автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Методика определения срока службы корпуса реактора интегрального типа в зоне раздела фаз теплоносителя

На правах рукописи

НАСЕДКИН Андрей Алексеевич

МЕТОДИКА ОПРЕДЕЛЕНИЯ СРОКА СЛУЖБЫ КОРПУСА РЕАКТОРА ИНТЕГРАЛЬНОГО ТИПА В ЗОНЕ РАЗДЕЛА ФАЗ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ

Специальности: 05.14.03 — "Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации"

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

САНКТ-ПЕТЕРБУРГ -

2005

Работа выполнена на кафедре реакторо- и парогенераторостроения в ГОУ ВПО "Санкт-Петербургский государственный политехнический университет"

Научный руководитель:

— доктор техн. наук, профессор Бор Станислав Михайлович

Официальные оппоненты:

— доктор техн. наук, с.н с Судаков Александр Вениаминович

— кандидат техн наук Солодовников Александр Сергеевич

Ведущая организация. ФГУП "Центральный научно-исследовательский институт конструкционных материалов "ПРОМЕТЕЙ", Санкт-Петербург

Защита диссертации состоится марта 2005 г в 16-00 на заседании диссер-

тационного совега Д 212 229 04 в ГОУ ВПО "Санкт-Петербургский государственный политехнический университет" по адресу:

195251, Санкт-Петербург, ул. Политехническая, 29 в аудитории 411 ПГК

С диссертацией можно ознакомиться в фундаментальной библиотеке 1 ОУ ВПО 'Санкт-Петербургский государственный политехнический университет"

Автореферат разослан "¿f" февраля 2005 г

Отзыв на автореферат, заверенный печатью учреждения, в двух экземплярах просим направить по вышеуказанному адресу на имя ученого секретаря диссертационного совета

Факс. (812)5521630 E-mail kg@kgl210.spb edu

Ученый секретарь диссертационного совета К А Григорьев

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы.

В настоящее время совершенствование атомных электростанций (АЭС) связано с решением следующих основных проблем:

• повышение безопасности;

• улучшение экономических характеристик;

• повышение срока службы.

Указанным проблемам уделяется большое внимание не только в нашей стране, но и за рубежом.

При повышении срока службы необходимо обеспечение современных требований к безопасности. Одним из путей повышения безопасности перспективных АЭС является применение реакторных установок (РУ) интегрального типа. Об этом свидетельствует разработка международного проекта - реактора IRIS (International Reactor Innovative and Secure (Международный усовершенствованный и безопасный реактор)).

Срок службы РУ определяет срок службы корпуса, так как корпус является несменяемым оборудованием. Определение срока службы корпуса реактора предусматривает, прежде всего, рассмотрение зон лимитирующих его долговечность. Одной из напряженных и мало изученных зон корпуса реактора интегрального типа с встроенным компенсатором давления (КД) является зона на границе паровой (парогазовой) и водяной фаз теплоносителя Указанный район корпуса при наличии в нем концентраторов напряжений может определять его циклическую прочность и, следовательно, срок службы.

В этой связи разработка методики определения срока службы зоны корпуса реактора интегрального типа в районе раздела фаз теплоносителя является актуальной.

Цель работы.

Разработка методики определения срока службы зоны корпуса реактора интегрального типа в районе раздела фаз теплоносителя, исходя из минимизации затрат на создание и эксплуатацию корпуса при заданных ограничениях по прочности (долговечности) и безопасности.

Основные задачи:

1. Анализ экономических характеристик корпусов реакторов;

2 Определение граничных условий для расчета температурных полей в корпусе реактора при различных режимах эксплуатации РУ;

3. Определение и анализ температурных полей и полей напряжений зоны корпуса реактора интегрального типа в районе раздела фаз теплоносителя при различных режимах эксплуатации РУ;

4. Обоснование модели эксплуатации РУ интегрального типа;

5. Анализ долговечности рассматриваемой зоны корпуса;

6 Разработка рекомендаций по повышению срока службы рассматриваемой зоны корпуса.

