caacutec ứng dụng hạt nhacircn (RampD) vagrave hỗ trợkỹ thuật
Cần thecircm khoảng 6000 đến 10000 lao động cho quaacute trigravenh xacircydựng nhagrave maacutey điện hạt nhacircn dự kiến sẽ khởi cocircng trƣớc 2015 vagrave2020 sẽ đi vagraveo vận hagravenh khai thaacutec
Hiện nay coacute khoảng 800 nhacircn sự phần lớn đang cocircng taacutec tạiVietnam Atomic Energy Commission vagrave đang ldquogiagrave đirdquo
(Theo Bộ Giaacuteo dục amp Đagraveo tạo) khoảng 11232 triệu US dollars sẽđƣợc đầu tƣ cho đagraveo tạo nhacircn lực cho lỉnh vực khoa học vagrave cocircngnghệ hạt nhacircn
TOAgraveN CẢNH
THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần chuẩn bịtrƣớc từ 12 đến 15 năm trƣớc thời điểm hoagraventhagravenh vagrave đƣa vagraveo khai thaacutec
Đối với nhagrave maacutey năng lƣợng hạt nhacircn đầu tiecircnthigrave việc chuẩn bị đội ngủ coacute đủ năng lực đểhoạch định triển khai vagrave xuacutec tiến dự aacuten coacute khicần đến 20 năm trƣớc khi nhagrave maacutey đi vagraveo vậnhagravenh khai thaacutec
Vấn đề phaacutet triển cocircng nghệ amp nhacircn lực coacute đủnăng lực amp trigravenh độ thực sự lagrave một thaacutech thứcvagrave để coacute đƣợc một đội ngủ nhƣ vậy so vớitoagraven cảnh necircu trecircn theo tocirci lagrave quaacute chậm cần
18
Slide 15
Slide 16
CAacuteC CƠ HỘI CẦN TẬN DỤNG Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần sự hợp taacutec
quốc tế ldquochacircn thagravenhrdquo vagrave hiệu quả
ndash Quaacute trigravenh chuyển giao cocircng nghệ cốt lỏi coacute vai trogravequyết định đối với kết quả thagravenh cocircng của dự aacuten
Vai trograve quản lyacute hổ trợ của nhagrave nƣớc đối vớicaacutec thagravenh tố tham gia (Thiết kế chế tạo thiếtbị Giaacutem saacutet chất lƣợng đagraveo tạo nhacircn lực saacutet hạch amp kiểm định) sẽ cụ thể coacute tiacutenh thiếtthực amp hiệu quả
Cơ hội để caacutec lực lƣợng tham gia định hƣớngvagrave kiến tạo nguồn lực (cocircng nghệ phƣơngphaacutep nhacircn lực) sẳn sagraveng tiếp thu amp triển khaicocircng nghệ tiecircn tiến ngang tầm quốc tế
YEcircU CẦU NGUỒN LỰC
Tiacutenh sẳn sagraveng về mặt cocircng nghệ (phƣơngphaacutep nhacircn lực) của caacutec nhagrave thầu trong nƣớc
Tiacutenh sẳn sagraveng về caacutec điều kiện chứng nhận cocircng nhận phƣơng phaacutep nhacircn lực
Định hƣớng đagraveo tạo (kiến thức thực hagravenh)caacutec phƣơng phaacutep amp nhacircn lực theo yecircu cầu
Slide 17
Slide 18
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHOCOcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
CAacuteC CAcircU HỎI CẦN LAgraveM ROtilde
Coacute cocircng nghệ hagraven chuyecircn biệt aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey hạt nhacircn
Chứng nhận qui trigravenh vagrave saacutet hạch thợ hagraven đaacutep ứng caacutec chuẩn mực của nhagrave maacutey điện hạt nhacircn sẽ nhƣ thế nagraveo
Caacutec yecircu cầu về chất lƣợng hagraven vagrave tiecircu chuẩn đaacutenh giaacute aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 19
Slide 20
CAacuteC THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Hagraven trecircn caacutec vật liệu coacute yecircu cầu đặc biệt cao
ndash Cơ tiacutenh độ bền gt 80ksi (~560 Mpa)
ndash Khaacuteng nứt vagrave chịu mỏi
ndash Chống ratildeo
ndash Bền nhiệt
ndash Chống ăn mograven tinh giới (weld decay) xoacutei mograven (erosion)
Hagraven trecircn theacutep regraven
Hagraven trecircn hợp kim Chrome Nickel zircalloy
Hagraven caacutec chi tiết dagravey với ứng suất biến dạng nhiệt tối thiểu
Hagraven trong điều kiện mocirci trƣờng khắc nghiệt
Xử lyacute nhiệt amp kiểm soaacutet chu trigravenh nhiệt quaacute trigravenh hagraven
Hagraven trecircn theacutep hai lớp (clad steel) hagraven đắp (overlay) seal weld
Caacutec phƣơng phaacutep hagraven truyền thống coacute đaacutep ứng đƣợc yecircu cầu
Coacute hầu hết caacutec phƣơng phaacutep hagraven hồ quang đƣợc triển khai trong nƣớc (GTAW GMAW FCAW SAW) đều coacute thể đaacutep ứng đƣợc
Khocircng đối với một số hạng mục vật liệu cần caacutec phƣơng phaacutep hagraven cải tiến chƣa triển khai trong nƣớc (nhƣ ldquoA-TIGrdquo Narrow-gap SAW Orbital TIG Tandem GMAW Hybrid Laser -GMA ) hoặc caacutec phƣơng tiện hỗ trợ nhƣ Orbital GTA GMA robot FCA
Slide 21
Slide 22 MINH HỌA VỀ CAacuteC PHƢƠNG PHAacutePNarrow-gap SAW
Orbital TIG Orbital Tube to sheet
Tandem GMAW Hybrid Laser - GMA - Aacutep dụng
Hagraven ma saacutet xoaacuteyHagraven Plasma
Vấn đề khocircng chỉ lagrave phƣơng phaacutep
Tồn tại lớn nhất vẫn lagrave nguồn nhacircn lực coacute kiến thức kỹ năng vagrave kinh nghiệm đối với caacutec yecircu cầu phƣơng phaacutep hagraven sẽ đƣợc aacutep dụng trong chế tạo caacutec chi tiết vagrave thi cocircng lắp đặt
Vấn đề ldquochứng nhận cocircng nghệ thợ hagravenrdquo để đƣợc tham gia vagraveo dự aacuten
Vấn đề nhacircn lực đầu vagraveo để đagraveo tạo vagrave tham gia ldquoon job trainingrdquo
Saacutech lƣợc vagrave giải phaacutep bao gồm
ndash Nacircng cao kiến thức về cocircng nghệ hagraven cho đội ngủ giaacuteo viecircn dạy nghề ở caacutec trƣờng trung tacircm đagraveo tạo nghề
Slide 23
Slide 24
Qui trigravenh hagraven amp Saacutet hạch thợ hagraven
Đaacutep ứng caacutec yecircu cầu
ASME IX vẫn lagrave hƣớng dẫn cơ bản đối với việc chứng nhận qui trigravenh amp saacutet hạch thợ hagraven
vagrave NB 4000 - ASME III chỉ ra caacutec yecircu cầu cụ thể về kiểm soaacutet vật liệu tiecircu chiacute đaacutenh giaacute phạm vi aacutep dụng thữ nghiệm kiểm chứng
Ngoagravei ra cần aacutep dụng thecircm NCR 10CFRip55050 ip5100 khi thiết lập qui trigravenh kiểm soaacutet giaacutem saacutet
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
19
Slide 25
Slide 26
Cocircng nghệ mới
tiếp
Slide 27
Slide 28
tiếp
Slide 29
Slide 30
Hagraven theacutep cốt pha HY80 vagraveo theacutep tấm (hoặc stainless steel)
Lắp dựng block
Slide 31
Slide 32 Cocircng trƣờng xacircy dựng
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn điển higravenhMột số caacutec higravenh ảnh cocircng trƣờng xacircy dựng
XIN CẢM ƠN
II1 THAM LUẬN 6 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Hagrave Nội 22052015
20
Slide 1
Slide 2 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA
NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG
ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Trung tacircm Đaacutenh giaacute khocircng phaacute hủy (NDE)
Hagrave Nội 22052015
NỘI DUNG
bull Phƣơng phaacutep mới kiểm tra khuyết tật trong
nhagrave maacutey nhiệt điện aacutep dụng đƣợc cho điện hạt
nhacircn
bull Xử liacute để dự đoaacuten sự phaacutet triển khuyết tật
bull Đagraveo tạo nghiecircn cứu để Đaacutenh giaacute tuổi thọ cograven
lại của nhagrave maacutey nhiệt điện coacute thể aacutep dụng cho
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 3
Slide 4
CRACKSIZERreg ndash NDT TIEcircN TIẾN
bull Hiện đang coacute một số phƣơng phaacutep
NDT kiểm tra chất lƣợng vật liệu
bull CrackSizerreg ndash aacutep dụng điện từ
trƣờng để phaacutet hiện vagrave xaacutec định
khuyết tật bề mặt
bull Kĩ thuật ACFM (Alternating Current
Field Measurement)
bull Nguyecircn lyacute ACFM
bull CrackSizerreg coacute thể xaacutec định độ sacircu
khuyết tật cung cấp thocircng tin cần
thiết cho pheacutep theo dotildei đảm bảo tiếp
tục vận hagravenh nagraveh maacutey điện an toagraven
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTĐaacutenh giaacute phaacutet triển khuyết tật
bull Khi phaacutet hiện khuyết tật dẫn đến nguy cơ mất an khi vận hagravenh
bull Nguời vận hagravenh quản lyacute mong muốn khắc phục sự cố ngay
bull Dugraveng cơ học phaacute hủy tiến hagravenh ETHGPT khuyết tật trong chi tiết
bull DTA (Defect Tolerance Assessment) ndash cho pheacutep đƣa ra caacutec
thocircng tin chi tiết về kiacutech thuớc khuyết tật nguy hiểm vagrave chu kỳ
kiểm tra đảm bảo thiết bị vận hagravenh an toagraven
bull Dựa vagraveo một số tiecircu chuẩn ETHGTT ASNZS 37882006
BS79102005 British Energy EDF R5-R6 vagrave API 579ASME
FFS-1 HRLT đatilde tiacutenh toaacuten vagrave đaacutenh giaacute sự phaacutet triển khuyết tật
trong caacutec chi tiết khaacutec nhau của nhagrave maacutey nhiệt điện
Slide 5
Slide 6
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật trong nhagrave maacutey nhiệt điện
1 Governor Valve Seat Cracking
2 Control amp stop valve DTA
3 HPIP outer turbine casing cracking
4 Cracking in MS bifurcation and HP bypass line welds
5 Steam receiver cracking
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật nhagrave maacutey nhiệt điện
6 To assist Hydro Test to avoid Brittle failure
7 Upper steam drum FW inlet nozzle
8 HP heater weld cracking
9 ID fan impeller cracking
10 HP turbine cracking
11 LP rotor
Slide 7
Slide 8
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
Mục điacutech việc ETHGTT
bull Tiết kiệm bảo hagravenh vagrave sửa chữa thiết bị
bull ETHaacutenh giaacute ảnh hƣởng caacutec quy trigravenh vận hagravenh nhagrave maacutey linh hoạt hơn
bull Phục vụ chƣơng trigravenh kiểm tra định kỳ dựa trecircn rủi ro (RBI)
bull Phaacutet triển kế hoạch quản lyacute an toagraven thiết bị
bull Xacircy dựng database cho hệ thống quản lyacute nhagrave maacutey
bull Xaacutec định tigravenh trạng thiết bị vagrave đaacutenh giaacute phiacute tổn khi nhagrave maacutey lagravem việc
ở chế độ vận hagravenh chu kỳ (cyclic operations)
bull ETHaacutenh giaacute baacuteo caacuteo tuổi thọ thiết bị từ nhagrave cung cấp thiết bị (OEM)
bull Keacuteo dagravei tuổi thọ thiết bị so với thiết kế ban đầu
bull Phục vụ caacutec mục điacutech thƣơng mại khaacutec khi đaacutenh giaacute tuổi thọ nhagrave maacutey
cho ngƣời chủ hay dự định chủ sở hữu
Slide 9 ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
bull Từ những kết quả cụ thể magrave HRL đatilde lagravem đƣợc NDE sẽ nghiecircn cứu
aacutep dụng để đaacutenh giaacute hoạt động của caacutec nhagrave maacutey điện tại Việt nam
bull Nghiecircn cứu ACFM va DTA thocircng qua caacutec tiecircu chuẩn liecircn quan
BS7910 amp R5-R6
bull Học ANSYS để giải bagravei toaacuten Fracture Mechanics truyền nhiệt tuyến
tiacutenh cho mocirc higravenh 2D amp 3D vagrave phacircn tiacutech chuyển tiếp bằng phƣơng
phaacutep FEA Sử dụng thagravenh thạo caacutec phần mềm chuyecircn mocircn
bull Tiacutenh toaacuten đƣợc ứng suất biến dạng trong chi tiết hiện tƣợng mỏi vagrave
ratildeo nhiệt lập đƣợc bảng dữ liệu về vật liệu
bull Tiếp tục cập nhật kiến thức về FEA amp DTA qua đagraveo tạo vagrave triển khai
thực tế trong đaacutenh giaacute nhagrave maacutey nhiệt điện hƣớng đến điện hạt nhacircn
21
II1 THAM LUẬN 7 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS
THROUGH MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
Hagrave Nội 22052015 Slide 1
Slide 2 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS THROUGH
MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
22052015 at Ha Noi
CONTENTS
1 The goal of MSC
2 The current situation in preparing of HRD
3 Some typical results in the period of 2009-
2013
4 The action plan up to 2020 and
Slide 3
Slide 4
Some brief related infomation
bull Until 2008 There
are approximately
20 thermal power
plants with a total
capacity of 6500
MW that provide
more than 50 of
the total annual
electricity production
in the country
bull Up to now (2014)
There are 32
thermal power
plants in Vietnam
operating with
power of 14408
MW
A plan of
development of NPP
has also been set by
Vietnamese
Government in the
near future with the
first two units of 2000
MW power
wwwndecomvn
NDT NDT NDT
CENTER FOR NDE
Vinatom
INST CNT HCM NEAD Co
Part 1 The goal of MSC 26th August 2008
(in the periods from 1985 to 2008)
ToRs
1 Maintain amp development of NDT amp
Radiation Safety Activities of
Vinatom
2 Carry out RampD activities in Advanced
NDT Techniques
3 Preparation of NDT resourses for the
first NPP in Vietnam
Slide 5
Slide 6
wwwndecomvn
Center for NDE
Material Science
Complex (MSC)
1 NDT (UT RT PT MT
ET VT)
NDT training
2 Elemental amp Structural
Analysis
3 Mechanical Testing
(bend strain press
impact fatiguehellip)
3 Equipment
(maintenance calib
manufacturehellip)
------------------------------------
1 4662 Staffs
2Infrastructure Equipment
Systems
1 NDT (UT RT PT MT ET VT Leak
Testing Hydrotesthellip) for RR amp NPP
NDT training for NPP in Vietnam
2 Material Properties (Elemental and
Structural Analysis Mechanical
Test hellip)
3 Weld Quality Assurance (including
welder qualify mechanical
workshop)
4 Water Chemistry amp Corrosion
5 Material Failure Analysis
-----------------------------------------------------------
1 90120 Staffs
2 Infrastructure and Equipment
Systems
Research
Reactor
Nuclear Power
Plant
(2014)
(2018-2020)
The Gaps
to fulfill
Part 1 The goal of MSC
wwwndecomvn
Part 2 The current situation in preparing of HRD
1 Personnels
- Number of Staffs 58
- Number of NDT experts amp technicians 40
RT level 3 09 UT level 3 07MT level 3 02PT level 3 03CRDIR 08
Technical advisors 06
Slide 7
Slide 8
wwwndecomvn
bull ISOIEC - 17025 2005 (NDT amp calibverification of NDT Equip)bull ISO 9001 2008bull ASNT-SNT-TC -1A ISO 9712 and 17024 for NDT training and
certification
2 QMS
Part 3 Some typical results in the period of
2009-2013
The activities of NDEbull Human Resourse Training in the fields of NDT amp Radiation
Safety
bull RampD the advanced NDT techniques
bull Conducting the tests of RT UT MT PT ET VT
bull Elemental and Structural Analysis
bull NDT in Construction
bull Mechanical testing (bend strain press impact fatiguehellip)
bull Residual Stress Monitoring by Electro-Magnetics method
bull Domestic manufacturing some NDT equipments
bull Caliberationverification of NDT Equipments
bull Services of Radiation Safety in the fields of Industry and
Health
bull Conducting Projects in the frame work of cooperation with
IAEA in the field of industrial NDT
22
Slide 9
Slide 10
wwwndecomvn
1 Training
TRAINING
Inspection Organizations
Oil and gas
Shipbuilding
Hydroelectric
Alpha
Apave
PhatecoInd
ustr
y
Vietsov PetrolThermoelectric
Pro
fessio
nal
ND
T c
om
pan
ies
NDT Companies in Viet Nam amp NDT Training Courses conducted by NDE
( about 60 Cop 2000 NDT persons) (in the period of 2009-2013)
Slide 11
Slide 12
wwwndecomvn
Advanced NDT CR advance ET Phasor XS Stress Monitorhellip
2 NDT Services
PHASOR XS
wwwndecomvn
Conventional NDT
bull Radiographic Testing- RT
bull Ultrasonic Testing- UT
bull Liquid Penetrant Testing- PT
bull Magnetic Testing- MT
bull Eddy Current Testing- ET
bull Ultrasonic Testing Thickness of Material- UTM
bull Positive Material Identification- PMI
bull Ultrasonic Testing Density of Concrete Reinforced
Concrete
bull Ultrasonic Testing Bored piles
bull Analysis composition of materialshellip
NDT Services
Slide 13
Slide 14
wwwndecomvn
NDT Services - Typical Projects
NDT service projects in the period of 2009-2013
wwwndecomvn
3 R amp D (some typical projects)
X-ray Machine in industrial radiography
Slide 15
Slide 16
Research amp Manufacture of Fluoresent RT Equipment
bull The Project was supported by IAEA on ldquoOptimization of DigitalRadiography (DIR) Techniques for Specific Applicationrdquo program(code 333-F2-RC 10611) included 13 countries (Algeria ArgentinaBrazil Canadahellip) finished in 2010 but not Viet Nam
bull This system is focused on cheaper portable and applies digitaltechnology
bull Our assignments Make and apply the same systems in Viet Nam
Project on Research Design and Manufacture of
Moisture and Density of SoilConcrete
Slide 17
Slide 18
4Some inspection activities co-ordinated with VARANS
1738
wwwndecomvn
5 International Cooperation
Projects in Cooperation with IAEA
(2005-2015)
1 Finished Projects
1 RAS 8100 (2005-2006)
2 RAS 8105 (2007-2008)
3 RAS 8110 (2009-2011)
4 VIE 8020 (2009-2011) CR amp ECT
2 Running Projects
1 RAS 1013 (2012-2014)
2 VIE 1009 (2014-2015)
3 RAS 2012009 ndash ldquoCapacity building in applications of advanced
NDE technologies for enhencing industrial
productivityrdquo (August 2014 -)
23
Slide 19
Slide 20
wwwndecomvn
Mitsubishi Heavy Industries LTD Japan
14122012
Mitsubishi presented
NDT for NPP in Japan
06032013
Mitsubishi presented
1Material Inspection during Manufacture
2 Inspection during Manufacture in shop
3 Introduction of latest NDI techniques
4 Nuclear Specific Product Control
wwwndecomvn
The 2nd VietnamJapan ResearchHRD Forum on Nuclear
technology
June 5-6 2014 in Hanoi Vietnum
There are 22 presentations focused on
1NDT for NPP in Japan
2Nuclear Materials
3Development of materials for reactor internals and
piping in light water reactors
4hellip
5The Approach to Effective Nuclear Power Plant Ageing Management (Prof Masahide SUZUKI
Nagaoka University of TechnologyDepartment of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
6THE DEPOSTION AND REACTIONS BETWEEN CESIUM
POLYMOLYBDATES ON STAINLESS STEEL AT HIGH TEMPERATURES
(DO Thi Mai Dung(1) SUPAMARD Sujatanond(1) OGAWA Toru(1)
Nagaoka University of Technology
Department of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
Slide 21
Slide 22
Part 4 The action plan up to 2020 -
The Main Tasks of MSC
ToRs of MSC is technical support to
1 Research Reactor (RR) Nuclear Power Plant (NPP)
2 RampD activities in the field of examination inspection and evaluation of
materialswelds of RRNPP
The main activities of MSC will be
bull 1 NDT (PSIISI) for NPP
bull 2 Weld Quality Assurance
bull 2 Materials Characterisation
bull 3 Research the influence of Tempreture Pressure and Radiation on Materials
Degradation in RR amp NPP
bull 4 Materials Aging and Life time management of NPP
bull 5 Research corrosion and failure Analysis
bull 6 Others (NDT codes and standards personnel qualification and certification
inspection qualificationhellip)
The master plan for MSC (2015-2020)
1 HRD
58(2014)
05 priority research groups towards to 05 lab
2 Equipment for 05 Laboratories
3 Facilities
4 Finance
5 Related others
90(2020)
Slide 23
Slide 24
The Challenges for material scientists in Vietnam
The first NPP will be built in VN
Lack of fundamental knowledge of structural materials
using for LWR
Understanding the behavior of
materials in NPP remains a big
challenges of materials scientists in
Vietnam
The Challenges for material scientists in Vietnam
To cover the materials issued that arise in LWR reactor materials our
experts must understand fundamental knowledge of materials such as
Thermodynamics
Atomic transport in solids
Crystallography defects
Phase transportations
Corrosion
Mechanical behavior and radiation damage
The degration processes that occur
in service itrsquos needed to focused
on the nuclear fuelampcladding the
pressure vessel the reactor
internals and the other parts of the
nuclear supply systems
Slide 25
wwwndecomvn
THANK YOU FOR
YOUR ATTENTION
15
Slide 47
Slide 48
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
In dry sipping technique the Ge(Li) detector has to be installed in the gas
flow loop of the sipping box near the spent fuel pool
The criteria used for discriminating between intact suspect and defective
fuel assemblies vary among users of the sipping test
All criteria require the background activity (sipping box without fuel
assembly) to be determined frequently by separated samples
The decision whether the tested fuel assemblies are defective or intact is
given by the ratio
f = activity of box-water sample with FAactivity of box-water sample
without FA
f = sipping factor
f lt 152 to 2 rarr FA sound
152 lt f lt 3-5rarr FA suspect
f gt 3-5 rarr FA defected
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Slide 49
Slide 50
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Pneumatic compressed air of the fuel
handling machine equipment The air
inlet conduct is shown in the center
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel handling machine
Release of FP during the
quantitative sipping This
technique allows to
discriminate the size of the
defect
ldquoLargerdquo defect size rapid
release of FP
ldquoSmallrdquo defect size release
prolonged
Slide 51
Slide 52
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Sipping in fuel storage pool
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Measuring of expansion chamber of the irradiated fuel rod by extraction
Objective
Measuring the internal pressure of fission gases
Means
Performance
- Measured pressure 2 bars
- Volume 10 cm3 05cm3
Slide 53
Slide 54
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
ZrO2 thickness measuring by EC
Objective
- Measuring of ZrO2 thickness on irradiated fuel rods
- Axial plot of the ZrO2 thickness
Principle
Impedance variation of a probe placed near the sample
Means
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Results
Slide 55
Slide 56
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Expertise of the blocking of the CRC
Upper part of the PVS
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
5 Conclusions
Quality respected right from the design and pilot run stages is conducive to defect prevention and optimizes the costquality ratio
From startup and routine maintenance problems in all fields from civil
engineering to electromechanical
Construction work and testing
Well adapted specifications achieving an optimum trade-off between
operating requirements and investment costs and covering the entire
industrial process from design manufacturing and associated
inspections to assembly and testing
Efficient Surveillance
By manufacturing surveillance equipment defects can be detected
at a very early stage
Well adapted to circumstances it enables compliance with deadlines
and efficient long term operation of installations
16
Slide 57
Slide 58
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Quality Targets Safety Reliability and availability
Quality organization
Supplier and contractor selection assessment of their quality
organization
Performance of quality audits
Qualification tests
In-factory manufacturing surveillance
On-site construction and assembly surveillance
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On the basis of the above observations for the Ninh Thuacircn Project it
is necessary to set up a technical expert body related to NDT amp DT in
order to assist at different stages amp fields (from startup and routine
maintenance problems from civil engineering to electromechanical
construction works and testing) different organizations involving to
fulfil their jobsin the project such as
VARANS
TSO organisation to VARANS
VINATOMrsquos Technical support Institute
EVN
Slide 59 NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
THANKS FOR YOUR ATTENTION
II1 THAM LUẬN 5 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN CƠ HỘI amp tHAacuteCH THỨC VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircNCƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC
VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
22052015
NỘI DUNG
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacute CAacuteC LOgrave PHẢN ỨNG
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC DO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHO COcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
VAgraveI MINH HỌA VỀ COcircNG TRƢỜNG XAcircY DỰNG NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 3
Slide 4
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacuteLOgrave PHẢN ỨNG HẠT NHAcircN
Caacutec lograve phản ứng hạt nhacircn
PWR Lograve hạt nhacircn đƣợc sử dụng phổ biến nhất (westinghouse)
BWR General electric
PHWR CANDU INDIA
AGR UK
RBMK Nga
FBR Lograve hạt nhacircn thế hệ mới (Nga Nhật)
17
Slide 5
Slide 6
Nguyecircn lyacute lograve PWR
nguyecircn lyacute lograve LWR
Slide 7
Slide 8
Nguyecircn lyacute BWR
Lograve CANDU
Slide 9
Slide 10
Lograve AGR
Lograve RMBK
Slide 11
Slide 12
Lograve FBR
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨCDO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 13
Slide 14 Dự kiến đến năm 2020 Việt nam cần hơn 1000 kỹ thuật viecircn đƣợcđagraveo tạo đủ năng lực để phục vụ trong lỉnh vực năng lƣợng hạt nhacircn(theo baacuteo caacuteo của Bộ Khoa Học amp Cocircng nghệ)
Số kỹ thuật viecircn nagravey chủ yếu phục vụ cho giai đoạn xacircy dựng nhagravemaacutey nghiecircn cứu phaacutet triển caacutec ứng dụng hạt nhacircn (RampD) vagrave hỗ trợkỹ thuật
Cần thecircm khoảng 6000 đến 10000 lao động cho quaacute trigravenh xacircydựng nhagrave maacutey điện hạt nhacircn dự kiến sẽ khởi cocircng trƣớc 2015 vagrave2020 sẽ đi vagraveo vận hagravenh khai thaacutec
Hiện nay coacute khoảng 800 nhacircn sự phần lớn đang cocircng taacutec tạiVietnam Atomic Energy Commission vagrave đang ldquogiagrave đirdquo
(Theo Bộ Giaacuteo dục amp Đagraveo tạo) khoảng 11232 triệu US dollars sẽđƣợc đầu tƣ cho đagraveo tạo nhacircn lực cho lỉnh vực khoa học vagrave cocircngnghệ hạt nhacircn
TOAgraveN CẢNH
THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần chuẩn bịtrƣớc từ 12 đến 15 năm trƣớc thời điểm hoagraventhagravenh vagrave đƣa vagraveo khai thaacutec
Đối với nhagrave maacutey năng lƣợng hạt nhacircn đầu tiecircnthigrave việc chuẩn bị đội ngủ coacute đủ năng lực đểhoạch định triển khai vagrave xuacutec tiến dự aacuten coacute khicần đến 20 năm trƣớc khi nhagrave maacutey đi vagraveo vậnhagravenh khai thaacutec
Vấn đề phaacutet triển cocircng nghệ amp nhacircn lực coacute đủnăng lực amp trigravenh độ thực sự lagrave một thaacutech thứcvagrave để coacute đƣợc một đội ngủ nhƣ vậy so vớitoagraven cảnh necircu trecircn theo tocirci lagrave quaacute chậm cần
18
Slide 15
Slide 16
CAacuteC CƠ HỘI CẦN TẬN DỤNG Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần sự hợp taacutec
quốc tế ldquochacircn thagravenhrdquo vagrave hiệu quả
ndash Quaacute trigravenh chuyển giao cocircng nghệ cốt lỏi coacute vai trogravequyết định đối với kết quả thagravenh cocircng của dự aacuten
Vai trograve quản lyacute hổ trợ của nhagrave nƣớc đối vớicaacutec thagravenh tố tham gia (Thiết kế chế tạo thiếtbị Giaacutem saacutet chất lƣợng đagraveo tạo nhacircn lực saacutet hạch amp kiểm định) sẽ cụ thể coacute tiacutenh thiếtthực amp hiệu quả
Cơ hội để caacutec lực lƣợng tham gia định hƣớngvagrave kiến tạo nguồn lực (cocircng nghệ phƣơngphaacutep nhacircn lực) sẳn sagraveng tiếp thu amp triển khaicocircng nghệ tiecircn tiến ngang tầm quốc tế
YEcircU CẦU NGUỒN LỰC
Tiacutenh sẳn sagraveng về mặt cocircng nghệ (phƣơngphaacutep nhacircn lực) của caacutec nhagrave thầu trong nƣớc
Tiacutenh sẳn sagraveng về caacutec điều kiện chứng nhận cocircng nhận phƣơng phaacutep nhacircn lực
Định hƣớng đagraveo tạo (kiến thức thực hagravenh)caacutec phƣơng phaacutep amp nhacircn lực theo yecircu cầu
Slide 17
Slide 18
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHOCOcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
CAacuteC CAcircU HỎI CẦN LAgraveM ROtilde
Coacute cocircng nghệ hagraven chuyecircn biệt aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey hạt nhacircn
Chứng nhận qui trigravenh vagrave saacutet hạch thợ hagraven đaacutep ứng caacutec chuẩn mực của nhagrave maacutey điện hạt nhacircn sẽ nhƣ thế nagraveo
Caacutec yecircu cầu về chất lƣợng hagraven vagrave tiecircu chuẩn đaacutenh giaacute aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 19
Slide 20
CAacuteC THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Hagraven trecircn caacutec vật liệu coacute yecircu cầu đặc biệt cao
ndash Cơ tiacutenh độ bền gt 80ksi (~560 Mpa)
ndash Khaacuteng nứt vagrave chịu mỏi
ndash Chống ratildeo
ndash Bền nhiệt
ndash Chống ăn mograven tinh giới (weld decay) xoacutei mograven (erosion)
Hagraven trecircn theacutep regraven
Hagraven trecircn hợp kim Chrome Nickel zircalloy
Hagraven caacutec chi tiết dagravey với ứng suất biến dạng nhiệt tối thiểu
Hagraven trong điều kiện mocirci trƣờng khắc nghiệt
Xử lyacute nhiệt amp kiểm soaacutet chu trigravenh nhiệt quaacute trigravenh hagraven
Hagraven trecircn theacutep hai lớp (clad steel) hagraven đắp (overlay) seal weld
Caacutec phƣơng phaacutep hagraven truyền thống coacute đaacutep ứng đƣợc yecircu cầu
Coacute hầu hết caacutec phƣơng phaacutep hagraven hồ quang đƣợc triển khai trong nƣớc (GTAW GMAW FCAW SAW) đều coacute thể đaacutep ứng đƣợc
Khocircng đối với một số hạng mục vật liệu cần caacutec phƣơng phaacutep hagraven cải tiến chƣa triển khai trong nƣớc (nhƣ ldquoA-TIGrdquo Narrow-gap SAW Orbital TIG Tandem GMAW Hybrid Laser -GMA ) hoặc caacutec phƣơng tiện hỗ trợ nhƣ Orbital GTA GMA robot FCA
Slide 21
Slide 22 MINH HỌA VỀ CAacuteC PHƢƠNG PHAacutePNarrow-gap SAW
Orbital TIG Orbital Tube to sheet
Tandem GMAW Hybrid Laser - GMA - Aacutep dụng
Hagraven ma saacutet xoaacuteyHagraven Plasma
Vấn đề khocircng chỉ lagrave phƣơng phaacutep
Tồn tại lớn nhất vẫn lagrave nguồn nhacircn lực coacute kiến thức kỹ năng vagrave kinh nghiệm đối với caacutec yecircu cầu phƣơng phaacutep hagraven sẽ đƣợc aacutep dụng trong chế tạo caacutec chi tiết vagrave thi cocircng lắp đặt
Vấn đề ldquochứng nhận cocircng nghệ thợ hagravenrdquo để đƣợc tham gia vagraveo dự aacuten
Vấn đề nhacircn lực đầu vagraveo để đagraveo tạo vagrave tham gia ldquoon job trainingrdquo
Saacutech lƣợc vagrave giải phaacutep bao gồm
ndash Nacircng cao kiến thức về cocircng nghệ hagraven cho đội ngủ giaacuteo viecircn dạy nghề ở caacutec trƣờng trung tacircm đagraveo tạo nghề
Slide 23
Slide 24
Qui trigravenh hagraven amp Saacutet hạch thợ hagraven
Đaacutep ứng caacutec yecircu cầu
ASME IX vẫn lagrave hƣớng dẫn cơ bản đối với việc chứng nhận qui trigravenh amp saacutet hạch thợ hagraven
vagrave NB 4000 - ASME III chỉ ra caacutec yecircu cầu cụ thể về kiểm soaacutet vật liệu tiecircu chiacute đaacutenh giaacute phạm vi aacutep dụng thữ nghiệm kiểm chứng
Ngoagravei ra cần aacutep dụng thecircm NCR 10CFRip55050 ip5100 khi thiết lập qui trigravenh kiểm soaacutet giaacutem saacutet
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
19
Slide 25
Slide 26
Cocircng nghệ mới
tiếp
Slide 27
Slide 28
tiếp
Slide 29
Slide 30
Hagraven theacutep cốt pha HY80 vagraveo theacutep tấm (hoặc stainless steel)
Lắp dựng block
Slide 31
Slide 32 Cocircng trƣờng xacircy dựng
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn điển higravenhMột số caacutec higravenh ảnh cocircng trƣờng xacircy dựng
XIN CẢM ƠN
II1 THAM LUẬN 6 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Hagrave Nội 22052015
20
Slide 1
Slide 2 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA
NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG
ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Trung tacircm Đaacutenh giaacute khocircng phaacute hủy (NDE)
Hagrave Nội 22052015
NỘI DUNG
bull Phƣơng phaacutep mới kiểm tra khuyết tật trong
nhagrave maacutey nhiệt điện aacutep dụng đƣợc cho điện hạt
nhacircn
bull Xử liacute để dự đoaacuten sự phaacutet triển khuyết tật
bull Đagraveo tạo nghiecircn cứu để Đaacutenh giaacute tuổi thọ cograven
lại của nhagrave maacutey nhiệt điện coacute thể aacutep dụng cho
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 3
Slide 4
CRACKSIZERreg ndash NDT TIEcircN TIẾN
bull Hiện đang coacute một số phƣơng phaacutep
NDT kiểm tra chất lƣợng vật liệu
bull CrackSizerreg ndash aacutep dụng điện từ
trƣờng để phaacutet hiện vagrave xaacutec định
khuyết tật bề mặt
bull Kĩ thuật ACFM (Alternating Current
Field Measurement)
bull Nguyecircn lyacute ACFM
bull CrackSizerreg coacute thể xaacutec định độ sacircu
khuyết tật cung cấp thocircng tin cần
thiết cho pheacutep theo dotildei đảm bảo tiếp
tục vận hagravenh nagraveh maacutey điện an toagraven
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTĐaacutenh giaacute phaacutet triển khuyết tật
bull Khi phaacutet hiện khuyết tật dẫn đến nguy cơ mất an khi vận hagravenh
bull Nguời vận hagravenh quản lyacute mong muốn khắc phục sự cố ngay
bull Dugraveng cơ học phaacute hủy tiến hagravenh ETHGPT khuyết tật trong chi tiết
bull DTA (Defect Tolerance Assessment) ndash cho pheacutep đƣa ra caacutec
thocircng tin chi tiết về kiacutech thuớc khuyết tật nguy hiểm vagrave chu kỳ
kiểm tra đảm bảo thiết bị vận hagravenh an toagraven
bull Dựa vagraveo một số tiecircu chuẩn ETHGTT ASNZS 37882006
BS79102005 British Energy EDF R5-R6 vagrave API 579ASME
FFS-1 HRLT đatilde tiacutenh toaacuten vagrave đaacutenh giaacute sự phaacutet triển khuyết tật
trong caacutec chi tiết khaacutec nhau của nhagrave maacutey nhiệt điện
Slide 5
Slide 6
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật trong nhagrave maacutey nhiệt điện
1 Governor Valve Seat Cracking
2 Control amp stop valve DTA
3 HPIP outer turbine casing cracking
4 Cracking in MS bifurcation and HP bypass line welds
5 Steam receiver cracking
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật nhagrave maacutey nhiệt điện
6 To assist Hydro Test to avoid Brittle failure
7 Upper steam drum FW inlet nozzle
8 HP heater weld cracking
9 ID fan impeller cracking
10 HP turbine cracking
11 LP rotor
Slide 7
Slide 8
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
Mục điacutech việc ETHGTT
bull Tiết kiệm bảo hagravenh vagrave sửa chữa thiết bị
bull ETHaacutenh giaacute ảnh hƣởng caacutec quy trigravenh vận hagravenh nhagrave maacutey linh hoạt hơn
bull Phục vụ chƣơng trigravenh kiểm tra định kỳ dựa trecircn rủi ro (RBI)
bull Phaacutet triển kế hoạch quản lyacute an toagraven thiết bị
bull Xacircy dựng database cho hệ thống quản lyacute nhagrave maacutey
bull Xaacutec định tigravenh trạng thiết bị vagrave đaacutenh giaacute phiacute tổn khi nhagrave maacutey lagravem việc
ở chế độ vận hagravenh chu kỳ (cyclic operations)
bull ETHaacutenh giaacute baacuteo caacuteo tuổi thọ thiết bị từ nhagrave cung cấp thiết bị (OEM)
bull Keacuteo dagravei tuổi thọ thiết bị so với thiết kế ban đầu
bull Phục vụ caacutec mục điacutech thƣơng mại khaacutec khi đaacutenh giaacute tuổi thọ nhagrave maacutey
cho ngƣời chủ hay dự định chủ sở hữu
Slide 9 ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
bull Từ những kết quả cụ thể magrave HRL đatilde lagravem đƣợc NDE sẽ nghiecircn cứu
aacutep dụng để đaacutenh giaacute hoạt động của caacutec nhagrave maacutey điện tại Việt nam
bull Nghiecircn cứu ACFM va DTA thocircng qua caacutec tiecircu chuẩn liecircn quan
BS7910 amp R5-R6
bull Học ANSYS để giải bagravei toaacuten Fracture Mechanics truyền nhiệt tuyến
tiacutenh cho mocirc higravenh 2D amp 3D vagrave phacircn tiacutech chuyển tiếp bằng phƣơng
phaacutep FEA Sử dụng thagravenh thạo caacutec phần mềm chuyecircn mocircn
bull Tiacutenh toaacuten đƣợc ứng suất biến dạng trong chi tiết hiện tƣợng mỏi vagrave
ratildeo nhiệt lập đƣợc bảng dữ liệu về vật liệu
bull Tiếp tục cập nhật kiến thức về FEA amp DTA qua đagraveo tạo vagrave triển khai
thực tế trong đaacutenh giaacute nhagrave maacutey nhiệt điện hƣớng đến điện hạt nhacircn
21
II1 THAM LUẬN 7 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS
THROUGH MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
Hagrave Nội 22052015 Slide 1
Slide 2 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS THROUGH
MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
22052015 at Ha Noi
CONTENTS
1 The goal of MSC
2 The current situation in preparing of HRD
3 Some typical results in the period of 2009-
2013
4 The action plan up to 2020 and
Slide 3
Slide 4
Some brief related infomation
bull Until 2008 There
are approximately
20 thermal power
plants with a total
capacity of 6500
MW that provide
more than 50 of
the total annual
electricity production
in the country
bull Up to now (2014)
There are 32
thermal power
plants in Vietnam
operating with
power of 14408
MW
A plan of
development of NPP
has also been set by
Vietnamese
Government in the
near future with the
first two units of 2000
MW power
wwwndecomvn
NDT NDT NDT