Научная новизна.

Разработана методика определения срока службы зоны корпуса реактора интегрального типа с встроенным паровым (парогазовым) КД в районе раздела фаз теплоносителя на стадиях проектирования и эксплуатации, исходя из минимизации затрат на создание и эксплуатацию корпуса при заданных ограничениях по прочности (долговечности) и безопасности.

Выполнены аналитические исследования циклической прочности рассматриваемой зоны корпуса.

Практическая ценность работы.

Разработаны рекомендации по определению и повышению срока службы зоны корпуса реактора интегрального типа с встроенным паровым КД в районе границы раздела фаз теплоносителя при изменении в процессе проектирования и эксплуатации внешних и внутренних факторов, определяющих долговечность, безопасность и экономичность.

Надежность и достоверность полученных результатов обеспечиваются применением физически обоснованных расчетных методик и верификацией программного комплекса (ПК) расчета температурных полей и напряжений. Сопоставлением отдельных результатов расчета с имеющимися экспериментальными данными.

Апробация работы.

Основные результаты работы докладывались на 8-ой международной конференции «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС», (СПб. 2004), международной конференции «Морские информационные технологии. 2001» (СПб, 2001), VI молодежной научной технической конференции «Молодые специалисты об актуальных вопросах атомной энергетики-2003» (СПб. 2003). межвузовских научных конференциях: «XXXI неделя науки в СПбГПУ» (СПб. 2001), «XXXII неделя науки в СПбГПУ» (СПб, 2002), заседаниях кафедры «Реакторо- и парогенераторостроение» СПбГПУ (СПб, 2001-2004).

По результатам выполненных исследований опубликовано 9 печатных работ.

Структура и объем диссертации.

Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и списка литературы. Содержание работы изложено на 136 страницах машинописного текста. Содержит 12 таблиц и 26 рисунков. Список литературы включает 70 наименований.

КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность темы и сформулирована цель работы

В первой главе проведен обзор и анализ работ в областях повышения безопасности, определения и повышения срока службы оборудования АЭС. Показано, что одним из основных путей повышения безопасности АЭС в перспективе является применение РУ интегрального типа. С участием России разрабатывается международный проект интегрального реактора IRIS, который

намечено применять в качестве унифицированного для различных стран. В последнее время, как за рубежом, так и в России уделяется большое внимание повышению срока службы АЭС с ВВЭР и управлению им. Имеются предложения по созданию систем управления сроком службы. Выполнен большой объем работ в области исследования долговечности корпусов ВВЭР. Недостаточно рассмотрены вопросы определения и повышения срока службы корпусов реакторов интегрального типа и вопросы исследования долговечности зоны корпуса в районе раздела фаз теплоносителя. Это может быть объяснено ограниченным количеством проектов РУ интегрального типа и отсутствием действующих АЭС с РУ интегрального типа. По результатам анализа сформулированы основные задачи:

1. Анализ экономических характеристик корпусов реакторов;

2. Определение граничных условий для расчета температурных полей в корпусе реактора при различных режимах эксплуатации РУ;

3. Определение и анализ температурных полей и полей напряжений зоны корпуса реактора интегрального типа в районе раздела фаз теплоносителя при различных режимах эксплуатации РУ;

4. Обоснование модели эксплуатации РУ интегрального типа:

5. Анализ долговечности рассматриваемой зоны корпуса;

6 Разработка рекомендаций по повышению срока службы рассматриваемой зоны корпуса.

Во второй главе разработана методика определения срока службы зоны корпуса реактора интегрального типа в районе границы раздела фаз теплоносителя, представлен подход к определению приведенных затрат, ограничений по прочности и безопасности.

Определение срока службы рассматриваемой зоны корпуса было сведено к задаче многокритериальной оптимизации Одним из способов решения задач многокритериальной оптимизации является метод, основанный на переводе всех показателей качества (критериев), кроме одного, в разряд ограничений При таком подходе можно искать минимальное значение затрат — 3, и соответствующий ему срок службы - Т, при ограничениях по безопасности и прочности.