CENTER FOR NDE
Vinatom
INST CNT HCM NEAD Co
Part 1 The goal of MSC 26th August 2008
(in the periods from 1985 to 2008)
ToRs
1 Maintain amp development of NDT amp
Radiation Safety Activities of
Vinatom
2 Carry out RampD activities in Advanced
NDT Techniques
3 Preparation of NDT resourses for the
first NPP in Vietnam
Slide 5
Slide 6
wwwndecomvn
Center for NDE
Material Science
Complex (MSC)
1 NDT (UT RT PT MT
ET VT)
NDT training
2 Elemental amp Structural
Analysis
3 Mechanical Testing
(bend strain press
impact fatiguehellip)
3 Equipment
(maintenance calib
manufacturehellip)
------------------------------------
1 4662 Staffs
2Infrastructure Equipment
Systems
1 NDT (UT RT PT MT ET VT Leak
Testing Hydrotesthellip) for RR amp NPP
NDT training for NPP in Vietnam
2 Material Properties (Elemental and
Structural Analysis Mechanical
Test hellip)
3 Weld Quality Assurance (including
welder qualify mechanical
workshop)
4 Water Chemistry amp Corrosion
5 Material Failure Analysis
-----------------------------------------------------------
1 90120 Staffs
2 Infrastructure and Equipment
Systems
Research
Reactor
Nuclear Power
Plant
(2014)
(2018-2020)
The Gaps
to fulfill
Part 1 The goal of MSC
wwwndecomvn
Part 2 The current situation in preparing of HRD
1 Personnels
- Number of Staffs 58
- Number of NDT experts amp technicians 40
RT level 3 09 UT level 3 07MT level 3 02PT level 3 03CRDIR 08
Technical advisors 06
Slide 7
Slide 8
wwwndecomvn
bull ISOIEC - 17025 2005 (NDT amp calibverification of NDT Equip)bull ISO 9001 2008bull ASNT-SNT-TC -1A ISO 9712 and 17024 for NDT training and
certification
2 QMS
Part 3 Some typical results in the period of
2009-2013
The activities of NDEbull Human Resourse Training in the fields of NDT amp Radiation
Safety
bull RampD the advanced NDT techniques
bull Conducting the tests of RT UT MT PT ET VT
bull Elemental and Structural Analysis
bull NDT in Construction
bull Mechanical testing (bend strain press impact fatiguehellip)
bull Residual Stress Monitoring by Electro-Magnetics method
bull Domestic manufacturing some NDT equipments
bull Caliberationverification of NDT Equipments
bull Services of Radiation Safety in the fields of Industry and
Health
bull Conducting Projects in the frame work of cooperation with
IAEA in the field of industrial NDT
22
Slide 9
Slide 10
wwwndecomvn
1 Training
TRAINING
Inspection Organizations
Oil and gas
Shipbuilding
Hydroelectric
Alpha
Apave
PhatecoInd
ustr
y
Vietsov PetrolThermoelectric
Pro
fessio
nal
ND
T c
om
pan
ies
NDT Companies in Viet Nam amp NDT Training Courses conducted by NDE
( about 60 Cop 2000 NDT persons) (in the period of 2009-2013)
Slide 11
Slide 12
wwwndecomvn
Advanced NDT CR advance ET Phasor XS Stress Monitorhellip
2 NDT Services
PHASOR XS
wwwndecomvn
Conventional NDT
bull Radiographic Testing- RT
bull Ultrasonic Testing- UT
bull Liquid Penetrant Testing- PT
bull Magnetic Testing- MT
bull Eddy Current Testing- ET
bull Ultrasonic Testing Thickness of Material- UTM
bull Positive Material Identification- PMI
bull Ultrasonic Testing Density of Concrete Reinforced
Concrete
bull Ultrasonic Testing Bored piles
bull Analysis composition of materialshellip
NDT Services
Slide 13
Slide 14
wwwndecomvn
NDT Services - Typical Projects
NDT service projects in the period of 2009-2013
wwwndecomvn
3 R amp D (some typical projects)
X-ray Machine in industrial radiography
Slide 15
Slide 16
Research amp Manufacture of Fluoresent RT Equipment
bull The Project was supported by IAEA on ldquoOptimization of DigitalRadiography (DIR) Techniques for Specific Applicationrdquo program(code 333-F2-RC 10611) included 13 countries (Algeria ArgentinaBrazil Canadahellip) finished in 2010 but not Viet Nam
bull This system is focused on cheaper portable and applies digitaltechnology
bull Our assignments Make and apply the same systems in Viet Nam
Project on Research Design and Manufacture of
Moisture and Density of SoilConcrete
Slide 17
Slide 18
4Some inspection activities co-ordinated with VARANS
1738
wwwndecomvn
5 International Cooperation
Projects in Cooperation with IAEA
(2005-2015)
1 Finished Projects
1 RAS 8100 (2005-2006)
2 RAS 8105 (2007-2008)
3 RAS 8110 (2009-2011)
4 VIE 8020 (2009-2011) CR amp ECT
2 Running Projects
1 RAS 1013 (2012-2014)
2 VIE 1009 (2014-2015)
3 RAS 2012009 ndash ldquoCapacity building in applications of advanced
NDE technologies for enhencing industrial
productivityrdquo (August 2014 -)
23
Slide 19
Slide 20
wwwndecomvn
Mitsubishi Heavy Industries LTD Japan
14122012
Mitsubishi presented
NDT for NPP in Japan
06032013
Mitsubishi presented
1Material Inspection during Manufacture
2 Inspection during Manufacture in shop
3 Introduction of latest NDI techniques
4 Nuclear Specific Product Control
wwwndecomvn
The 2nd VietnamJapan ResearchHRD Forum on Nuclear
technology
June 5-6 2014 in Hanoi Vietnum
There are 22 presentations focused on
1NDT for NPP in Japan
2Nuclear Materials
3Development of materials for reactor internals and
piping in light water reactors
4hellip
5The Approach to Effective Nuclear Power Plant Ageing Management (Prof Masahide SUZUKI
Nagaoka University of TechnologyDepartment of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
6THE DEPOSTION AND REACTIONS BETWEEN CESIUM
POLYMOLYBDATES ON STAINLESS STEEL AT HIGH TEMPERATURES
(DO Thi Mai Dung(1) SUPAMARD Sujatanond(1) OGAWA Toru(1)
Nagaoka University of Technology
Department of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
Slide 21
Slide 22
Part 4 The action plan up to 2020 -
The Main Tasks of MSC
ToRs of MSC is technical support to
1 Research Reactor (RR) Nuclear Power Plant (NPP)
2 RampD activities in the field of examination inspection and evaluation of
materialswelds of RRNPP
The main activities of MSC will be
bull 1 NDT (PSIISI) for NPP
bull 2 Weld Quality Assurance
bull 2 Materials Characterisation
bull 3 Research the influence of Tempreture Pressure and Radiation on Materials
Degradation in RR amp NPP
bull 4 Materials Aging and Life time management of NPP
bull 5 Research corrosion and failure Analysis
bull 6 Others (NDT codes and standards personnel qualification and certification
inspection qualificationhellip)
The master plan for MSC (2015-2020)
1 HRD
58(2014)
05 priority research groups towards to 05 lab
2 Equipment for 05 Laboratories
3 Facilities
4 Finance
5 Related others
90(2020)
Slide 23
Slide 24
The Challenges for material scientists in Vietnam
The first NPP will be built in VN
Lack of fundamental knowledge of structural materials
using for LWR
Understanding the behavior of
materials in NPP remains a big
challenges of materials scientists in
Vietnam
The Challenges for material scientists in Vietnam
To cover the materials issued that arise in LWR reactor materials our
experts must understand fundamental knowledge of materials such as
Thermodynamics
Atomic transport in solids
Crystallography defects
Phase transportations
Corrosion
Mechanical behavior and radiation damage
The degration processes that occur
in service itrsquos needed to focused
on the nuclear fuelampcladding the
pressure vessel the reactor
internals and the other parts of the
nuclear supply systems
Slide 25
wwwndecomvn
THANK YOU FOR
YOUR ATTENTION
16
Slide 57
Slide 58
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
Quality Targets Safety Reliability and availability
Quality organization
Supplier and contractor selection assessment of their quality
organization
Performance of quality audits
Qualification tests
In-factory manufacturing surveillance
On-site construction and assembly surveillance
NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
On the basis of the above observations for the Ninh Thuacircn Project it
is necessary to set up a technical expert body related to NDT amp DT in
order to assist at different stages amp fields (from startup and routine
maintenance problems from civil engineering to electromechanical
construction works and testing) different organizations involving to
fulfil their jobsin the project such as
VARANS
TSO organisation to VARANS
VINATOMrsquos Technical support Institute
EVN
Slide 59 NON-DESTRUCTIVE TESTS APPLIED TO NUCLEAR
POWER PLANT amp UNIRRADIATED amp IRRADIATED
NUCLEAR FUELS
THANKS FOR YOUR ATTENTION
II1 THAM LUẬN 5 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN CƠ HỘI amp tHAacuteCH THỨC VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
Hagrave Nội 22052015
Slide 1
Slide 2 NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircNCƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC
VỀ COcircNG NGHỆ amp NGUỒN LỰC HAgraveN
ThS Nguyễn Lecirc Sơn
22052015
NỘI DUNG
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacute CAacuteC LOgrave PHẢN ỨNG
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨC DO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHO COcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
VAgraveI MINH HỌA VỀ COcircNG TRƢỜNG XAcircY DỰNG NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 3
Slide 4
KHAacuteI QUAacuteT VỀ NGUYEcircN LYacuteLOgrave PHẢN ỨNG HẠT NHAcircN
Caacutec lograve phản ứng hạt nhacircn
PWR Lograve hạt nhacircn đƣợc sử dụng phổ biến nhất (westinghouse)
BWR General electric
PHWR CANDU INDIA
AGR UK
RBMK Nga
FBR Lograve hạt nhacircn thế hệ mới (Nga Nhật)
17
Slide 5
Slide 6
Nguyecircn lyacute lograve PWR
nguyecircn lyacute lograve LWR
Slide 7
Slide 8
Nguyecircn lyacute BWR
Lograve CANDU
Slide 9
Slide 10
Lograve AGR
Lograve RMBK
Slide 11
Slide 12
Lograve FBR
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨCDO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 13
Slide 14 Dự kiến đến năm 2020 Việt nam cần hơn 1000 kỹ thuật viecircn đƣợcđagraveo tạo đủ năng lực để phục vụ trong lỉnh vực năng lƣợng hạt nhacircn(theo baacuteo caacuteo của Bộ Khoa Học amp Cocircng nghệ)
Số kỹ thuật viecircn nagravey chủ yếu phục vụ cho giai đoạn xacircy dựng nhagravemaacutey nghiecircn cứu phaacutet triển caacutec ứng dụng hạt nhacircn (RampD) vagrave hỗ trợkỹ thuật
Cần thecircm khoảng 6000 đến 10000 lao động cho quaacute trigravenh xacircydựng nhagrave maacutey điện hạt nhacircn dự kiến sẽ khởi cocircng trƣớc 2015 vagrave2020 sẽ đi vagraveo vận hagravenh khai thaacutec
Hiện nay coacute khoảng 800 nhacircn sự phần lớn đang cocircng taacutec tạiVietnam Atomic Energy Commission vagrave đang ldquogiagrave đirdquo
(Theo Bộ Giaacuteo dục amp Đagraveo tạo) khoảng 11232 triệu US dollars sẽđƣợc đầu tƣ cho đagraveo tạo nhacircn lực cho lỉnh vực khoa học vagrave cocircngnghệ hạt nhacircn
TOAgraveN CẢNH
THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần chuẩn bịtrƣớc từ 12 đến 15 năm trƣớc thời điểm hoagraventhagravenh vagrave đƣa vagraveo khai thaacutec
Đối với nhagrave maacutey năng lƣợng hạt nhacircn đầu tiecircnthigrave việc chuẩn bị đội ngủ coacute đủ năng lực đểhoạch định triển khai vagrave xuacutec tiến dự aacuten coacute khicần đến 20 năm trƣớc khi nhagrave maacutey đi vagraveo vậnhagravenh khai thaacutec
Vấn đề phaacutet triển cocircng nghệ amp nhacircn lực coacute đủnăng lực amp trigravenh độ thực sự lagrave một thaacutech thứcvagrave để coacute đƣợc một đội ngủ nhƣ vậy so vớitoagraven cảnh necircu trecircn theo tocirci lagrave quaacute chậm cần
18
Slide 15
Slide 16
CAacuteC CƠ HỘI CẦN TẬN DỤNG Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần sự hợp taacutec
quốc tế ldquochacircn thagravenhrdquo vagrave hiệu quả
ndash Quaacute trigravenh chuyển giao cocircng nghệ cốt lỏi coacute vai trogravequyết định đối với kết quả thagravenh cocircng của dự aacuten
Vai trograve quản lyacute hổ trợ của nhagrave nƣớc đối vớicaacutec thagravenh tố tham gia (Thiết kế chế tạo thiếtbị Giaacutem saacutet chất lƣợng đagraveo tạo nhacircn lực saacutet hạch amp kiểm định) sẽ cụ thể coacute tiacutenh thiếtthực amp hiệu quả
Cơ hội để caacutec lực lƣợng tham gia định hƣớngvagrave kiến tạo nguồn lực (cocircng nghệ phƣơngphaacutep nhacircn lực) sẳn sagraveng tiếp thu amp triển khaicocircng nghệ tiecircn tiến ngang tầm quốc tế
YEcircU CẦU NGUỒN LỰC
Tiacutenh sẳn sagraveng về mặt cocircng nghệ (phƣơngphaacutep nhacircn lực) của caacutec nhagrave thầu trong nƣớc
Tiacutenh sẳn sagraveng về caacutec điều kiện chứng nhận cocircng nhận phƣơng phaacutep nhacircn lực
Định hƣớng đagraveo tạo (kiến thức thực hagravenh)caacutec phƣơng phaacutep amp nhacircn lực theo yecircu cầu
Slide 17
Slide 18
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHOCOcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
CAacuteC CAcircU HỎI CẦN LAgraveM ROtilde
Coacute cocircng nghệ hagraven chuyecircn biệt aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey hạt nhacircn
Chứng nhận qui trigravenh vagrave saacutet hạch thợ hagraven đaacutep ứng caacutec chuẩn mực của nhagrave maacutey điện hạt nhacircn sẽ nhƣ thế nagraveo
Caacutec yecircu cầu về chất lƣợng hagraven vagrave tiecircu chuẩn đaacutenh giaacute aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 19
Slide 20
CAacuteC THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Hagraven trecircn caacutec vật liệu coacute yecircu cầu đặc biệt cao
ndash Cơ tiacutenh độ bền gt 80ksi (~560 Mpa)
ndash Khaacuteng nứt vagrave chịu mỏi
ndash Chống ratildeo
ndash Bền nhiệt
ndash Chống ăn mograven tinh giới (weld decay) xoacutei mograven (erosion)
Hagraven trecircn theacutep regraven
Hagraven trecircn hợp kim Chrome Nickel zircalloy
Hagraven caacutec chi tiết dagravey với ứng suất biến dạng nhiệt tối thiểu
Hagraven trong điều kiện mocirci trƣờng khắc nghiệt
Xử lyacute nhiệt amp kiểm soaacutet chu trigravenh nhiệt quaacute trigravenh hagraven
Hagraven trecircn theacutep hai lớp (clad steel) hagraven đắp (overlay) seal weld
Caacutec phƣơng phaacutep hagraven truyền thống coacute đaacutep ứng đƣợc yecircu cầu
Coacute hầu hết caacutec phƣơng phaacutep hagraven hồ quang đƣợc triển khai trong nƣớc (GTAW GMAW FCAW SAW) đều coacute thể đaacutep ứng đƣợc
Khocircng đối với một số hạng mục vật liệu cần caacutec phƣơng phaacutep hagraven cải tiến chƣa triển khai trong nƣớc (nhƣ ldquoA-TIGrdquo Narrow-gap SAW Orbital TIG Tandem GMAW Hybrid Laser -GMA ) hoặc caacutec phƣơng tiện hỗ trợ nhƣ Orbital GTA GMA robot FCA
Slide 21
Slide 22 MINH HỌA VỀ CAacuteC PHƢƠNG PHAacutePNarrow-gap SAW
Orbital TIG Orbital Tube to sheet
Tandem GMAW Hybrid Laser - GMA - Aacutep dụng
Hagraven ma saacutet xoaacuteyHagraven Plasma
Vấn đề khocircng chỉ lagrave phƣơng phaacutep
Tồn tại lớn nhất vẫn lagrave nguồn nhacircn lực coacute kiến thức kỹ năng vagrave kinh nghiệm đối với caacutec yecircu cầu phƣơng phaacutep hagraven sẽ đƣợc aacutep dụng trong chế tạo caacutec chi tiết vagrave thi cocircng lắp đặt
Vấn đề ldquochứng nhận cocircng nghệ thợ hagravenrdquo để đƣợc tham gia vagraveo dự aacuten
Vấn đề nhacircn lực đầu vagraveo để đagraveo tạo vagrave tham gia ldquoon job trainingrdquo
Saacutech lƣợc vagrave giải phaacutep bao gồm
ndash Nacircng cao kiến thức về cocircng nghệ hagraven cho đội ngủ giaacuteo viecircn dạy nghề ở caacutec trƣờng trung tacircm đagraveo tạo nghề
Slide 23
Slide 24
Qui trigravenh hagraven amp Saacutet hạch thợ hagraven
Đaacutep ứng caacutec yecircu cầu
ASME IX vẫn lagrave hƣớng dẫn cơ bản đối với việc chứng nhận qui trigravenh amp saacutet hạch thợ hagraven
vagrave NB 4000 - ASME III chỉ ra caacutec yecircu cầu cụ thể về kiểm soaacutet vật liệu tiecircu chiacute đaacutenh giaacute phạm vi aacutep dụng thữ nghiệm kiểm chứng
Ngoagravei ra cần aacutep dụng thecircm NCR 10CFRip55050 ip5100 khi thiết lập qui trigravenh kiểm soaacutet giaacutem saacutet
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
19
Slide 25
Slide 26
Cocircng nghệ mới
tiếp
Slide 27
Slide 28
tiếp
Slide 29
Slide 30
Hagraven theacutep cốt pha HY80 vagraveo theacutep tấm (hoặc stainless steel)
Lắp dựng block
Slide 31
Slide 32 Cocircng trƣờng xacircy dựng
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn điển higravenhMột số caacutec higravenh ảnh cocircng trƣờng xacircy dựng
XIN CẢM ƠN
II1 THAM LUẬN 6 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Hagrave Nội 22052015
20
Slide 1
Slide 2 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA
NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG
ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Trung tacircm Đaacutenh giaacute khocircng phaacute hủy (NDE)
Hagrave Nội 22052015
NỘI DUNG
bull Phƣơng phaacutep mới kiểm tra khuyết tật trong
nhagrave maacutey nhiệt điện aacutep dụng đƣợc cho điện hạt
nhacircn
bull Xử liacute để dự đoaacuten sự phaacutet triển khuyết tật
bull Đagraveo tạo nghiecircn cứu để Đaacutenh giaacute tuổi thọ cograven
lại của nhagrave maacutey nhiệt điện coacute thể aacutep dụng cho
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 3
Slide 4
CRACKSIZERreg ndash NDT TIEcircN TIẾN
bull Hiện đang coacute một số phƣơng phaacutep
NDT kiểm tra chất lƣợng vật liệu
bull CrackSizerreg ndash aacutep dụng điện từ
trƣờng để phaacutet hiện vagrave xaacutec định
khuyết tật bề mặt
bull Kĩ thuật ACFM (Alternating Current
Field Measurement)
bull Nguyecircn lyacute ACFM
bull CrackSizerreg coacute thể xaacutec định độ sacircu
khuyết tật cung cấp thocircng tin cần
thiết cho pheacutep theo dotildei đảm bảo tiếp
tục vận hagravenh nagraveh maacutey điện an toagraven
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTĐaacutenh giaacute phaacutet triển khuyết tật
bull Khi phaacutet hiện khuyết tật dẫn đến nguy cơ mất an khi vận hagravenh
bull Nguời vận hagravenh quản lyacute mong muốn khắc phục sự cố ngay
bull Dugraveng cơ học phaacute hủy tiến hagravenh ETHGPT khuyết tật trong chi tiết
bull DTA (Defect Tolerance Assessment) ndash cho pheacutep đƣa ra caacutec
thocircng tin chi tiết về kiacutech thuớc khuyết tật nguy hiểm vagrave chu kỳ
kiểm tra đảm bảo thiết bị vận hagravenh an toagraven
bull Dựa vagraveo một số tiecircu chuẩn ETHGTT ASNZS 37882006
BS79102005 British Energy EDF R5-R6 vagrave API 579ASME
FFS-1 HRLT đatilde tiacutenh toaacuten vagrave đaacutenh giaacute sự phaacutet triển khuyết tật
trong caacutec chi tiết khaacutec nhau của nhagrave maacutey nhiệt điện
Slide 5
Slide 6
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật trong nhagrave maacutey nhiệt điện
1 Governor Valve Seat Cracking
2 Control amp stop valve DTA
3 HPIP outer turbine casing cracking
4 Cracking in MS bifurcation and HP bypass line welds
5 Steam receiver cracking
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật nhagrave maacutey nhiệt điện
6 To assist Hydro Test to avoid Brittle failure
7 Upper steam drum FW inlet nozzle
8 HP heater weld cracking
9 ID fan impeller cracking
10 HP turbine cracking
11 LP rotor
Slide 7
Slide 8
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
Mục điacutech việc ETHGTT
bull Tiết kiệm bảo hagravenh vagrave sửa chữa thiết bị
bull ETHaacutenh giaacute ảnh hƣởng caacutec quy trigravenh vận hagravenh nhagrave maacutey linh hoạt hơn
bull Phục vụ chƣơng trigravenh kiểm tra định kỳ dựa trecircn rủi ro (RBI)
bull Phaacutet triển kế hoạch quản lyacute an toagraven thiết bị
bull Xacircy dựng database cho hệ thống quản lyacute nhagrave maacutey
bull Xaacutec định tigravenh trạng thiết bị vagrave đaacutenh giaacute phiacute tổn khi nhagrave maacutey lagravem việc
ở chế độ vận hagravenh chu kỳ (cyclic operations)
bull ETHaacutenh giaacute baacuteo caacuteo tuổi thọ thiết bị từ nhagrave cung cấp thiết bị (OEM)
bull Keacuteo dagravei tuổi thọ thiết bị so với thiết kế ban đầu
bull Phục vụ caacutec mục điacutech thƣơng mại khaacutec khi đaacutenh giaacute tuổi thọ nhagrave maacutey
cho ngƣời chủ hay dự định chủ sở hữu
Slide 9 ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
bull Từ những kết quả cụ thể magrave HRL đatilde lagravem đƣợc NDE sẽ nghiecircn cứu
aacutep dụng để đaacutenh giaacute hoạt động của caacutec nhagrave maacutey điện tại Việt nam
bull Nghiecircn cứu ACFM va DTA thocircng qua caacutec tiecircu chuẩn liecircn quan
BS7910 amp R5-R6
bull Học ANSYS để giải bagravei toaacuten Fracture Mechanics truyền nhiệt tuyến
tiacutenh cho mocirc higravenh 2D amp 3D vagrave phacircn tiacutech chuyển tiếp bằng phƣơng
phaacutep FEA Sử dụng thagravenh thạo caacutec phần mềm chuyecircn mocircn
bull Tiacutenh toaacuten đƣợc ứng suất biến dạng trong chi tiết hiện tƣợng mỏi vagrave
ratildeo nhiệt lập đƣợc bảng dữ liệu về vật liệu
bull Tiếp tục cập nhật kiến thức về FEA amp DTA qua đagraveo tạo vagrave triển khai
thực tế trong đaacutenh giaacute nhagrave maacutey nhiệt điện hƣớng đến điện hạt nhacircn
21
II1 THAM LUẬN 7 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS
THROUGH MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
Hagrave Nội 22052015 Slide 1
Slide 2 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS THROUGH
MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
22052015 at Ha Noi
CONTENTS
1 The goal of MSC
2 The current situation in preparing of HRD
3 Some typical results in the period of 2009-
2013
4 The action plan up to 2020 and
Slide 3
Slide 4
Some brief related infomation
bull Until 2008 There
are approximately
20 thermal power
plants with a total
capacity of 6500
MW that provide
more than 50 of
the total annual
electricity production
in the country
bull Up to now (2014)
There are 32
thermal power
plants in Vietnam
operating with
power of 14408
MW
A plan of
development of NPP
has also been set by
Vietnamese
Government in the
near future with the
first two units of 2000
MW power
wwwndecomvn
NDT NDT NDT
CENTER FOR NDE
Vinatom
INST CNT HCM NEAD Co
Part 1 The goal of MSC 26th August 2008
(in the periods from 1985 to 2008)
ToRs
1 Maintain amp development of NDT amp
Radiation Safety Activities of
Vinatom
2 Carry out RampD activities in Advanced
NDT Techniques
3 Preparation of NDT resourses for the
first NPP in Vietnam
Slide 5
Slide 6
wwwndecomvn
Center for NDE
Material Science
Complex (MSC)
1 NDT (UT RT PT MT
ET VT)
NDT training
2 Elemental amp Structural
Analysis
3 Mechanical Testing
(bend strain press
impact fatiguehellip)
3 Equipment
(maintenance calib
manufacturehellip)
------------------------------------
1 4662 Staffs
2Infrastructure Equipment
Systems
1 NDT (UT RT PT MT ET VT Leak
Testing Hydrotesthellip) for RR amp NPP
NDT training for NPP in Vietnam
2 Material Properties (Elemental and
Structural Analysis Mechanical
Test hellip)
3 Weld Quality Assurance (including
welder qualify mechanical
workshop)
4 Water Chemistry amp Corrosion
5 Material Failure Analysis
-----------------------------------------------------------
1 90120 Staffs
2 Infrastructure and Equipment
Systems
Research
Reactor
Nuclear Power
Plant
(2014)
(2018-2020)
The Gaps
to fulfill
Part 1 The goal of MSC
wwwndecomvn
Part 2 The current situation in preparing of HRD
1 Personnels
- Number of Staffs 58
- Number of NDT experts amp technicians 40
RT level 3 09 UT level 3 07MT level 3 02PT level 3 03CRDIR 08
Technical advisors 06
Slide 7
Slide 8
wwwndecomvn
bull ISOIEC - 17025 2005 (NDT amp calibverification of NDT Equip)bull ISO 9001 2008bull ASNT-SNT-TC -1A ISO 9712 and 17024 for NDT training and
certification
2 QMS
Part 3 Some typical results in the period of
2009-2013
The activities of NDEbull Human Resourse Training in the fields of NDT amp Radiation
Safety
bull RampD the advanced NDT techniques
bull Conducting the tests of RT UT MT PT ET VT
bull Elemental and Structural Analysis
bull NDT in Construction
bull Mechanical testing (bend strain press impact fatiguehellip)
bull Residual Stress Monitoring by Electro-Magnetics method
bull Domestic manufacturing some NDT equipments
bull Caliberationverification of NDT Equipments
bull Services of Radiation Safety in the fields of Industry and
Health
bull Conducting Projects in the frame work of cooperation with
IAEA in the field of industrial NDT
22
Slide 9
Slide 10
wwwndecomvn
1 Training
TRAINING
Inspection Organizations
Oil and gas
Shipbuilding
Hydroelectric
Alpha
Apave
PhatecoInd
ustr
y
Vietsov PetrolThermoelectric
Pro
fessio
nal
ND
T c
om
pan
ies
NDT Companies in Viet Nam amp NDT Training Courses conducted by NDE
( about 60 Cop 2000 NDT persons) (in the period of 2009-2013)
Slide 11
Slide 12
wwwndecomvn
Advanced NDT CR advance ET Phasor XS Stress Monitorhellip
2 NDT Services
PHASOR XS
wwwndecomvn
Conventional NDT
bull Radiographic Testing- RT
bull Ultrasonic Testing- UT
bull Liquid Penetrant Testing- PT
bull Magnetic Testing- MT
bull Eddy Current Testing- ET
bull Ultrasonic Testing Thickness of Material- UTM
bull Positive Material Identification- PMI
bull Ultrasonic Testing Density of Concrete Reinforced
Concrete
bull Ultrasonic Testing Bored piles
bull Analysis composition of materialshellip
NDT Services
Slide 13
Slide 14
wwwndecomvn
NDT Services - Typical Projects
NDT service projects in the period of 2009-2013
wwwndecomvn
3 R amp D (some typical projects)
X-ray Machine in industrial radiography
Slide 15
Slide 16
Research amp Manufacture of Fluoresent RT Equipment
bull The Project was supported by IAEA on ldquoOptimization of DigitalRadiography (DIR) Techniques for Specific Applicationrdquo program(code 333-F2-RC 10611) included 13 countries (Algeria ArgentinaBrazil Canadahellip) finished in 2010 but not Viet Nam
bull This system is focused on cheaper portable and applies digitaltechnology
bull Our assignments Make and apply the same systems in Viet Nam
Project on Research Design and Manufacture of
Moisture and Density of SoilConcrete
Slide 17
Slide 18
4Some inspection activities co-ordinated with VARANS
1738
wwwndecomvn
5 International Cooperation
Projects in Cooperation with IAEA
(2005-2015)
1 Finished Projects
1 RAS 8100 (2005-2006)
2 RAS 8105 (2007-2008)
3 RAS 8110 (2009-2011)
4 VIE 8020 (2009-2011) CR amp ECT
2 Running Projects
1 RAS 1013 (2012-2014)
2 VIE 1009 (2014-2015)
3 RAS 2012009 ndash ldquoCapacity building in applications of advanced
NDE technologies for enhencing industrial
productivityrdquo (August 2014 -)
23
Slide 19
Slide 20
wwwndecomvn
Mitsubishi Heavy Industries LTD Japan
14122012
Mitsubishi presented
NDT for NPP in Japan
06032013
Mitsubishi presented
1Material Inspection during Manufacture
2 Inspection during Manufacture in shop
3 Introduction of latest NDI techniques
4 Nuclear Specific Product Control
wwwndecomvn
The 2nd VietnamJapan ResearchHRD Forum on Nuclear
technology
June 5-6 2014 in Hanoi Vietnum
There are 22 presentations focused on
1NDT for NPP in Japan
2Nuclear Materials
3Development of materials for reactor internals and
piping in light water reactors
4hellip
5The Approach to Effective Nuclear Power Plant Ageing Management (Prof Masahide SUZUKI
Nagaoka University of TechnologyDepartment of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
6THE DEPOSTION AND REACTIONS BETWEEN CESIUM
POLYMOLYBDATES ON STAINLESS STEEL AT HIGH TEMPERATURES
(DO Thi Mai Dung(1) SUPAMARD Sujatanond(1) OGAWA Toru(1)
Nagaoka University of Technology
Department of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
Slide 21
Slide 22
Part 4 The action plan up to 2020 -
The Main Tasks of MSC
ToRs of MSC is technical support to
1 Research Reactor (RR) Nuclear Power Plant (NPP)
2 RampD activities in the field of examination inspection and evaluation of
materialswelds of RRNPP
The main activities of MSC will be
bull 1 NDT (PSIISI) for NPP
bull 2 Weld Quality Assurance
bull 2 Materials Characterisation
bull 3 Research the influence of Tempreture Pressure and Radiation on Materials
Degradation in RR amp NPP
bull 4 Materials Aging and Life time management of NPP
bull 5 Research corrosion and failure Analysis
bull 6 Others (NDT codes and standards personnel qualification and certification
inspection qualificationhellip)
The master plan for MSC (2015-2020)
1 HRD
58(2014)
05 priority research groups towards to 05 lab
2 Equipment for 05 Laboratories
3 Facilities
4 Finance
5 Related others
90(2020)
Slide 23
Slide 24
The Challenges for material scientists in Vietnam
The first NPP will be built in VN
Lack of fundamental knowledge of structural materials
using for LWR
Understanding the behavior of
materials in NPP remains a big
challenges of materials scientists in
Vietnam
The Challenges for material scientists in Vietnam
To cover the materials issued that arise in LWR reactor materials our
experts must understand fundamental knowledge of materials such as
Thermodynamics
Atomic transport in solids
Crystallography defects
Phase transportations
Corrosion
Mechanical behavior and radiation damage
The degration processes that occur
in service itrsquos needed to focused
on the nuclear fuelampcladding the
pressure vessel the reactor
internals and the other parts of the
nuclear supply systems
Slide 25
wwwndecomvn
THANK YOU FOR
YOUR ATTENTION
17
Slide 5
Slide 6
Nguyecircn lyacute lograve PWR
nguyecircn lyacute lograve LWR
Slide 7
Slide 8
Nguyecircn lyacute BWR
Lograve CANDU
Slide 9
Slide 10
Lograve AGR
Lograve RMBK
Slide 11
Slide 12
Lograve FBR
CƠ HỘI amp THAacuteCH THỨCDO DỰ AacuteN ĐIỆN HẠT NHAcircN
Slide 13
Slide 14 Dự kiến đến năm 2020 Việt nam cần hơn 1000 kỹ thuật viecircn đƣợcđagraveo tạo đủ năng lực để phục vụ trong lỉnh vực năng lƣợng hạt nhacircn(theo baacuteo caacuteo của Bộ Khoa Học amp Cocircng nghệ)
Số kỹ thuật viecircn nagravey chủ yếu phục vụ cho giai đoạn xacircy dựng nhagravemaacutey nghiecircn cứu phaacutet triển caacutec ứng dụng hạt nhacircn (RampD) vagrave hỗ trợkỹ thuật
Cần thecircm khoảng 6000 đến 10000 lao động cho quaacute trigravenh xacircydựng nhagrave maacutey điện hạt nhacircn dự kiến sẽ khởi cocircng trƣớc 2015 vagrave2020 sẽ đi vagraveo vận hagravenh khai thaacutec
Hiện nay coacute khoảng 800 nhacircn sự phần lớn đang cocircng taacutec tạiVietnam Atomic Energy Commission vagrave đang ldquogiagrave đirdquo
(Theo Bộ Giaacuteo dục amp Đagraveo tạo) khoảng 11232 triệu US dollars sẽđƣợc đầu tƣ cho đagraveo tạo nhacircn lực cho lỉnh vực khoa học vagrave cocircngnghệ hạt nhacircn
TOAgraveN CẢNH
THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần chuẩn bịtrƣớc từ 12 đến 15 năm trƣớc thời điểm hoagraventhagravenh vagrave đƣa vagraveo khai thaacutec
Đối với nhagrave maacutey năng lƣợng hạt nhacircn đầu tiecircnthigrave việc chuẩn bị đội ngủ coacute đủ năng lực đểhoạch định triển khai vagrave xuacutec tiến dự aacuten coacute khicần đến 20 năm trƣớc khi nhagrave maacutey đi vagraveo vậnhagravenh khai thaacutec
Vấn đề phaacutet triển cocircng nghệ amp nhacircn lực coacute đủnăng lực amp trigravenh độ thực sự lagrave một thaacutech thứcvagrave để coacute đƣợc một đội ngủ nhƣ vậy so vớitoagraven cảnh necircu trecircn theo tocirci lagrave quaacute chậm cần
18
Slide 15
Slide 16
CAacuteC CƠ HỘI CẦN TẬN DỤNG Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần sự hợp taacutec
quốc tế ldquochacircn thagravenhrdquo vagrave hiệu quả
ndash Quaacute trigravenh chuyển giao cocircng nghệ cốt lỏi coacute vai trogravequyết định đối với kết quả thagravenh cocircng của dự aacuten
Vai trograve quản lyacute hổ trợ của nhagrave nƣớc đối vớicaacutec thagravenh tố tham gia (Thiết kế chế tạo thiếtbị Giaacutem saacutet chất lƣợng đagraveo tạo nhacircn lực saacutet hạch amp kiểm định) sẽ cụ thể coacute tiacutenh thiếtthực amp hiệu quả
Cơ hội để caacutec lực lƣợng tham gia định hƣớngvagrave kiến tạo nguồn lực (cocircng nghệ phƣơngphaacutep nhacircn lực) sẳn sagraveng tiếp thu amp triển khaicocircng nghệ tiecircn tiến ngang tầm quốc tế
YEcircU CẦU NGUỒN LỰC
Tiacutenh sẳn sagraveng về mặt cocircng nghệ (phƣơngphaacutep nhacircn lực) của caacutec nhagrave thầu trong nƣớc
Tiacutenh sẳn sagraveng về caacutec điều kiện chứng nhận cocircng nhận phƣơng phaacutep nhacircn lực
Định hƣớng đagraveo tạo (kiến thức thực hagravenh)caacutec phƣơng phaacutep amp nhacircn lực theo yecircu cầu
Slide 17
Slide 18
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHOCOcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
CAacuteC CAcircU HỎI CẦN LAgraveM ROtilde
Coacute cocircng nghệ hagraven chuyecircn biệt aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey hạt nhacircn
Chứng nhận qui trigravenh vagrave saacutet hạch thợ hagraven đaacutep ứng caacutec chuẩn mực của nhagrave maacutey điện hạt nhacircn sẽ nhƣ thế nagraveo
Caacutec yecircu cầu về chất lƣợng hagraven vagrave tiecircu chuẩn đaacutenh giaacute aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 19
Slide 20
CAacuteC THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Hagraven trecircn caacutec vật liệu coacute yecircu cầu đặc biệt cao
ndash Cơ tiacutenh độ bền gt 80ksi (~560 Mpa)
ndash Khaacuteng nứt vagrave chịu mỏi
ndash Chống ratildeo
ndash Bền nhiệt
ndash Chống ăn mograven tinh giới (weld decay) xoacutei mograven (erosion)
Hagraven trecircn theacutep regraven
Hagraven trecircn hợp kim Chrome Nickel zircalloy
Hagraven caacutec chi tiết dagravey với ứng suất biến dạng nhiệt tối thiểu
Hagraven trong điều kiện mocirci trƣờng khắc nghiệt
Xử lyacute nhiệt amp kiểm soaacutet chu trigravenh nhiệt quaacute trigravenh hagraven
Hagraven trecircn theacutep hai lớp (clad steel) hagraven đắp (overlay) seal weld
Caacutec phƣơng phaacutep hagraven truyền thống coacute đaacutep ứng đƣợc yecircu cầu
Coacute hầu hết caacutec phƣơng phaacutep hagraven hồ quang đƣợc triển khai trong nƣớc (GTAW GMAW FCAW SAW) đều coacute thể đaacutep ứng đƣợc
Khocircng đối với một số hạng mục vật liệu cần caacutec phƣơng phaacutep hagraven cải tiến chƣa triển khai trong nƣớc (nhƣ ldquoA-TIGrdquo Narrow-gap SAW Orbital TIG Tandem GMAW Hybrid Laser -GMA ) hoặc caacutec phƣơng tiện hỗ trợ nhƣ Orbital GTA GMA robot FCA
Slide 21
Slide 22 MINH HỌA VỀ CAacuteC PHƢƠNG PHAacutePNarrow-gap SAW
Orbital TIG Orbital Tube to sheet
Tandem GMAW Hybrid Laser - GMA - Aacutep dụng
Hagraven ma saacutet xoaacuteyHagraven Plasma
Vấn đề khocircng chỉ lagrave phƣơng phaacutep
Tồn tại lớn nhất vẫn lagrave nguồn nhacircn lực coacute kiến thức kỹ năng vagrave kinh nghiệm đối với caacutec yecircu cầu phƣơng phaacutep hagraven sẽ đƣợc aacutep dụng trong chế tạo caacutec chi tiết vagrave thi cocircng lắp đặt
Vấn đề ldquochứng nhận cocircng nghệ thợ hagravenrdquo để đƣợc tham gia vagraveo dự aacuten
Vấn đề nhacircn lực đầu vagraveo để đagraveo tạo vagrave tham gia ldquoon job trainingrdquo
Saacutech lƣợc vagrave giải phaacutep bao gồm
ndash Nacircng cao kiến thức về cocircng nghệ hagraven cho đội ngủ giaacuteo viecircn dạy nghề ở caacutec trƣờng trung tacircm đagraveo tạo nghề
Slide 23
Slide 24
Qui trigravenh hagraven amp Saacutet hạch thợ hagraven
Đaacutep ứng caacutec yecircu cầu
ASME IX vẫn lagrave hƣớng dẫn cơ bản đối với việc chứng nhận qui trigravenh amp saacutet hạch thợ hagraven
vagrave NB 4000 - ASME III chỉ ra caacutec yecircu cầu cụ thể về kiểm soaacutet vật liệu tiecircu chiacute đaacutenh giaacute phạm vi aacutep dụng thữ nghiệm kiểm chứng
Ngoagravei ra cần aacutep dụng thecircm NCR 10CFRip55050 ip5100 khi thiết lập qui trigravenh kiểm soaacutet giaacutem saacutet
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
19
Slide 25
Slide 26
Cocircng nghệ mới
tiếp
Slide 27
Slide 28
tiếp
Slide 29
Slide 30
Hagraven theacutep cốt pha HY80 vagraveo theacutep tấm (hoặc stainless steel)
Lắp dựng block
Slide 31
Slide 32 Cocircng trƣờng xacircy dựng
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn điển higravenhMột số caacutec higravenh ảnh cocircng trƣờng xacircy dựng
XIN CẢM ƠN
II1 THAM LUẬN 6 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Hagrave Nội 22052015
20
Slide 1
Slide 2 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA
NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG
ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Trung tacircm Đaacutenh giaacute khocircng phaacute hủy (NDE)
Hagrave Nội 22052015