т,п 3(х) при Чк(х) < х), Т(х) < Т„(х), (1)

где - частота разрушения корпуса; - допускаемое значение частоты

разрушения корпуса; - ограничение по прочности, - время.

Указанная задача является составной частью проблемы определения срока службы АЭС в целом, что требует последовательного решения уравнения типа (1) для основных элементов АЭС и всей станции с использованием результатов расчета их экономических характеристик, долговечности и безопасности.

Возможность решения задачи минимизации затрат основывается на следующих положениях. С увеличением продолжительности эксплуатации расходы на обеспечение работы корпуса РУ растут. Происходит это. прежде всего, за счет увеличения объема и стоимости технического обслуживания и ремонтов. Вместе с тем, затраты на создание нового корпуса, отнесенные к времени эксплуатации, падают. Через определенное время эксплуатации

суммарные годовые затраты начинают возрастать и тогда более выгодным становится замена корпуса на новый Задача состоит в нахождении таких моментов, при которых суммарные расходы на создание (3 (т)) и эксплуатацию {З3(т)) становятся больше затрат на создание нового корпуса Определенный при этом срок службы корпуса соответствует минимуму затрат (рис 1)

В качестве экономического показателя наиболее целесообразно применяв приведенные затраты под которыми понимаю затраты отнесенные к одному корпус) интегрального реактора и приведенные к определенному моменту времени При этом затраты на различных стадиях жизненного цикла могут быть представтены произведением коэффициентов разновременности на стоимость соответствующих работ

Учет разновременности затрат производится с использованием коэффициент дисконтирования

В качестве примера приведена зависимость для опреде гения коэффициента разновременности затрат на техническое обслуживание

где р коэффициент дисконтирования, Т- полный срок службы, год кив-коэффициент испотьзования времени, равный отношению времени работы РУ к календарному времени - период времени между техническими

обслуживаниями

Примем число циклов эксплуатации РУ за некоторый период равным N Тогда - суммарные затраты соответственно на циклах

эксплуатации, 35(т)1'', Зэ(т)Ь1 1 - затраты на эксплуатацию соответственно на №м И №1-м циклах, T(N) - продолжительность экстуатации на момент ^го цикла Г(0) - момент, в который выгоднее заменить корпус

При этом принимается, что затраты на создание новою корпуса равны затратам на создание заменяемого На самом деле, если замещающий корпус б) дет такого же типа, что и ранее функционирующий (серийный) то затраты на его проектирование и изготовление будут меньше Если замещающий корпус не серийный, что наиболее вероятно, поскольку между заменами корпуса будет большой период, то его стоимость будет больше

При принятых допущениях процесс определения срока службы может быть записан в виде

Из (3) и (4) видно что если на N-м цикле выгоднее замена корпуса (и=1) то разность затрат на N-м N1-м циклах равна стоимости нового корпуса, а продолжительность его эксплуатации присваивается значение Д0) (соответствующее началу эксплуатации новой установки)

Если замена не выгодна ^=0), то разность суммарных затрат определяется только различием эксплуатационных затрат за рассматриваемые циклы а продолжительность эксплуатации определяется моментом соответствующим Л му циклу

Управляющие воздействия и осуществляется для циклов

продолжительностью и>, 2 N

Переходя к годовым затратам 3/г) получим для цикла 1 ЗЦт) = иЗс(т)+ (1- и) [Зс(т)+ 3\{т)]/ы

для цик 32г(т) = иЗс(х)+(1 и)[Зс(т)+ 3\{т)]/2п )

тля цикла N 3? (г) = иЗс(т)+ (1- и) [Зс(т)+ 3" (т)]/Ыы

Зависимости (5) решаются поэтапно для каждого цикла эксплуатации, при этом надо учитывать, что при условии предпочтительности замены корпуса отсчет циклов начинается сначала