NỘI DUNG
bull Phƣơng phaacutep mới kiểm tra khuyết tật trong
nhagrave maacutey nhiệt điện aacutep dụng đƣợc cho điện hạt
nhacircn
bull Xử liacute để dự đoaacuten sự phaacutet triển khuyết tật
bull Đagraveo tạo nghiecircn cứu để Đaacutenh giaacute tuổi thọ cograven
lại của nhagrave maacutey nhiệt điện coacute thể aacutep dụng cho
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 3
Slide 4
CRACKSIZERreg ndash NDT TIEcircN TIẾN
bull Hiện đang coacute một số phƣơng phaacutep
NDT kiểm tra chất lƣợng vật liệu
bull CrackSizerreg ndash aacutep dụng điện từ
trƣờng để phaacutet hiện vagrave xaacutec định
khuyết tật bề mặt
bull Kĩ thuật ACFM (Alternating Current
Field Measurement)
bull Nguyecircn lyacute ACFM
bull CrackSizerreg coacute thể xaacutec định độ sacircu
khuyết tật cung cấp thocircng tin cần
thiết cho pheacutep theo dotildei đảm bảo tiếp
tục vận hagravenh nagraveh maacutey điện an toagraven
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTĐaacutenh giaacute phaacutet triển khuyết tật
bull Khi phaacutet hiện khuyết tật dẫn đến nguy cơ mất an khi vận hagravenh
bull Nguời vận hagravenh quản lyacute mong muốn khắc phục sự cố ngay
bull Dugraveng cơ học phaacute hủy tiến hagravenh ETHGPT khuyết tật trong chi tiết
bull DTA (Defect Tolerance Assessment) ndash cho pheacutep đƣa ra caacutec
thocircng tin chi tiết về kiacutech thuớc khuyết tật nguy hiểm vagrave chu kỳ
kiểm tra đảm bảo thiết bị vận hagravenh an toagraven
bull Dựa vagraveo một số tiecircu chuẩn ETHGTT ASNZS 37882006
BS79102005 British Energy EDF R5-R6 vagrave API 579ASME
FFS-1 HRLT đatilde tiacutenh toaacuten vagrave đaacutenh giaacute sự phaacutet triển khuyết tật
trong caacutec chi tiết khaacutec nhau của nhagrave maacutey nhiệt điện
Slide 5
Slide 6
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật trong nhagrave maacutey nhiệt điện
1 Governor Valve Seat Cracking
2 Control amp stop valve DTA
3 HPIP outer turbine casing cracking
4 Cracking in MS bifurcation and HP bypass line welds
5 Steam receiver cracking
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật nhagrave maacutey nhiệt điện
6 To assist Hydro Test to avoid Brittle failure
7 Upper steam drum FW inlet nozzle
8 HP heater weld cracking
9 ID fan impeller cracking
10 HP turbine cracking
11 LP rotor
Slide 7
Slide 8
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
Mục điacutech việc ETHGTT
bull Tiết kiệm bảo hagravenh vagrave sửa chữa thiết bị
bull ETHaacutenh giaacute ảnh hƣởng caacutec quy trigravenh vận hagravenh nhagrave maacutey linh hoạt hơn
bull Phục vụ chƣơng trigravenh kiểm tra định kỳ dựa trecircn rủi ro (RBI)
bull Phaacutet triển kế hoạch quản lyacute an toagraven thiết bị
bull Xacircy dựng database cho hệ thống quản lyacute nhagrave maacutey
bull Xaacutec định tigravenh trạng thiết bị vagrave đaacutenh giaacute phiacute tổn khi nhagrave maacutey lagravem việc
ở chế độ vận hagravenh chu kỳ (cyclic operations)
bull ETHaacutenh giaacute baacuteo caacuteo tuổi thọ thiết bị từ nhagrave cung cấp thiết bị (OEM)
bull Keacuteo dagravei tuổi thọ thiết bị so với thiết kế ban đầu
bull Phục vụ caacutec mục điacutech thƣơng mại khaacutec khi đaacutenh giaacute tuổi thọ nhagrave maacutey
cho ngƣời chủ hay dự định chủ sở hữu
Slide 9 ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
bull Từ những kết quả cụ thể magrave HRL đatilde lagravem đƣợc NDE sẽ nghiecircn cứu
aacutep dụng để đaacutenh giaacute hoạt động của caacutec nhagrave maacutey điện tại Việt nam
bull Nghiecircn cứu ACFM va DTA thocircng qua caacutec tiecircu chuẩn liecircn quan
BS7910 amp R5-R6
bull Học ANSYS để giải bagravei toaacuten Fracture Mechanics truyền nhiệt tuyến
tiacutenh cho mocirc higravenh 2D amp 3D vagrave phacircn tiacutech chuyển tiếp bằng phƣơng
phaacutep FEA Sử dụng thagravenh thạo caacutec phần mềm chuyecircn mocircn
bull Tiacutenh toaacuten đƣợc ứng suất biến dạng trong chi tiết hiện tƣợng mỏi vagrave
ratildeo nhiệt lập đƣợc bảng dữ liệu về vật liệu
bull Tiếp tục cập nhật kiến thức về FEA amp DTA qua đagraveo tạo vagrave triển khai
thực tế trong đaacutenh giaacute nhagrave maacutey nhiệt điện hƣớng đến điện hạt nhacircn
21
II1 THAM LUẬN 7 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS
THROUGH MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
Hagrave Nội 22052015 Slide 1
Slide 2 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS THROUGH
MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
22052015 at Ha Noi
CONTENTS
1 The goal of MSC
2 The current situation in preparing of HRD
3 Some typical results in the period of 2009-
2013
4 The action plan up to 2020 and
Slide 3
Slide 4
Some brief related infomation
bull Until 2008 There
are approximately
20 thermal power
plants with a total
capacity of 6500
MW that provide
more than 50 of
the total annual
electricity production
in the country
bull Up to now (2014)
There are 32
thermal power
plants in Vietnam
operating with
power of 14408
MW
A plan of
development of NPP
has also been set by
Vietnamese
Government in the
near future with the
first two units of 2000
MW power
wwwndecomvn
NDT NDT NDT
CENTER FOR NDE
Vinatom
INST CNT HCM NEAD Co
Part 1 The goal of MSC 26th August 2008
(in the periods from 1985 to 2008)
ToRs
1 Maintain amp development of NDT amp
Radiation Safety Activities of
Vinatom
2 Carry out RampD activities in Advanced
NDT Techniques
3 Preparation of NDT resourses for the
first NPP in Vietnam
Slide 5
Slide 6
wwwndecomvn
Center for NDE
Material Science
Complex (MSC)
1 NDT (UT RT PT MT
ET VT)
NDT training
2 Elemental amp Structural
Analysis
3 Mechanical Testing
(bend strain press
impact fatiguehellip)
3 Equipment
(maintenance calib
manufacturehellip)
------------------------------------
1 4662 Staffs
2Infrastructure Equipment
Systems
1 NDT (UT RT PT MT ET VT Leak
Testing Hydrotesthellip) for RR amp NPP
NDT training for NPP in Vietnam
2 Material Properties (Elemental and
Structural Analysis Mechanical
Test hellip)
3 Weld Quality Assurance (including
welder qualify mechanical
workshop)
4 Water Chemistry amp Corrosion
5 Material Failure Analysis
-----------------------------------------------------------
1 90120 Staffs
2 Infrastructure and Equipment
Systems
Research
Reactor
Nuclear Power
Plant
(2014)
(2018-2020)
The Gaps
to fulfill
Part 1 The goal of MSC
wwwndecomvn
Part 2 The current situation in preparing of HRD
1 Personnels
- Number of Staffs 58
- Number of NDT experts amp technicians 40
RT level 3 09 UT level 3 07MT level 3 02PT level 3 03CRDIR 08
Technical advisors 06
Slide 7
Slide 8
wwwndecomvn
bull ISOIEC - 17025 2005 (NDT amp calibverification of NDT Equip)bull ISO 9001 2008bull ASNT-SNT-TC -1A ISO 9712 and 17024 for NDT training and
certification
2 QMS
Part 3 Some typical results in the period of
2009-2013
The activities of NDEbull Human Resourse Training in the fields of NDT amp Radiation
Safety
bull RampD the advanced NDT techniques
bull Conducting the tests of RT UT MT PT ET VT
bull Elemental and Structural Analysis
bull NDT in Construction
bull Mechanical testing (bend strain press impact fatiguehellip)
bull Residual Stress Monitoring by Electro-Magnetics method
bull Domestic manufacturing some NDT equipments
bull Caliberationverification of NDT Equipments
bull Services of Radiation Safety in the fields of Industry and
Health
bull Conducting Projects in the frame work of cooperation with
IAEA in the field of industrial NDT
22
Slide 9
Slide 10
wwwndecomvn
1 Training
TRAINING
Inspection Organizations
Oil and gas
Shipbuilding
Hydroelectric
Alpha
Apave
PhatecoInd
ustr
y
Vietsov PetrolThermoelectric
Pro
fessio
nal
ND
T c
om
pan
ies
NDT Companies in Viet Nam amp NDT Training Courses conducted by NDE
( about 60 Cop 2000 NDT persons) (in the period of 2009-2013)
Slide 11
Slide 12
wwwndecomvn
Advanced NDT CR advance ET Phasor XS Stress Monitorhellip
2 NDT Services
PHASOR XS
wwwndecomvn
Conventional NDT
bull Radiographic Testing- RT
bull Ultrasonic Testing- UT
bull Liquid Penetrant Testing- PT
bull Magnetic Testing- MT
bull Eddy Current Testing- ET
bull Ultrasonic Testing Thickness of Material- UTM
bull Positive Material Identification- PMI
bull Ultrasonic Testing Density of Concrete Reinforced
Concrete
bull Ultrasonic Testing Bored piles
bull Analysis composition of materialshellip
NDT Services
Slide 13
Slide 14
wwwndecomvn
NDT Services - Typical Projects
NDT service projects in the period of 2009-2013
wwwndecomvn
3 R amp D (some typical projects)
X-ray Machine in industrial radiography
Slide 15
Slide 16
Research amp Manufacture of Fluoresent RT Equipment
bull The Project was supported by IAEA on ldquoOptimization of DigitalRadiography (DIR) Techniques for Specific Applicationrdquo program(code 333-F2-RC 10611) included 13 countries (Algeria ArgentinaBrazil Canadahellip) finished in 2010 but not Viet Nam
bull This system is focused on cheaper portable and applies digitaltechnology
bull Our assignments Make and apply the same systems in Viet Nam
Project on Research Design and Manufacture of
Moisture and Density of SoilConcrete
Slide 17
Slide 18
4Some inspection activities co-ordinated with VARANS
1738
wwwndecomvn
5 International Cooperation
Projects in Cooperation with IAEA
(2005-2015)
1 Finished Projects
1 RAS 8100 (2005-2006)
2 RAS 8105 (2007-2008)
3 RAS 8110 (2009-2011)
4 VIE 8020 (2009-2011) CR amp ECT
2 Running Projects
1 RAS 1013 (2012-2014)
2 VIE 1009 (2014-2015)
3 RAS 2012009 ndash ldquoCapacity building in applications of advanced
NDE technologies for enhencing industrial
productivityrdquo (August 2014 -)
23
Slide 19
Slide 20
wwwndecomvn
Mitsubishi Heavy Industries LTD Japan
14122012
Mitsubishi presented
NDT for NPP in Japan
06032013
Mitsubishi presented
1Material Inspection during Manufacture
2 Inspection during Manufacture in shop
3 Introduction of latest NDI techniques
4 Nuclear Specific Product Control
wwwndecomvn
The 2nd VietnamJapan ResearchHRD Forum on Nuclear
technology
June 5-6 2014 in Hanoi Vietnum
There are 22 presentations focused on
1NDT for NPP in Japan
2Nuclear Materials
3Development of materials for reactor internals and
piping in light water reactors
4hellip
5The Approach to Effective Nuclear Power Plant Ageing Management (Prof Masahide SUZUKI
Nagaoka University of TechnologyDepartment of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
6THE DEPOSTION AND REACTIONS BETWEEN CESIUM
POLYMOLYBDATES ON STAINLESS STEEL AT HIGH TEMPERATURES
(DO Thi Mai Dung(1) SUPAMARD Sujatanond(1) OGAWA Toru(1)
Nagaoka University of Technology
Department of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
Slide 21
Slide 22
Part 4 The action plan up to 2020 -
The Main Tasks of MSC
ToRs of MSC is technical support to
1 Research Reactor (RR) Nuclear Power Plant (NPP)
2 RampD activities in the field of examination inspection and evaluation of
materialswelds of RRNPP
The main activities of MSC will be
bull 1 NDT (PSIISI) for NPP
bull 2 Weld Quality Assurance
bull 2 Materials Characterisation
bull 3 Research the influence of Tempreture Pressure and Radiation on Materials
Degradation in RR amp NPP
bull 4 Materials Aging and Life time management of NPP
bull 5 Research corrosion and failure Analysis
bull 6 Others (NDT codes and standards personnel qualification and certification
inspection qualificationhellip)
The master plan for MSC (2015-2020)
1 HRD
58(2014)
05 priority research groups towards to 05 lab
2 Equipment for 05 Laboratories
3 Facilities
4 Finance
5 Related others
90(2020)
Slide 23
Slide 24
The Challenges for material scientists in Vietnam
The first NPP will be built in VN
Lack of fundamental knowledge of structural materials
using for LWR
Understanding the behavior of
materials in NPP remains a big
challenges of materials scientists in
Vietnam
The Challenges for material scientists in Vietnam
To cover the materials issued that arise in LWR reactor materials our
experts must understand fundamental knowledge of materials such as
Thermodynamics
Atomic transport in solids
Crystallography defects
Phase transportations
Corrosion
Mechanical behavior and radiation damage
The degration processes that occur
in service itrsquos needed to focused
on the nuclear fuelampcladding the
pressure vessel the reactor
internals and the other parts of the
nuclear supply systems
Slide 25
wwwndecomvn
THANK YOU FOR
YOUR ATTENTION
18
Slide 15
Slide 16
CAacuteC CƠ HỘI CẦN TẬN DỤNG Dự aacuten năng lƣợng hạt nhacircn cần sự hợp taacutec
quốc tế ldquochacircn thagravenhrdquo vagrave hiệu quả
ndash Quaacute trigravenh chuyển giao cocircng nghệ cốt lỏi coacute vai trogravequyết định đối với kết quả thagravenh cocircng của dự aacuten
Vai trograve quản lyacute hổ trợ của nhagrave nƣớc đối vớicaacutec thagravenh tố tham gia (Thiết kế chế tạo thiếtbị Giaacutem saacutet chất lƣợng đagraveo tạo nhacircn lực saacutet hạch amp kiểm định) sẽ cụ thể coacute tiacutenh thiếtthực amp hiệu quả
Cơ hội để caacutec lực lƣợng tham gia định hƣớngvagrave kiến tạo nguồn lực (cocircng nghệ phƣơngphaacutep nhacircn lực) sẳn sagraveng tiếp thu amp triển khaicocircng nghệ tiecircn tiến ngang tầm quốc tế
YEcircU CẦU NGUỒN LỰC
Tiacutenh sẳn sagraveng về mặt cocircng nghệ (phƣơngphaacutep nhacircn lực) của caacutec nhagrave thầu trong nƣớc
Tiacutenh sẳn sagraveng về caacutec điều kiện chứng nhận cocircng nhận phƣơng phaacutep nhacircn lực
Định hƣớng đagraveo tạo (kiến thức thực hagravenh)caacutec phƣơng phaacutep amp nhacircn lực theo yecircu cầu
Slide 17
Slide 18
CHUẨN BỊ NGUỒN LỰC CHOCOcircNG TAacuteC THI COcircNG amp GIAacuteM SAacuteT HAgraveN
CAacuteC CAcircU HỎI CẦN LAgraveM ROtilde
Coacute cocircng nghệ hagraven chuyecircn biệt aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey hạt nhacircn
Chứng nhận qui trigravenh vagrave saacutet hạch thợ hagraven đaacutep ứng caacutec chuẩn mực của nhagrave maacutey điện hạt nhacircn sẽ nhƣ thế nagraveo
Caacutec yecircu cầu về chất lƣợng hagraven vagrave tiecircu chuẩn đaacutenh giaacute aacutep dụng trong xacircy dựng bảo trigrave nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 19
Slide 20
CAacuteC THAacuteCH THỨC THỰC TẾ
Hagraven trecircn caacutec vật liệu coacute yecircu cầu đặc biệt cao
ndash Cơ tiacutenh độ bền gt 80ksi (~560 Mpa)
ndash Khaacuteng nứt vagrave chịu mỏi
ndash Chống ratildeo
ndash Bền nhiệt
ndash Chống ăn mograven tinh giới (weld decay) xoacutei mograven (erosion)
Hagraven trecircn theacutep regraven
Hagraven trecircn hợp kim Chrome Nickel zircalloy
Hagraven caacutec chi tiết dagravey với ứng suất biến dạng nhiệt tối thiểu
Hagraven trong điều kiện mocirci trƣờng khắc nghiệt
Xử lyacute nhiệt amp kiểm soaacutet chu trigravenh nhiệt quaacute trigravenh hagraven
Hagraven trecircn theacutep hai lớp (clad steel) hagraven đắp (overlay) seal weld
Caacutec phƣơng phaacutep hagraven truyền thống coacute đaacutep ứng đƣợc yecircu cầu
Coacute hầu hết caacutec phƣơng phaacutep hagraven hồ quang đƣợc triển khai trong nƣớc (GTAW GMAW FCAW SAW) đều coacute thể đaacutep ứng đƣợc
Khocircng đối với một số hạng mục vật liệu cần caacutec phƣơng phaacutep hagraven cải tiến chƣa triển khai trong nƣớc (nhƣ ldquoA-TIGrdquo Narrow-gap SAW Orbital TIG Tandem GMAW Hybrid Laser -GMA ) hoặc caacutec phƣơng tiện hỗ trợ nhƣ Orbital GTA GMA robot FCA
Slide 21
Slide 22 MINH HỌA VỀ CAacuteC PHƢƠNG PHAacutePNarrow-gap SAW
Orbital TIG Orbital Tube to sheet
Tandem GMAW Hybrid Laser - GMA - Aacutep dụng
Hagraven ma saacutet xoaacuteyHagraven Plasma
Vấn đề khocircng chỉ lagrave phƣơng phaacutep
Tồn tại lớn nhất vẫn lagrave nguồn nhacircn lực coacute kiến thức kỹ năng vagrave kinh nghiệm đối với caacutec yecircu cầu phƣơng phaacutep hagraven sẽ đƣợc aacutep dụng trong chế tạo caacutec chi tiết vagrave thi cocircng lắp đặt
Vấn đề ldquochứng nhận cocircng nghệ thợ hagravenrdquo để đƣợc tham gia vagraveo dự aacuten
Vấn đề nhacircn lực đầu vagraveo để đagraveo tạo vagrave tham gia ldquoon job trainingrdquo
Saacutech lƣợc vagrave giải phaacutep bao gồm
ndash Nacircng cao kiến thức về cocircng nghệ hagraven cho đội ngủ giaacuteo viecircn dạy nghề ở caacutec trƣờng trung tacircm đagraveo tạo nghề
Slide 23
Slide 24
Qui trigravenh hagraven amp Saacutet hạch thợ hagraven
Đaacutep ứng caacutec yecircu cầu
ASME IX vẫn lagrave hƣớng dẫn cơ bản đối với việc chứng nhận qui trigravenh amp saacutet hạch thợ hagraven
vagrave NB 4000 - ASME III chỉ ra caacutec yecircu cầu cụ thể về kiểm soaacutet vật liệu tiecircu chiacute đaacutenh giaacute phạm vi aacutep dụng thữ nghiệm kiểm chứng
Ngoagravei ra cần aacutep dụng thecircm NCR 10CFRip55050 ip5100 khi thiết lập qui trigravenh kiểm soaacutet giaacutem saacutet
COcircNG NGHỆ THI COcircNG
19
Slide 25
Slide 26
Cocircng nghệ mới
tiếp
Slide 27
Slide 28
tiếp
Slide 29
Slide 30
Hagraven theacutep cốt pha HY80 vagraveo theacutep tấm (hoặc stainless steel)
Lắp dựng block
Slide 31
Slide 32 Cocircng trƣờng xacircy dựng
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn điển higravenhMột số caacutec higravenh ảnh cocircng trƣờng xacircy dựng
XIN CẢM ƠN
II1 THAM LUẬN 6 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Hagrave Nội 22052015
20
Slide 1
Slide 2 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA
NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG
ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Trung tacircm Đaacutenh giaacute khocircng phaacute hủy (NDE)
Hagrave Nội 22052015
NỘI DUNG
bull Phƣơng phaacutep mới kiểm tra khuyết tật trong
nhagrave maacutey nhiệt điện aacutep dụng đƣợc cho điện hạt
nhacircn
bull Xử liacute để dự đoaacuten sự phaacutet triển khuyết tật
bull Đagraveo tạo nghiecircn cứu để Đaacutenh giaacute tuổi thọ cograven
lại của nhagrave maacutey nhiệt điện coacute thể aacutep dụng cho
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 3
Slide 4
CRACKSIZERreg ndash NDT TIEcircN TIẾN
bull Hiện đang coacute một số phƣơng phaacutep
NDT kiểm tra chất lƣợng vật liệu
bull CrackSizerreg ndash aacutep dụng điện từ
trƣờng để phaacutet hiện vagrave xaacutec định
khuyết tật bề mặt
bull Kĩ thuật ACFM (Alternating Current
Field Measurement)
bull Nguyecircn lyacute ACFM
bull CrackSizerreg coacute thể xaacutec định độ sacircu
khuyết tật cung cấp thocircng tin cần
thiết cho pheacutep theo dotildei đảm bảo tiếp
tục vận hagravenh nagraveh maacutey điện an toagraven
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTĐaacutenh giaacute phaacutet triển khuyết tật
bull Khi phaacutet hiện khuyết tật dẫn đến nguy cơ mất an khi vận hagravenh
bull Nguời vận hagravenh quản lyacute mong muốn khắc phục sự cố ngay
bull Dugraveng cơ học phaacute hủy tiến hagravenh ETHGPT khuyết tật trong chi tiết
bull DTA (Defect Tolerance Assessment) ndash cho pheacutep đƣa ra caacutec
thocircng tin chi tiết về kiacutech thuớc khuyết tật nguy hiểm vagrave chu kỳ
kiểm tra đảm bảo thiết bị vận hagravenh an toagraven
bull Dựa vagraveo một số tiecircu chuẩn ETHGTT ASNZS 37882006
BS79102005 British Energy EDF R5-R6 vagrave API 579ASME
FFS-1 HRLT đatilde tiacutenh toaacuten vagrave đaacutenh giaacute sự phaacutet triển khuyết tật
trong caacutec chi tiết khaacutec nhau của nhagrave maacutey nhiệt điện
Slide 5
Slide 6
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật trong nhagrave maacutey nhiệt điện
1 Governor Valve Seat Cracking
2 Control amp stop valve DTA
3 HPIP outer turbine casing cracking
4 Cracking in MS bifurcation and HP bypass line welds
5 Steam receiver cracking
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật nhagrave maacutey nhiệt điện
6 To assist Hydro Test to avoid Brittle failure
7 Upper steam drum FW inlet nozzle
8 HP heater weld cracking
9 ID fan impeller cracking
10 HP turbine cracking
11 LP rotor
Slide 7
Slide 8
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
Mục điacutech việc ETHGTT
bull Tiết kiệm bảo hagravenh vagrave sửa chữa thiết bị
bull ETHaacutenh giaacute ảnh hƣởng caacutec quy trigravenh vận hagravenh nhagrave maacutey linh hoạt hơn
bull Phục vụ chƣơng trigravenh kiểm tra định kỳ dựa trecircn rủi ro (RBI)
bull Phaacutet triển kế hoạch quản lyacute an toagraven thiết bị
bull Xacircy dựng database cho hệ thống quản lyacute nhagrave maacutey
bull Xaacutec định tigravenh trạng thiết bị vagrave đaacutenh giaacute phiacute tổn khi nhagrave maacutey lagravem việc
ở chế độ vận hagravenh chu kỳ (cyclic operations)
bull ETHaacutenh giaacute baacuteo caacuteo tuổi thọ thiết bị từ nhagrave cung cấp thiết bị (OEM)
bull Keacuteo dagravei tuổi thọ thiết bị so với thiết kế ban đầu
bull Phục vụ caacutec mục điacutech thƣơng mại khaacutec khi đaacutenh giaacute tuổi thọ nhagrave maacutey
cho ngƣời chủ hay dự định chủ sở hữu
Slide 9 ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
bull Từ những kết quả cụ thể magrave HRL đatilde lagravem đƣợc NDE sẽ nghiecircn cứu
aacutep dụng để đaacutenh giaacute hoạt động của caacutec nhagrave maacutey điện tại Việt nam
bull Nghiecircn cứu ACFM va DTA thocircng qua caacutec tiecircu chuẩn liecircn quan
BS7910 amp R5-R6
bull Học ANSYS để giải bagravei toaacuten Fracture Mechanics truyền nhiệt tuyến
tiacutenh cho mocirc higravenh 2D amp 3D vagrave phacircn tiacutech chuyển tiếp bằng phƣơng
phaacutep FEA Sử dụng thagravenh thạo caacutec phần mềm chuyecircn mocircn
bull Tiacutenh toaacuten đƣợc ứng suất biến dạng trong chi tiết hiện tƣợng mỏi vagrave
ratildeo nhiệt lập đƣợc bảng dữ liệu về vật liệu
bull Tiếp tục cập nhật kiến thức về FEA amp DTA qua đagraveo tạo vagrave triển khai
thực tế trong đaacutenh giaacute nhagrave maacutey nhiệt điện hƣớng đến điện hạt nhacircn
21
II1 THAM LUẬN 7 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS
THROUGH MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
Hagrave Nội 22052015 Slide 1
Slide 2 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS THROUGH
MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
22052015 at Ha Noi
CONTENTS
1 The goal of MSC
2 The current situation in preparing of HRD
3 Some typical results in the period of 2009-
2013
4 The action plan up to 2020 and
Slide 3
Slide 4
Some brief related infomation
bull Until 2008 There
are approximately
20 thermal power
plants with a total
capacity of 6500
MW that provide
more than 50 of
the total annual
electricity production
in the country
bull Up to now (2014)
There are 32
thermal power
plants in Vietnam
operating with
power of 14408
MW
A plan of
development of NPP
has also been set by
Vietnamese
Government in the
near future with the
first two units of 2000
MW power
wwwndecomvn
NDT NDT NDT
CENTER FOR NDE
Vinatom
INST CNT HCM NEAD Co
Part 1 The goal of MSC 26th August 2008
(in the periods from 1985 to 2008)
ToRs
1 Maintain amp development of NDT amp
Radiation Safety Activities of
Vinatom
2 Carry out RampD activities in Advanced
NDT Techniques
3 Preparation of NDT resourses for the
first NPP in Vietnam
Slide 5
Slide 6
wwwndecomvn
Center for NDE
Material Science
Complex (MSC)
1 NDT (UT RT PT MT
ET VT)
NDT training
2 Elemental amp Structural
Analysis
3 Mechanical Testing
(bend strain press
impact fatiguehellip)
3 Equipment
(maintenance calib
manufacturehellip)
------------------------------------
1 4662 Staffs
2Infrastructure Equipment
Systems
1 NDT (UT RT PT MT ET VT Leak
Testing Hydrotesthellip) for RR amp NPP
NDT training for NPP in Vietnam
2 Material Properties (Elemental and
Structural Analysis Mechanical
Test hellip)
3 Weld Quality Assurance (including
welder qualify mechanical
workshop)
4 Water Chemistry amp Corrosion
5 Material Failure Analysis
-----------------------------------------------------------
1 90120 Staffs
2 Infrastructure and Equipment
Systems
Research
Reactor
Nuclear Power
Plant
(2014)
(2018-2020)
The Gaps
to fulfill
Part 1 The goal of MSC
wwwndecomvn
Part 2 The current situation in preparing of HRD
1 Personnels
- Number of Staffs 58
- Number of NDT experts amp technicians 40
RT level 3 09 UT level 3 07MT level 3 02PT level 3 03CRDIR 08
Technical advisors 06
Slide 7
Slide 8
wwwndecomvn
bull ISOIEC - 17025 2005 (NDT amp calibverification of NDT Equip)bull ISO 9001 2008bull ASNT-SNT-TC -1A ISO 9712 and 17024 for NDT training and
certification
2 QMS
Part 3 Some typical results in the period of
2009-2013
The activities of NDEbull Human Resourse Training in the fields of NDT amp Radiation
Safety
bull RampD the advanced NDT techniques
bull Conducting the tests of RT UT MT PT ET VT
bull Elemental and Structural Analysis
bull NDT in Construction
bull Mechanical testing (bend strain press impact fatiguehellip)
bull Residual Stress Monitoring by Electro-Magnetics method
bull Domestic manufacturing some NDT equipments
bull Caliberationverification of NDT Equipments
bull Services of Radiation Safety in the fields of Industry and
Health
bull Conducting Projects in the frame work of cooperation with
IAEA in the field of industrial NDT
22
Slide 9
Slide 10
wwwndecomvn
1 Training
TRAINING
Inspection Organizations
Oil and gas
Shipbuilding
Hydroelectric
Alpha
Apave
PhatecoInd
ustr
y
Vietsov PetrolThermoelectric
Pro
fessio
nal
ND
T c
om
pan
ies
NDT Companies in Viet Nam amp NDT Training Courses conducted by NDE
( about 60 Cop 2000 NDT persons) (in the period of 2009-2013)
Slide 11
Slide 12
wwwndecomvn
Advanced NDT CR advance ET Phasor XS Stress Monitorhellip
2 NDT Services
PHASOR XS
wwwndecomvn
Conventional NDT
bull Radiographic Testing- RT
bull Ultrasonic Testing- UT
bull Liquid Penetrant Testing- PT
bull Magnetic Testing- MT
bull Eddy Current Testing- ET
bull Ultrasonic Testing Thickness of Material- UTM
bull Positive Material Identification- PMI
bull Ultrasonic Testing Density of Concrete Reinforced
Concrete
bull Ultrasonic Testing Bored piles
bull Analysis composition of materialshellip
NDT Services
Slide 13
Slide 14
wwwndecomvn
NDT Services - Typical Projects
NDT service projects in the period of 2009-2013
wwwndecomvn
3 R amp D (some typical projects)
X-ray Machine in industrial radiography
Slide 15
Slide 16
Research amp Manufacture of Fluoresent RT Equipment
bull The Project was supported by IAEA on ldquoOptimization of DigitalRadiography (DIR) Techniques for Specific Applicationrdquo program(code 333-F2-RC 10611) included 13 countries (Algeria ArgentinaBrazil Canadahellip) finished in 2010 but not Viet Nam
bull This system is focused on cheaper portable and applies digitaltechnology
bull Our assignments Make and apply the same systems in Viet Nam
Project on Research Design and Manufacture of
Moisture and Density of SoilConcrete
Slide 17
Slide 18
4Some inspection activities co-ordinated with VARANS
1738
wwwndecomvn
5 International Cooperation
Projects in Cooperation with IAEA
(2005-2015)
1 Finished Projects
1 RAS 8100 (2005-2006)
2 RAS 8105 (2007-2008)
3 RAS 8110 (2009-2011)
4 VIE 8020 (2009-2011) CR amp ECT
2 Running Projects
1 RAS 1013 (2012-2014)
2 VIE 1009 (2014-2015)
3 RAS 2012009 ndash ldquoCapacity building in applications of advanced
NDE technologies for enhencing industrial
productivityrdquo (August 2014 -)
23
Slide 19
Slide 20
wwwndecomvn
Mitsubishi Heavy Industries LTD Japan
14122012
Mitsubishi presented
NDT for NPP in Japan
06032013
Mitsubishi presented
1Material Inspection during Manufacture
2 Inspection during Manufacture in shop
3 Introduction of latest NDI techniques
4 Nuclear Specific Product Control
wwwndecomvn
The 2nd VietnamJapan ResearchHRD Forum on Nuclear
technology
June 5-6 2014 in Hanoi Vietnum
There are 22 presentations focused on
1NDT for NPP in Japan
2Nuclear Materials
3Development of materials for reactor internals and
piping in light water reactors
4hellip
5The Approach to Effective Nuclear Power Plant Ageing Management (Prof Masahide SUZUKI
Nagaoka University of TechnologyDepartment of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
6THE DEPOSTION AND REACTIONS BETWEEN CESIUM
POLYMOLYBDATES ON STAINLESS STEEL AT HIGH TEMPERATURES
(DO Thi Mai Dung(1) SUPAMARD Sujatanond(1) OGAWA Toru(1)
Nagaoka University of Technology
Department of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
Slide 21
Slide 22
Part 4 The action plan up to 2020 -
The Main Tasks of MSC
ToRs of MSC is technical support to
1 Research Reactor (RR) Nuclear Power Plant (NPP)
2 RampD activities in the field of examination inspection and evaluation of
materialswelds of RRNPP
The main activities of MSC will be
bull 1 NDT (PSIISI) for NPP
bull 2 Weld Quality Assurance
bull 2 Materials Characterisation
bull 3 Research the influence of Tempreture Pressure and Radiation on Materials
Degradation in RR amp NPP
bull 4 Materials Aging and Life time management of NPP
bull 5 Research corrosion and failure Analysis
bull 6 Others (NDT codes and standards personnel qualification and certification
inspection qualificationhellip)
The master plan for MSC (2015-2020)
1 HRD
58(2014)
05 priority research groups towards to 05 lab
2 Equipment for 05 Laboratories
3 Facilities
4 Finance
5 Related others
90(2020)
Slide 23
Slide 24
The Challenges for material scientists in Vietnam
The first NPP will be built in VN
Lack of fundamental knowledge of structural materials
using for LWR
Understanding the behavior of
materials in NPP remains a big
challenges of materials scientists in
Vietnam
The Challenges for material scientists in Vietnam
To cover the materials issued that arise in LWR reactor materials our
experts must understand fundamental knowledge of materials such as
Thermodynamics
Atomic transport in solids
Crystallography defects
Phase transportations
Corrosion
Mechanical behavior and radiation damage
The degration processes that occur
in service itrsquos needed to focused
on the nuclear fuelampcladding the
pressure vessel the reactor
internals and the other parts of the
nuclear supply systems
Slide 25
wwwndecomvn
THANK YOU FOR
YOUR ATTENTION
19
Slide 25
Slide 26
Cocircng nghệ mới
tiếp
Slide 27
Slide 28
tiếp
Slide 29
Slide 30
Hagraven theacutep cốt pha HY80 vagraveo theacutep tấm (hoặc stainless steel)
Lắp dựng block
Slide 31
Slide 32 Cocircng trƣờng xacircy dựng
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn điển higravenhMột số caacutec higravenh ảnh cocircng trƣờng xacircy dựng
XIN CẢM ƠN
II1 THAM LUẬN 6 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Hagrave Nội 22052015
20
Slide 1
Slide 2 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA
NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG
ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Trung tacircm Đaacutenh giaacute khocircng phaacute hủy (NDE)
Hagrave Nội 22052015
NỘI DUNG
bull Phƣơng phaacutep mới kiểm tra khuyết tật trong
nhagrave maacutey nhiệt điện aacutep dụng đƣợc cho điện hạt
nhacircn
bull Xử liacute để dự đoaacuten sự phaacutet triển khuyết tật
bull Đagraveo tạo nghiecircn cứu để Đaacutenh giaacute tuổi thọ cograven
lại của nhagrave maacutey nhiệt điện coacute thể aacutep dụng cho
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 3
Slide 4
CRACKSIZERreg ndash NDT TIEcircN TIẾN
bull Hiện đang coacute một số phƣơng phaacutep
NDT kiểm tra chất lƣợng vật liệu
bull CrackSizerreg ndash aacutep dụng điện từ
trƣờng để phaacutet hiện vagrave xaacutec định
khuyết tật bề mặt
bull Kĩ thuật ACFM (Alternating Current
Field Measurement)
bull Nguyecircn lyacute ACFM
bull CrackSizerreg coacute thể xaacutec định độ sacircu
khuyết tật cung cấp thocircng tin cần
thiết cho pheacutep theo dotildei đảm bảo tiếp
tục vận hagravenh nagraveh maacutey điện an toagraven
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTĐaacutenh giaacute phaacutet triển khuyết tật
bull Khi phaacutet hiện khuyết tật dẫn đến nguy cơ mất an khi vận hagravenh
bull Nguời vận hagravenh quản lyacute mong muốn khắc phục sự cố ngay
bull Dugraveng cơ học phaacute hủy tiến hagravenh ETHGPT khuyết tật trong chi tiết
bull DTA (Defect Tolerance Assessment) ndash cho pheacutep đƣa ra caacutec
thocircng tin chi tiết về kiacutech thuớc khuyết tật nguy hiểm vagrave chu kỳ
kiểm tra đảm bảo thiết bị vận hagravenh an toagraven
bull Dựa vagraveo một số tiecircu chuẩn ETHGTT ASNZS 37882006
BS79102005 British Energy EDF R5-R6 vagrave API 579ASME
FFS-1 HRLT đatilde tiacutenh toaacuten vagrave đaacutenh giaacute sự phaacutet triển khuyết tật
trong caacutec chi tiết khaacutec nhau của nhagrave maacutey nhiệt điện
Slide 5
Slide 6
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật trong nhagrave maacutey nhiệt điện
1 Governor Valve Seat Cracking
2 Control amp stop valve DTA
3 HPIP outer turbine casing cracking
4 Cracking in MS bifurcation and HP bypass line welds
5 Steam receiver cracking
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật nhagrave maacutey nhiệt điện
6 To assist Hydro Test to avoid Brittle failure
7 Upper steam drum FW inlet nozzle
8 HP heater weld cracking
9 ID fan impeller cracking
10 HP turbine cracking
11 LP rotor
Slide 7
Slide 8
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
Mục điacutech việc ETHGTT
bull Tiết kiệm bảo hagravenh vagrave sửa chữa thiết bị
bull ETHaacutenh giaacute ảnh hƣởng caacutec quy trigravenh vận hagravenh nhagrave maacutey linh hoạt hơn
bull Phục vụ chƣơng trigravenh kiểm tra định kỳ dựa trecircn rủi ro (RBI)
bull Phaacutet triển kế hoạch quản lyacute an toagraven thiết bị
bull Xacircy dựng database cho hệ thống quản lyacute nhagrave maacutey
bull Xaacutec định tigravenh trạng thiết bị vagrave đaacutenh giaacute phiacute tổn khi nhagrave maacutey lagravem việc
ở chế độ vận hagravenh chu kỳ (cyclic operations)
bull ETHaacutenh giaacute baacuteo caacuteo tuổi thọ thiết bị từ nhagrave cung cấp thiết bị (OEM)
bull Keacuteo dagravei tuổi thọ thiết bị so với thiết kế ban đầu
bull Phục vụ caacutec mục điacutech thƣơng mại khaacutec khi đaacutenh giaacute tuổi thọ nhagrave maacutey
cho ngƣời chủ hay dự định chủ sở hữu
Slide 9 ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
bull Từ những kết quả cụ thể magrave HRL đatilde lagravem đƣợc NDE sẽ nghiecircn cứu
aacutep dụng để đaacutenh giaacute hoạt động của caacutec nhagrave maacutey điện tại Việt nam
bull Nghiecircn cứu ACFM va DTA thocircng qua caacutec tiecircu chuẩn liecircn quan
BS7910 amp R5-R6
bull Học ANSYS để giải bagravei toaacuten Fracture Mechanics truyền nhiệt tuyến
tiacutenh cho mocirc higravenh 2D amp 3D vagrave phacircn tiacutech chuyển tiếp bằng phƣơng
phaacutep FEA Sử dụng thagravenh thạo caacutec phần mềm chuyecircn mocircn
bull Tiacutenh toaacuten đƣợc ứng suất biến dạng trong chi tiết hiện tƣợng mỏi vagrave
ratildeo nhiệt lập đƣợc bảng dữ liệu về vật liệu
bull Tiếp tục cập nhật kiến thức về FEA amp DTA qua đagraveo tạo vagrave triển khai
thực tế trong đaacutenh giaacute nhagrave maacutey nhiệt điện hƣớng đến điện hạt nhacircn
21
II1 THAM LUẬN 7 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS
THROUGH MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
Hagrave Nội 22052015 Slide 1
Slide 2 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS THROUGH
MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
22052015 at Ha Noi
CONTENTS
1 The goal of MSC
2 The current situation in preparing of HRD
3 Some typical results in the period of 2009-
2013
4 The action plan up to 2020 and
Slide 3
Slide 4
Some brief related infomation
bull Until 2008 There
are approximately
20 thermal power
plants with a total
capacity of 6500
MW that provide
more than 50 of
the total annual
electricity production
in the country
bull Up to now (2014)
There are 32
thermal power
plants in Vietnam
operating with
power of 14408
MW
A plan of
development of NPP
has also been set by
Vietnamese
Government in the
near future with the
first two units of 2000
MW power
wwwndecomvn
NDT NDT NDT
CENTER FOR NDE
Vinatom
INST CNT HCM NEAD Co
Part 1 The goal of MSC 26th August 2008
(in the periods from 1985 to 2008)