Минимизируя зависимости (5), получаем рекуррентное уравнение динамического программирования, для годовых затрат к моменту цикла, решение которого позволяет получить значение оптимальных затрат, а также -величины / м- соответствующее сроку службы корпуса при указанных затратах

где Зг, суммарные годовые затраты к моменту/ го цикла,/-номер цикла, 1</<Л^ - суммарные затраты соответственно на создание и эксплуатацию

корпуса за период до )-!-го цикла. АЗ,/т) -затраты на эксплуатацию корпуса за ;-й цикл

Для решения уравнения (6) необходимо располагать данными по затратам на создание 1с(т) и эксплуатацию З3(]) корпуса

Эти данные получены в результат обработки статистической информации о затратах на проектирование и изготовление РУ АЭС, а также на проведение средних ремонтов (II категории) и технического обслуживания (I категории)

После определения на одном из этапов периода эксплуатации срока службы корпуса, исходя из минимизации затрат, производится расчет ограничений по прочности и безопасности

Решения этих задач для корпуса РУ базируются на определении зон лимитирующих долговечность и безопасность корпуса, а, следовательно, и всей РУ в целом

Как отмечалось выше, в качестве рассматриваемой зоны принята зона корпуса в районе раздела фаз теплоносителя

Долговечность рассматриваемой зоны корпуса реактора определяется циклической прочностью и сопротивлением хрупкому разрушению

Учитывая статистический характер нагружения корпуса реактора, свойств и деградации конструкционных материалов, величина ограничения на срок службы по прочности будет зависеть от времени

где - срок службы, определяемый соответственно циклической прочностью и сопротивлением хрупкому разрушению. факторы, влияющие на срок

службы

Особенность интегральной компоновки является наличие большою зазора между активной зоной и корпусом реактора, в котором может быть размещена радиационная и тепловая защита В результате плотность потока нейтронов может быть снижена до величины, при которой изменением свойств металла корпуса реактора под действием облучения можно пренебречь Тогда ограничение на срок службы по условию прочности определяется циклической прочностью рассматриваемой зоны корпуса Зависимость для срока службы из }словия прочности может быть представлена в следующем виде

Т„-ТЦ=Г([Н], К„ <та1, [аш], X.), (8)

1дс К,-число циклов нагружения на г-том режиме, [Ы], - допускаемое чисто циклов нагружения. определяемое по расчетной кривой усталости на г том режиме, аа, - амплитуда колебаний напряжений на г-том режиме. МПа, |оа1] допустимая амплитуда колебаний напряжений на режиме,

коэффициент, учитывающий двухчастотность нагружения на режиме

Корпус реактора один из самых напряженных элементов РУ Ьго повреждение может привести к наиболее тяжелой аварии - разрушению активной зоны Таким образом, ограничение по безопасности в значительной степени определяется допустимой частотой разрушения корпуса

Частота разрушения корпуса реактора, может быть определена на основании данных по вероятности разрушения корпуса

где ру рр — вероятности разрушения, определяемые соответственно воздействием циклических нагрузок и потока нейтронов.

Как было сказано выше, можно не учитывать изменение свойств металла корпуса реактора под действием облучения.

Тогда

где Кпр, [Мпр] - фактическое и допускаемое значение числа циклов нагружения приведенных к режиму, вызывающему наибольшее повреждение; /д, (Л^)

плотность распределения фактического числа циклов нагружения,

интегральная функция распределения допустимого числа циклов нагружения

Наиболее приемлемо управляющее воздействие, при котором срок службы, определенный из экономических соображений, стремится к сроку службы определенному из условий прочности и безопасности. При этом необходимо учитывать взаимосвязь между ними, так как затраты будут зависеть от мер по обеспечению прочности и безопасности.

Алгоритм определения срока службы корпуса в рассматриваемой зоне может быть представлен в виде следующей последовательности действий: 1. На этапе проектирования корпуса определяют значение срока службы, исходя из минимизации затрат, ограничения по прочности и безопасности.