ToRs
1 Maintain amp development of NDT amp
Radiation Safety Activities of
Vinatom
2 Carry out RampD activities in Advanced
NDT Techniques
3 Preparation of NDT resourses for the
first NPP in Vietnam
Slide 5
Slide 6
wwwndecomvn
Center for NDE
Material Science
Complex (MSC)
1 NDT (UT RT PT MT
ET VT)
NDT training
2 Elemental amp Structural
Analysis
3 Mechanical Testing
(bend strain press
impact fatiguehellip)
3 Equipment
(maintenance calib
manufacturehellip)
------------------------------------
1 4662 Staffs
2Infrastructure Equipment
Systems
1 NDT (UT RT PT MT ET VT Leak
Testing Hydrotesthellip) for RR amp NPP
NDT training for NPP in Vietnam
2 Material Properties (Elemental and
Structural Analysis Mechanical
Test hellip)
3 Weld Quality Assurance (including
welder qualify mechanical
workshop)
4 Water Chemistry amp Corrosion
5 Material Failure Analysis
-----------------------------------------------------------
1 90120 Staffs
2 Infrastructure and Equipment
Systems
Research
Reactor
Nuclear Power
Plant
(2014)
(2018-2020)
The Gaps
to fulfill
Part 1 The goal of MSC
wwwndecomvn
Part 2 The current situation in preparing of HRD
1 Personnels
- Number of Staffs 58
- Number of NDT experts amp technicians 40
RT level 3 09 UT level 3 07MT level 3 02PT level 3 03CRDIR 08
Technical advisors 06
Slide 7
Slide 8
wwwndecomvn
bull ISOIEC - 17025 2005 (NDT amp calibverification of NDT Equip)bull ISO 9001 2008bull ASNT-SNT-TC -1A ISO 9712 and 17024 for NDT training and
certification
2 QMS
Part 3 Some typical results in the period of
2009-2013
The activities of NDEbull Human Resourse Training in the fields of NDT amp Radiation
Safety
bull RampD the advanced NDT techniques
bull Conducting the tests of RT UT MT PT ET VT
bull Elemental and Structural Analysis
bull NDT in Construction
bull Mechanical testing (bend strain press impact fatiguehellip)
bull Residual Stress Monitoring by Electro-Magnetics method
bull Domestic manufacturing some NDT equipments
bull Caliberationverification of NDT Equipments
bull Services of Radiation Safety in the fields of Industry and
Health
bull Conducting Projects in the frame work of cooperation with
IAEA in the field of industrial NDT
22
Slide 9
Slide 10
wwwndecomvn
1 Training
TRAINING
Inspection Organizations
Oil and gas
Shipbuilding
Hydroelectric
Alpha
Apave
PhatecoInd
ustr
y
Vietsov PetrolThermoelectric
Pro
fessio
nal
ND
T c
om
pan
ies
NDT Companies in Viet Nam amp NDT Training Courses conducted by NDE
( about 60 Cop 2000 NDT persons) (in the period of 2009-2013)
Slide 11
Slide 12
wwwndecomvn
Advanced NDT CR advance ET Phasor XS Stress Monitorhellip
2 NDT Services
PHASOR XS
wwwndecomvn
Conventional NDT
bull Radiographic Testing- RT
bull Ultrasonic Testing- UT
bull Liquid Penetrant Testing- PT
bull Magnetic Testing- MT
bull Eddy Current Testing- ET
bull Ultrasonic Testing Thickness of Material- UTM
bull Positive Material Identification- PMI
bull Ultrasonic Testing Density of Concrete Reinforced
Concrete
bull Ultrasonic Testing Bored piles
bull Analysis composition of materialshellip
NDT Services
Slide 13
Slide 14
wwwndecomvn
NDT Services - Typical Projects
NDT service projects in the period of 2009-2013
wwwndecomvn
3 R amp D (some typical projects)
X-ray Machine in industrial radiography
Slide 15
Slide 16
Research amp Manufacture of Fluoresent RT Equipment
bull The Project was supported by IAEA on ldquoOptimization of DigitalRadiography (DIR) Techniques for Specific Applicationrdquo program(code 333-F2-RC 10611) included 13 countries (Algeria ArgentinaBrazil Canadahellip) finished in 2010 but not Viet Nam
bull This system is focused on cheaper portable and applies digitaltechnology
bull Our assignments Make and apply the same systems in Viet Nam
Project on Research Design and Manufacture of
Moisture and Density of SoilConcrete
Slide 17
Slide 18
4Some inspection activities co-ordinated with VARANS
1738
wwwndecomvn
5 International Cooperation
Projects in Cooperation with IAEA
(2005-2015)
1 Finished Projects
1 RAS 8100 (2005-2006)
2 RAS 8105 (2007-2008)
3 RAS 8110 (2009-2011)
4 VIE 8020 (2009-2011) CR amp ECT
2 Running Projects
1 RAS 1013 (2012-2014)
2 VIE 1009 (2014-2015)
3 RAS 2012009 ndash ldquoCapacity building in applications of advanced
NDE technologies for enhencing industrial
productivityrdquo (August 2014 -)
23
Slide 19
Slide 20
wwwndecomvn
Mitsubishi Heavy Industries LTD Japan
14122012
Mitsubishi presented
NDT for NPP in Japan
06032013
Mitsubishi presented
1Material Inspection during Manufacture
2 Inspection during Manufacture in shop
3 Introduction of latest NDI techniques
4 Nuclear Specific Product Control
wwwndecomvn
The 2nd VietnamJapan ResearchHRD Forum on Nuclear
technology
June 5-6 2014 in Hanoi Vietnum
There are 22 presentations focused on
1NDT for NPP in Japan
2Nuclear Materials
3Development of materials for reactor internals and
piping in light water reactors
4hellip
5The Approach to Effective Nuclear Power Plant Ageing Management (Prof Masahide SUZUKI
Nagaoka University of TechnologyDepartment of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
6THE DEPOSTION AND REACTIONS BETWEEN CESIUM
POLYMOLYBDATES ON STAINLESS STEEL AT HIGH TEMPERATURES
(DO Thi Mai Dung(1) SUPAMARD Sujatanond(1) OGAWA Toru(1)
Nagaoka University of Technology
Department of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
Slide 21
Slide 22
Part 4 The action plan up to 2020 -
The Main Tasks of MSC
ToRs of MSC is technical support to
1 Research Reactor (RR) Nuclear Power Plant (NPP)
2 RampD activities in the field of examination inspection and evaluation of
materialswelds of RRNPP
The main activities of MSC will be
bull 1 NDT (PSIISI) for NPP
bull 2 Weld Quality Assurance
bull 2 Materials Characterisation
bull 3 Research the influence of Tempreture Pressure and Radiation on Materials
Degradation in RR amp NPP
bull 4 Materials Aging and Life time management of NPP
bull 5 Research corrosion and failure Analysis
bull 6 Others (NDT codes and standards personnel qualification and certification
inspection qualificationhellip)
The master plan for MSC (2015-2020)
1 HRD
58(2014)
05 priority research groups towards to 05 lab
2 Equipment for 05 Laboratories
3 Facilities
4 Finance
5 Related others
90(2020)
Slide 23
Slide 24
The Challenges for material scientists in Vietnam
The first NPP will be built in VN
Lack of fundamental knowledge of structural materials
using for LWR
Understanding the behavior of
materials in NPP remains a big
challenges of materials scientists in
Vietnam
The Challenges for material scientists in Vietnam
To cover the materials issued that arise in LWR reactor materials our
experts must understand fundamental knowledge of materials such as
Thermodynamics
Atomic transport in solids
Crystallography defects
Phase transportations
Corrosion
Mechanical behavior and radiation damage
The degration processes that occur
in service itrsquos needed to focused
on the nuclear fuelampcladding the
pressure vessel the reactor
internals and the other parts of the
nuclear supply systems
Slide 25
wwwndecomvn
THANK YOU FOR
YOUR ATTENTION
20
Slide 1
Slide 2 ETHAacuteNH GIAacute HOẠT ĐỘNG CỦA
NHAgrave MAacuteY NHIỆT ĐIỆN HƢỚNG
ĐẾN NHAgrave MAacuteY ĐIỆN HẠT NHAcircN
TS Nguyễn Đức Thắng
Trung tacircm Đaacutenh giaacute khocircng phaacute hủy (NDE)
Hagrave Nội 22052015
NỘI DUNG
bull Phƣơng phaacutep mới kiểm tra khuyết tật trong
nhagrave maacutey nhiệt điện aacutep dụng đƣợc cho điện hạt
nhacircn
bull Xử liacute để dự đoaacuten sự phaacutet triển khuyết tật
bull Đagraveo tạo nghiecircn cứu để Đaacutenh giaacute tuổi thọ cograven
lại của nhagrave maacutey nhiệt điện coacute thể aacutep dụng cho
nhagrave maacutey điện hạt nhacircn
Slide 3
Slide 4
CRACKSIZERreg ndash NDT TIEcircN TIẾN
bull Hiện đang coacute một số phƣơng phaacutep
NDT kiểm tra chất lƣợng vật liệu
bull CrackSizerreg ndash aacutep dụng điện từ
trƣờng để phaacutet hiện vagrave xaacutec định
khuyết tật bề mặt
bull Kĩ thuật ACFM (Alternating Current
Field Measurement)
bull Nguyecircn lyacute ACFM
bull CrackSizerreg coacute thể xaacutec định độ sacircu
khuyết tật cung cấp thocircng tin cần
thiết cho pheacutep theo dotildei đảm bảo tiếp
tục vận hagravenh nagraveh maacutey điện an toagraven
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTĐaacutenh giaacute phaacutet triển khuyết tật
bull Khi phaacutet hiện khuyết tật dẫn đến nguy cơ mất an khi vận hagravenh
bull Nguời vận hagravenh quản lyacute mong muốn khắc phục sự cố ngay
bull Dugraveng cơ học phaacute hủy tiến hagravenh ETHGPT khuyết tật trong chi tiết
bull DTA (Defect Tolerance Assessment) ndash cho pheacutep đƣa ra caacutec
thocircng tin chi tiết về kiacutech thuớc khuyết tật nguy hiểm vagrave chu kỳ
kiểm tra đảm bảo thiết bị vận hagravenh an toagraven
bull Dựa vagraveo một số tiecircu chuẩn ETHGTT ASNZS 37882006
BS79102005 British Energy EDF R5-R6 vagrave API 579ASME
FFS-1 HRLT đatilde tiacutenh toaacuten vagrave đaacutenh giaacute sự phaacutet triển khuyết tật
trong caacutec chi tiết khaacutec nhau của nhagrave maacutey nhiệt điện
Slide 5
Slide 6
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật trong nhagrave maacutey nhiệt điện
1 Governor Valve Seat Cracking
2 Control amp stop valve DTA
3 HPIP outer turbine casing cracking
4 Cracking in MS bifurcation and HP bypass line welds
5 Steam receiver cracking
ĐGPT KHUYẾT TẬT
TRONG CHI TIẾTViacute dụ thực tế ETHGPT khuyết tật nhagrave maacutey nhiệt điện
6 To assist Hydro Test to avoid Brittle failure
7 Upper steam drum FW inlet nozzle
8 HP heater weld cracking
9 ID fan impeller cracking
10 HP turbine cracking
11 LP rotor
Slide 7
Slide 8
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
Mục điacutech việc ETHGTT
bull Tiết kiệm bảo hagravenh vagrave sửa chữa thiết bị
bull ETHaacutenh giaacute ảnh hƣởng caacutec quy trigravenh vận hagravenh nhagrave maacutey linh hoạt hơn
bull Phục vụ chƣơng trigravenh kiểm tra định kỳ dựa trecircn rủi ro (RBI)
bull Phaacutet triển kế hoạch quản lyacute an toagraven thiết bị
bull Xacircy dựng database cho hệ thống quản lyacute nhagrave maacutey
bull Xaacutec định tigravenh trạng thiết bị vagrave đaacutenh giaacute phiacute tổn khi nhagrave maacutey lagravem việc
ở chế độ vận hagravenh chu kỳ (cyclic operations)
bull ETHaacutenh giaacute baacuteo caacuteo tuổi thọ thiết bị từ nhagrave cung cấp thiết bị (OEM)
bull Keacuteo dagravei tuổi thọ thiết bị so với thiết kế ban đầu
bull Phục vụ caacutec mục điacutech thƣơng mại khaacutec khi đaacutenh giaacute tuổi thọ nhagrave maacutey
cho ngƣời chủ hay dự định chủ sở hữu
Slide 9 ĐGTT NHAgrave MAacuteY ĐIỆN
bull Từ những kết quả cụ thể magrave HRL đatilde lagravem đƣợc NDE sẽ nghiecircn cứu
aacutep dụng để đaacutenh giaacute hoạt động của caacutec nhagrave maacutey điện tại Việt nam
bull Nghiecircn cứu ACFM va DTA thocircng qua caacutec tiecircu chuẩn liecircn quan
BS7910 amp R5-R6
bull Học ANSYS để giải bagravei toaacuten Fracture Mechanics truyền nhiệt tuyến
tiacutenh cho mocirc higravenh 2D amp 3D vagrave phacircn tiacutech chuyển tiếp bằng phƣơng
phaacutep FEA Sử dụng thagravenh thạo caacutec phần mềm chuyecircn mocircn
bull Tiacutenh toaacuten đƣợc ứng suất biến dạng trong chi tiết hiện tƣợng mỏi vagrave
ratildeo nhiệt lập đƣợc bảng dữ liệu về vật liệu
bull Tiếp tục cập nhật kiến thức về FEA amp DTA qua đagraveo tạo vagrave triển khai
thực tế trong đaacutenh giaacute nhagrave maacutey nhiệt điện hƣớng đến điện hạt nhacircn
21
II1 THAM LUẬN 7 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS
THROUGH MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
Hagrave Nội 22052015 Slide 1
Slide 2 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS THROUGH
MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
22052015 at Ha Noi
CONTENTS
1 The goal of MSC
2 The current situation in preparing of HRD
3 Some typical results in the period of 2009-
2013
4 The action plan up to 2020 and
Slide 3
Slide 4
Some brief related infomation
bull Until 2008 There
are approximately
20 thermal power
plants with a total
capacity of 6500
MW that provide
more than 50 of
the total annual
electricity production
in the country
bull Up to now (2014)
There are 32
thermal power
plants in Vietnam
operating with
power of 14408
MW
A plan of
development of NPP
has also been set by
Vietnamese
Government in the
near future with the
first two units of 2000
MW power
wwwndecomvn
NDT NDT NDT
CENTER FOR NDE
Vinatom
INST CNT HCM NEAD Co
Part 1 The goal of MSC 26th August 2008
(in the periods from 1985 to 2008)
ToRs
1 Maintain amp development of NDT amp
Radiation Safety Activities of
Vinatom
2 Carry out RampD activities in Advanced
NDT Techniques
3 Preparation of NDT resourses for the
first NPP in Vietnam
Slide 5
Slide 6
wwwndecomvn
Center for NDE
Material Science
Complex (MSC)
1 NDT (UT RT PT MT
ET VT)
NDT training
2 Elemental amp Structural
Analysis
3 Mechanical Testing
(bend strain press
impact fatiguehellip)
3 Equipment
(maintenance calib
manufacturehellip)
------------------------------------
1 4662 Staffs
2Infrastructure Equipment
Systems
1 NDT (UT RT PT MT ET VT Leak
Testing Hydrotesthellip) for RR amp NPP
NDT training for NPP in Vietnam
2 Material Properties (Elemental and
Structural Analysis Mechanical
Test hellip)
3 Weld Quality Assurance (including
welder qualify mechanical
workshop)
4 Water Chemistry amp Corrosion
5 Material Failure Analysis
-----------------------------------------------------------
1 90120 Staffs
2 Infrastructure and Equipment
Systems
Research
Reactor
Nuclear Power
Plant
(2014)
(2018-2020)
The Gaps
to fulfill
Part 1 The goal of MSC
wwwndecomvn
Part 2 The current situation in preparing of HRD
1 Personnels
- Number of Staffs 58
- Number of NDT experts amp technicians 40
RT level 3 09 UT level 3 07MT level 3 02PT level 3 03CRDIR 08
Technical advisors 06
Slide 7
Slide 8
wwwndecomvn
bull ISOIEC - 17025 2005 (NDT amp calibverification of NDT Equip)bull ISO 9001 2008bull ASNT-SNT-TC -1A ISO 9712 and 17024 for NDT training and
certification
2 QMS
Part 3 Some typical results in the period of
2009-2013
The activities of NDEbull Human Resourse Training in the fields of NDT amp Radiation
Safety
bull RampD the advanced NDT techniques
bull Conducting the tests of RT UT MT PT ET VT
bull Elemental and Structural Analysis
bull NDT in Construction
bull Mechanical testing (bend strain press impact fatiguehellip)
bull Residual Stress Monitoring by Electro-Magnetics method
bull Domestic manufacturing some NDT equipments
bull Caliberationverification of NDT Equipments
bull Services of Radiation Safety in the fields of Industry and
Health
bull Conducting Projects in the frame work of cooperation with
IAEA in the field of industrial NDT
22
Slide 9
Slide 10
wwwndecomvn
1 Training
TRAINING
Inspection Organizations
Oil and gas
Shipbuilding
Hydroelectric
Alpha
Apave
PhatecoInd
ustr
y
Vietsov PetrolThermoelectric
Pro
fessio
nal
ND
T c
om
pan
ies
NDT Companies in Viet Nam amp NDT Training Courses conducted by NDE
( about 60 Cop 2000 NDT persons) (in the period of 2009-2013)
Slide 11
Slide 12
wwwndecomvn
Advanced NDT CR advance ET Phasor XS Stress Monitorhellip
2 NDT Services
PHASOR XS
wwwndecomvn
Conventional NDT
bull Radiographic Testing- RT
bull Ultrasonic Testing- UT
bull Liquid Penetrant Testing- PT
bull Magnetic Testing- MT
bull Eddy Current Testing- ET
bull Ultrasonic Testing Thickness of Material- UTM
bull Positive Material Identification- PMI
bull Ultrasonic Testing Density of Concrete Reinforced
Concrete
bull Ultrasonic Testing Bored piles
bull Analysis composition of materialshellip
NDT Services
Slide 13
Slide 14
wwwndecomvn
NDT Services - Typical Projects
NDT service projects in the period of 2009-2013
wwwndecomvn
3 R amp D (some typical projects)
X-ray Machine in industrial radiography
Slide 15
Slide 16
Research amp Manufacture of Fluoresent RT Equipment
bull The Project was supported by IAEA on ldquoOptimization of DigitalRadiography (DIR) Techniques for Specific Applicationrdquo program(code 333-F2-RC 10611) included 13 countries (Algeria ArgentinaBrazil Canadahellip) finished in 2010 but not Viet Nam
bull This system is focused on cheaper portable and applies digitaltechnology
bull Our assignments Make and apply the same systems in Viet Nam
Project on Research Design and Manufacture of
Moisture and Density of SoilConcrete
Slide 17
Slide 18
4Some inspection activities co-ordinated with VARANS
1738
wwwndecomvn
5 International Cooperation
Projects in Cooperation with IAEA
(2005-2015)
1 Finished Projects
1 RAS 8100 (2005-2006)
2 RAS 8105 (2007-2008)
3 RAS 8110 (2009-2011)
4 VIE 8020 (2009-2011) CR amp ECT
2 Running Projects
1 RAS 1013 (2012-2014)
2 VIE 1009 (2014-2015)
3 RAS 2012009 ndash ldquoCapacity building in applications of advanced
NDE technologies for enhencing industrial
productivityrdquo (August 2014 -)
23
Slide 19
Slide 20
wwwndecomvn
Mitsubishi Heavy Industries LTD Japan
14122012
Mitsubishi presented
NDT for NPP in Japan
06032013
Mitsubishi presented
1Material Inspection during Manufacture
2 Inspection during Manufacture in shop
3 Introduction of latest NDI techniques
4 Nuclear Specific Product Control
wwwndecomvn
The 2nd VietnamJapan ResearchHRD Forum on Nuclear
technology
June 5-6 2014 in Hanoi Vietnum
There are 22 presentations focused on
1NDT for NPP in Japan
2Nuclear Materials
3Development of materials for reactor internals and
piping in light water reactors
4hellip
5The Approach to Effective Nuclear Power Plant Ageing Management (Prof Masahide SUZUKI
Nagaoka University of TechnologyDepartment of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
6THE DEPOSTION AND REACTIONS BETWEEN CESIUM
POLYMOLYBDATES ON STAINLESS STEEL AT HIGH TEMPERATURES
(DO Thi Mai Dung(1) SUPAMARD Sujatanond(1) OGAWA Toru(1)