2 Через определенный период близкий к установленному на этапе проектирования сроку службы уточняют его оптимальное значение с учетом дополнительных данных, появившихся в процессе эксплуатации по затратам на ремонты и техническое обслуживание. Учитывая фактические данные по свойствам конструкционных материалов и харакгеру их деградации, полученные после изготовления корпуса реактора, а также по результатам экспериментальных исследований, уточняют ограничения по прочности корпуса. Уточнение ограничений по безопасности производят в соответствии с измененными требованиями к этому свойству установки.

3 С учетом полученных данных рассматривается вопрос о продлении срока службы корпуса или снятие его с эксплуатации.

Необходимо отметить, что предлагаемый подход к определению срока службы предполагает, наряду с ранее указанными, целый ряд допущений. В частности, замена, которая рассматривается как единовременное мероприятие, связанное с затратами на создание, на самом деле требует определенного времени и решения вопроса о выводе из действия всей АЭС.

В третьей главе для определения ограничения по прочности, было проведено аналитическое исследование напряженного состояния зоны корпуса в районе раздела фаз теплоносителя Расчеты проводились при нахождении уровня теп поносителя на номинальном режиме работы РУ в районе перехода от

цилиндрической части корпуса к фланцу (уровень 1) и в зоне патрубка (уровень 2) (рис 2)

Указанная зона наряду с воздействием напряжений при глубоких изменениях параметров (низкочастотные колебания) подвергается при нестационарных и стационарных режимах циклическим нагрузкам обусловленным колебаниями уровня, а также температуры давления теплоносителя и соответственно коэффициентов теплоотдачи (высокочастотные колебания) При этом параметры паровой (насыщенный или перегретый пар) и водяной фаз теплоносителя зависят от характера переходных режимов

Оценка напряженного состояния была проведена при следующих режимах эксплуатации испытания на прочность и плотность, разогрев и расхолаживание с переходом в горячее и холодное состояние, изменение мощности стационарный режим, срабатывание систем аварийной защиты (САЗ) Рассмотрены раз тачные скорости разогрева теплоносителя до

100°С/час

Учитывая, что параметры высокочастотных колебаний зависят от большого числа факторов на основании выполненных расчетов, экспериментальных исслелований а также работ А В Судакова амплитуда и период

указанных колебаний изменялись соответственно в пределах 0 5 3 °С и 2 120с

Рис 2 Расче1 пая модель зоны Рис 3 Влияние скорости разогрева на перепад корпуса в районе раздела фаз температуры по тонципе корпуса

теплоносителя

ДлЯ исследования напряженною состояния необходимы данные по температурным полям рассматриваемой зоны корпуса, которые потучаем путем решения системы дифференциальных уравнений нестационарной теплопроводной и для корпуса и наплавки

8т , (11) дт

1де Тк, Тн температура корпуса и наплавки, "С, ак, а„ - коэффициенты температуропроводности корпуса и наплавки, м2/с; т - время, с. V2- оператор Лапласа

Граничные условия:

дт„) л (дТг ) ,(дТг

дп

где/к, /.н - коэффициент теплопроводности корпуса и наплавки. Вг'(м К), (\

\,дп )

производная температуры по внешней нормали п к поверхности тела. - радиус внутренней поверхности наплавки, м; г2 - радиус наружной поверхности наплавки и внутренней поверхности основного корпуса, м. г-- радиус наружной поверхности основного корпуса, м; а„ коэффициент теплоотдачи от пара к наплавке. Вт/(м2 К), а, - коэффициент теплоотдачи от теплоносителя к наплавке. Вт (м2 К). ыв - коэффициент теплоотдачи от корпуса к воздуху, Вг/(м2 К). Тг, -температура пара в КД, °С, Тт - температура теплоносителя на выходе из активной зоны, °С; Тв - температура воздуха, °С