Nagaoka University of Technology
Department of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
Slide 21
Slide 22
Part 4 The action plan up to 2020 -
The Main Tasks of MSC
ToRs of MSC is technical support to
1 Research Reactor (RR) Nuclear Power Plant (NPP)
2 RampD activities in the field of examination inspection and evaluation of
materialswelds of RRNPP
The main activities of MSC will be
bull 1 NDT (PSIISI) for NPP
bull 2 Weld Quality Assurance
bull 2 Materials Characterisation
bull 3 Research the influence of Tempreture Pressure and Radiation on Materials
Degradation in RR amp NPP
bull 4 Materials Aging and Life time management of NPP
bull 5 Research corrosion and failure Analysis
bull 6 Others (NDT codes and standards personnel qualification and certification
inspection qualificationhellip)
The master plan for MSC (2015-2020)
1 HRD
58(2014)
05 priority research groups towards to 05 lab
2 Equipment for 05 Laboratories
3 Facilities
4 Finance
5 Related others
90(2020)
Slide 23
Slide 24
The Challenges for material scientists in Vietnam
The first NPP will be built in VN
Lack of fundamental knowledge of structural materials
using for LWR
Understanding the behavior of
materials in NPP remains a big
challenges of materials scientists in
Vietnam
The Challenges for material scientists in Vietnam
To cover the materials issued that arise in LWR reactor materials our
experts must understand fundamental knowledge of materials such as
Thermodynamics
Atomic transport in solids
Crystallography defects
Phase transportations
Corrosion
Mechanical behavior and radiation damage
The degration processes that occur
in service itrsquos needed to focused
on the nuclear fuelampcladding the
pressure vessel the reactor
internals and the other parts of the
nuclear supply systems
Slide 25
wwwndecomvn
THANK YOU FOR
YOUR ATTENTION
21
II1 THAM LUẬN 7 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS
THROUGH MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
Hagrave Nội 22052015 Slide 1
Slide 2 INCREASING RELIABILITY OF PLANTS THROUGH
MAINTENANCE AND FAILURE INVESTIGATION
Human Resourse Development Strategic Plan
for Material Science Complex (MSC) at Vinatom
VuTien Ha
Center for NDEVinatom-Vietnam
22052015 at Ha Noi
CONTENTS
1 The goal of MSC
2 The current situation in preparing of HRD
3 Some typical results in the period of 2009-
2013
4 The action plan up to 2020 and
Slide 3
Slide 4
Some brief related infomation
bull Until 2008 There
are approximately
20 thermal power
plants with a total
capacity of 6500
MW that provide
more than 50 of
the total annual
electricity production
in the country
bull Up to now (2014)
There are 32
thermal power
plants in Vietnam
operating with
power of 14408
MW
A plan of
development of NPP
has also been set by
Vietnamese
Government in the
near future with the
first two units of 2000
MW power
wwwndecomvn
NDT NDT NDT
CENTER FOR NDE
Vinatom
INST CNT HCM NEAD Co
Part 1 The goal of MSC 26th August 2008
(in the periods from 1985 to 2008)
ToRs
1 Maintain amp development of NDT amp
Radiation Safety Activities of
Vinatom
2 Carry out RampD activities in Advanced
NDT Techniques
3 Preparation of NDT resourses for the
first NPP in Vietnam
Slide 5
Slide 6
wwwndecomvn
Center for NDE
Material Science
Complex (MSC)
1 NDT (UT RT PT MT
ET VT)
NDT training
2 Elemental amp Structural
Analysis
3 Mechanical Testing
(bend strain press
impact fatiguehellip)
3 Equipment
(maintenance calib
manufacturehellip)
------------------------------------
1 4662 Staffs
2Infrastructure Equipment
Systems
1 NDT (UT RT PT MT ET VT Leak
Testing Hydrotesthellip) for RR amp NPP
NDT training for NPP in Vietnam
2 Material Properties (Elemental and
Structural Analysis Mechanical
Test hellip)
3 Weld Quality Assurance (including
welder qualify mechanical
workshop)
4 Water Chemistry amp Corrosion
5 Material Failure Analysis
-----------------------------------------------------------
1 90120 Staffs
2 Infrastructure and Equipment
Systems
Research
Reactor
Nuclear Power
Plant
(2014)
(2018-2020)
The Gaps
to fulfill
Part 1 The goal of MSC
wwwndecomvn
Part 2 The current situation in preparing of HRD
1 Personnels
- Number of Staffs 58
- Number of NDT experts amp technicians 40
RT level 3 09 UT level 3 07MT level 3 02PT level 3 03CRDIR 08
Technical advisors 06
Slide 7
Slide 8
wwwndecomvn
bull ISOIEC - 17025 2005 (NDT amp calibverification of NDT Equip)bull ISO 9001 2008bull ASNT-SNT-TC -1A ISO 9712 and 17024 for NDT training and
certification
2 QMS
Part 3 Some typical results in the period of
2009-2013
The activities of NDEbull Human Resourse Training in the fields of NDT amp Radiation
Safety
bull RampD the advanced NDT techniques
bull Conducting the tests of RT UT MT PT ET VT
bull Elemental and Structural Analysis
bull NDT in Construction
bull Mechanical testing (bend strain press impact fatiguehellip)
bull Residual Stress Monitoring by Electro-Magnetics method
bull Domestic manufacturing some NDT equipments
bull Caliberationverification of NDT Equipments
bull Services of Radiation Safety in the fields of Industry and
Health
bull Conducting Projects in the frame work of cooperation with
IAEA in the field of industrial NDT
22
Slide 9
Slide 10
wwwndecomvn
1 Training
TRAINING
Inspection Organizations
Oil and gas
Shipbuilding
Hydroelectric
Alpha
Apave
PhatecoInd
ustr
y
Vietsov PetrolThermoelectric
Pro
fessio
nal
ND
T c
om
pan
ies
NDT Companies in Viet Nam amp NDT Training Courses conducted by NDE
( about 60 Cop 2000 NDT persons) (in the period of 2009-2013)
Slide 11
Slide 12
wwwndecomvn
Advanced NDT CR advance ET Phasor XS Stress Monitorhellip
2 NDT Services
PHASOR XS
wwwndecomvn
Conventional NDT
bull Radiographic Testing- RT
bull Ultrasonic Testing- UT
bull Liquid Penetrant Testing- PT
bull Magnetic Testing- MT
bull Eddy Current Testing- ET
bull Ultrasonic Testing Thickness of Material- UTM
bull Positive Material Identification- PMI
bull Ultrasonic Testing Density of Concrete Reinforced
Concrete
bull Ultrasonic Testing Bored piles
bull Analysis composition of materialshellip
NDT Services
Slide 13
Slide 14
wwwndecomvn
NDT Services - Typical Projects
NDT service projects in the period of 2009-2013
wwwndecomvn
3 R amp D (some typical projects)
X-ray Machine in industrial radiography
Slide 15
Slide 16
Research amp Manufacture of Fluoresent RT Equipment
bull The Project was supported by IAEA on ldquoOptimization of DigitalRadiography (DIR) Techniques for Specific Applicationrdquo program(code 333-F2-RC 10611) included 13 countries (Algeria ArgentinaBrazil Canadahellip) finished in 2010 but not Viet Nam
bull This system is focused on cheaper portable and applies digitaltechnology
bull Our assignments Make and apply the same systems in Viet Nam
Project on Research Design and Manufacture of
Moisture and Density of SoilConcrete
Slide 17
Slide 18
4Some inspection activities co-ordinated with VARANS
1738
wwwndecomvn
5 International Cooperation
Projects in Cooperation with IAEA
(2005-2015)
1 Finished Projects
1 RAS 8100 (2005-2006)
2 RAS 8105 (2007-2008)
3 RAS 8110 (2009-2011)
4 VIE 8020 (2009-2011) CR amp ECT
2 Running Projects
1 RAS 1013 (2012-2014)
2 VIE 1009 (2014-2015)
3 RAS 2012009 ndash ldquoCapacity building in applications of advanced
NDE technologies for enhencing industrial
productivityrdquo (August 2014 -)
23
Slide 19
Slide 20
wwwndecomvn
Mitsubishi Heavy Industries LTD Japan
14122012
Mitsubishi presented
NDT for NPP in Japan
06032013
Mitsubishi presented
1Material Inspection during Manufacture
2 Inspection during Manufacture in shop
3 Introduction of latest NDI techniques
4 Nuclear Specific Product Control
wwwndecomvn
The 2nd VietnamJapan ResearchHRD Forum on Nuclear
technology
June 5-6 2014 in Hanoi Vietnum
There are 22 presentations focused on
1NDT for NPP in Japan
2Nuclear Materials
3Development of materials for reactor internals and
piping in light water reactors
4hellip
5The Approach to Effective Nuclear Power Plant Ageing Management (Prof Masahide SUZUKI
Nagaoka University of TechnologyDepartment of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
6THE DEPOSTION AND REACTIONS BETWEEN CESIUM
POLYMOLYBDATES ON STAINLESS STEEL AT HIGH TEMPERATURES
(DO Thi Mai Dung(1) SUPAMARD Sujatanond(1) OGAWA Toru(1)
Nagaoka University of Technology
Department of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
Slide 21
Slide 22
Part 4 The action plan up to 2020 -
The Main Tasks of MSC
ToRs of MSC is technical support to
1 Research Reactor (RR) Nuclear Power Plant (NPP)
2 RampD activities in the field of examination inspection and evaluation of
materialswelds of RRNPP
The main activities of MSC will be
bull 1 NDT (PSIISI) for NPP
bull 2 Weld Quality Assurance
bull 2 Materials Characterisation
bull 3 Research the influence of Tempreture Pressure and Radiation on Materials
Degradation in RR amp NPP
bull 4 Materials Aging and Life time management of NPP
bull 5 Research corrosion and failure Analysis
bull 6 Others (NDT codes and standards personnel qualification and certification
inspection qualificationhellip)
The master plan for MSC (2015-2020)
1 HRD
58(2014)
05 priority research groups towards to 05 lab
2 Equipment for 05 Laboratories
3 Facilities
4 Finance
5 Related others
90(2020)
Slide 23
Slide 24
The Challenges for material scientists in Vietnam
The first NPP will be built in VN
Lack of fundamental knowledge of structural materials
using for LWR
Understanding the behavior of
materials in NPP remains a big
challenges of materials scientists in
Vietnam
The Challenges for material scientists in Vietnam
To cover the materials issued that arise in LWR reactor materials our
experts must understand fundamental knowledge of materials such as
Thermodynamics
Atomic transport in solids
Crystallography defects
Phase transportations
Corrosion
Mechanical behavior and radiation damage
The degration processes that occur
in service itrsquos needed to focused
on the nuclear fuelampcladding the
pressure vessel the reactor
internals and the other parts of the
nuclear supply systems
Slide 25
wwwndecomvn
THANK YOU FOR
YOUR ATTENTION
22
Slide 9
Slide 10
wwwndecomvn
1 Training
TRAINING
Inspection Organizations
Oil and gas
Shipbuilding
Hydroelectric
Alpha
Apave
PhatecoInd
ustr
y
Vietsov PetrolThermoelectric
Pro
fessio
nal
ND
T c
om
pan
ies
NDT Companies in Viet Nam amp NDT Training Courses conducted by NDE
( about 60 Cop 2000 NDT persons) (in the period of 2009-2013)
Slide 11
Slide 12
wwwndecomvn
Advanced NDT CR advance ET Phasor XS Stress Monitorhellip
2 NDT Services
PHASOR XS
wwwndecomvn
Conventional NDT
bull Radiographic Testing- RT
bull Ultrasonic Testing- UT
bull Liquid Penetrant Testing- PT
bull Magnetic Testing- MT
bull Eddy Current Testing- ET
bull Ultrasonic Testing Thickness of Material- UTM
bull Positive Material Identification- PMI
bull Ultrasonic Testing Density of Concrete Reinforced
Concrete
bull Ultrasonic Testing Bored piles
bull Analysis composition of materialshellip
NDT Services
Slide 13
Slide 14
wwwndecomvn
NDT Services - Typical Projects
NDT service projects in the period of 2009-2013
wwwndecomvn
3 R amp D (some typical projects)
X-ray Machine in industrial radiography
Slide 15
Slide 16
Research amp Manufacture of Fluoresent RT Equipment
bull The Project was supported by IAEA on ldquoOptimization of DigitalRadiography (DIR) Techniques for Specific Applicationrdquo program(code 333-F2-RC 10611) included 13 countries (Algeria ArgentinaBrazil Canadahellip) finished in 2010 but not Viet Nam
bull This system is focused on cheaper portable and applies digitaltechnology
bull Our assignments Make and apply the same systems in Viet Nam
Project on Research Design and Manufacture of
Moisture and Density of SoilConcrete
Slide 17
Slide 18
4Some inspection activities co-ordinated with VARANS
1738
wwwndecomvn
5 International Cooperation
Projects in Cooperation with IAEA
(2005-2015)
1 Finished Projects
1 RAS 8100 (2005-2006)
2 RAS 8105 (2007-2008)
3 RAS 8110 (2009-2011)
4 VIE 8020 (2009-2011) CR amp ECT
2 Running Projects
1 RAS 1013 (2012-2014)
2 VIE 1009 (2014-2015)
3 RAS 2012009 ndash ldquoCapacity building in applications of advanced
NDE technologies for enhencing industrial
productivityrdquo (August 2014 -)
23
Slide 19
Slide 20
wwwndecomvn
Mitsubishi Heavy Industries LTD Japan
14122012
Mitsubishi presented
NDT for NPP in Japan
06032013
Mitsubishi presented
1Material Inspection during Manufacture
2 Inspection during Manufacture in shop
3 Introduction of latest NDI techniques
4 Nuclear Specific Product Control
wwwndecomvn
The 2nd VietnamJapan ResearchHRD Forum on Nuclear
technology
June 5-6 2014 in Hanoi Vietnum
There are 22 presentations focused on
1NDT for NPP in Japan
2Nuclear Materials
3Development of materials for reactor internals and
piping in light water reactors
4hellip
5The Approach to Effective Nuclear Power Plant Ageing Management (Prof Masahide SUZUKI
Nagaoka University of TechnologyDepartment of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
6THE DEPOSTION AND REACTIONS BETWEEN CESIUM
POLYMOLYBDATES ON STAINLESS STEEL AT HIGH TEMPERATURES
(DO Thi Mai Dung(1) SUPAMARD Sujatanond(1) OGAWA Toru(1)
Nagaoka University of Technology
Department of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
Slide 21
Slide 22
Part 4 The action plan up to 2020 -
The Main Tasks of MSC
ToRs of MSC is technical support to
1 Research Reactor (RR) Nuclear Power Plant (NPP)
2 RampD activities in the field of examination inspection and evaluation of
materialswelds of RRNPP
The main activities of MSC will be
bull 1 NDT (PSIISI) for NPP
bull 2 Weld Quality Assurance
bull 2 Materials Characterisation
bull 3 Research the influence of Tempreture Pressure and Radiation on Materials
Degradation in RR amp NPP
bull 4 Materials Aging and Life time management of NPP
bull 5 Research corrosion and failure Analysis
bull 6 Others (NDT codes and standards personnel qualification and certification
inspection qualificationhellip)
The master plan for MSC (2015-2020)
1 HRD
58(2014)
05 priority research groups towards to 05 lab
2 Equipment for 05 Laboratories
3 Facilities
4 Finance
5 Related others
90(2020)
Slide 23
Slide 24
The Challenges for material scientists in Vietnam
The first NPP will be built in VN
Lack of fundamental knowledge of structural materials
using for LWR
Understanding the behavior of
materials in NPP remains a big
challenges of materials scientists in
Vietnam
The Challenges for material scientists in Vietnam
To cover the materials issued that arise in LWR reactor materials our
experts must understand fundamental knowledge of materials such as
Thermodynamics
Atomic transport in solids
Crystallography defects
Phase transportations
Corrosion
Mechanical behavior and radiation damage
The degration processes that occur
in service itrsquos needed to focused
on the nuclear fuelampcladding the
pressure vessel the reactor
internals and the other parts of the
nuclear supply systems
Slide 25
wwwndecomvn
THANK YOU FOR
YOUR ATTENTION
23
Slide 19
Slide 20
wwwndecomvn
Mitsubishi Heavy Industries LTD Japan
14122012
Mitsubishi presented
NDT for NPP in Japan
06032013
Mitsubishi presented
1Material Inspection during Manufacture
2 Inspection during Manufacture in shop
3 Introduction of latest NDI techniques
4 Nuclear Specific Product Control
wwwndecomvn
The 2nd VietnamJapan ResearchHRD Forum on Nuclear
technology
June 5-6 2014 in Hanoi Vietnum
There are 22 presentations focused on
1NDT for NPP in Japan
2Nuclear Materials
3Development of materials for reactor internals and
piping in light water reactors
4hellip
5The Approach to Effective Nuclear Power Plant Ageing Management (Prof Masahide SUZUKI
Nagaoka University of TechnologyDepartment of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
6THE DEPOSTION AND REACTIONS BETWEEN CESIUM
POLYMOLYBDATES ON STAINLESS STEEL AT HIGH TEMPERATURES
(DO Thi Mai Dung(1) SUPAMARD Sujatanond(1) OGAWA Toru(1)
Nagaoka University of Technology
Department of Nuclear System Safety (NSS) Engineering)
Slide 21
Slide 22
Part 4 The action plan up to 2020 -
The Main Tasks of MSC
ToRs of MSC is technical support to
1 Research Reactor (RR) Nuclear Power Plant (NPP)
2 RampD activities in the field of examination inspection and evaluation of
materialswelds of RRNPP
The main activities of MSC will be
bull 1 NDT (PSIISI) for NPP
bull 2 Weld Quality Assurance
bull 2 Materials Characterisation
bull 3 Research the influence of Tempreture Pressure and Radiation on Materials
Degradation in RR amp NPP
bull 4 Materials Aging and Life time management of NPP
bull 5 Research corrosion and failure Analysis
bull 6 Others (NDT codes and standards personnel qualification and certification
inspection qualificationhellip)
The master plan for MSC (2015-2020)
1 HRD
58(2014)
05 priority research groups towards to 05 lab
2 Equipment for 05 Laboratories
3 Facilities
4 Finance
5 Related others
90(2020)
Slide 23
Slide 24
The Challenges for material scientists in Vietnam
The first NPP will be built in VN
Lack of fundamental knowledge of structural materials
using for LWR
Understanding the behavior of
materials in NPP remains a big
challenges of materials scientists in
Vietnam
The Challenges for material scientists in Vietnam
To cover the materials issued that arise in LWR reactor materials our
experts must understand fundamental knowledge of materials such as
Thermodynamics
Atomic transport in solids
Crystallography defects
Phase transportations
Corrosion
Mechanical behavior and radiation damage
The degration processes that occur
in service itrsquos needed to focused
on the nuclear fuelampcladding the
pressure vessel the reactor
internals and the other parts of the
nuclear supply systems
Slide 25
wwwndecomvn
THANK YOU FOR
YOUR ATTENTION