Граничные условия (температура, давление в КД) ,ия решения задачи нестационарной теплопроводности были получены из решения системы уравнений теплового и материального баланса (зависимость 13). а также замыкающих соотношений для встроенного в корпус КД

^-[УврУ' + (У-Ув)р"и"}= ¿т

+ АО

йт

(13)

где Ув, V - объем воды в КД и полный объем КД. м ; и', 1'. р', и", 1", р" -внутренняя энергия, энтальпия и плотность воды и пара соответственно в состоянии насыщения, Дж/кг: Овпх ,Овпш - массовые расходы пара на входе в КД и на выходе из него. кг/с. <3„ч, <3ВЫХ - количество теплоты подводимое к КД и о)водимое от нею, Дж, ДО . Дж, АС - (С,ых ~Овх), кг/с

Для верификации методики было проведено сопоставление харак1ера изменения давления в КД, определяемого расчетом, с имеющимися экспериментальными данными, полученными на АЭС.

Расчет температурных полей и напряженного состояния производился метолом конечных эчементов (ПК АЖУ8). Рассмотрение температурных полей

при различных режимах показало что наибольший перепад температуры по то шине стенки корпуса возникает при разогреве с максимальной скоростью На рис 3 показано в влияние скорости разогрева на максимальный перепад температуры (ДТк) по толщине корпуса При увеличении скорости разогрева в 5 раз перепад температуры увеличивается на 100 °С

В результате расчета напряженного состояния были определены плавные напряжения о Ог Оз и интенсивность напряжений а1 от температурных полей и явления в корпусе РУ В наплавке корпуса возникают напряжения значительно превосходящие напряжения в основном корпусе (рис 4) что объясняется различием коэффициентов линейного расширения

о --

О 01 02 03 04 0

то шинакорпчса ч

Рис 4 Влияние наплавки на распределение интенсивности напряжении по толщине корпуса при стационарном режиме работы РУ

Расхождение результатов расчета с использованием указанного программною комплекса и известных аналитических зависимостей лля цилиндрическои части составило около 5%

В четвертой главе выполнен анализ долговечности корпуса в зоне раздела фаз теплоносителя

Для определения долговечности корпуса в зоне раздела фаз теп юносителя были предложены модели эксплуатации при сроках службы корпуса 60 80 и 100 лет Парамегры модели эксплуатации были получены на основе тайных по модели эксплуатации для ВПБЭР 600 с учетом опыла экспл)атации АЭС с ВВЭР Анализ данных показал что при стационарных режимах работы возможно ги ацик ювое нагружение с числом циклов 108 109

При оценке циклической прочности использовались ланные рабол Махутова НА в которых показано что усталостное разрушение (образование трещин) происходит в случае гигациклового нагружения при малых амплитудах напряжений (ниже предела выносливости)

При определении суммарного повреждения (а) зоны корпуса в районе разлета фаз теплоносителя использовался принцип суммирования повреждений с учетом двухчастотности нагружения 12

На рис 5 показано влияние скорости разогрева, амлитуды и период колебаний температуры теплоносителя на суммарное повреждение рассматриваемой зоны корпуса На рис 6 показаны области опускаемых и недопускаемых значений амплитуд и периодов колебания температуры теплоносителя при стационарном режиме работы РУ Срок службы корпуса 100 лет

Рис 5 Зависимость суммарного повреждения зоны корпуса в районе раздела фаз теплоносителя от различных характеристик режимов работы РУ

Рис 6 Область допускаемых значений амплитуд и периодов колебания температ\ры тептоносителя в районе раздета фаз при стационарном режиме работы РУ Срок службы корпуса 100 лет

Выполненные оценки показали, что ограничения определяемые прочностью, по сроку службы зоны корпуса реактора в районе раздела фаз теплоносителя находятся в области 75 85 лет При этом заграты получаются ниже оптимальных значений

Для обеспечения оптимальных значений затрат необходимо увеличение срока службы до 95 100 лет Этого можно добиться за счет

-уменьшения амплитуды колебаний температуры теплоносителя путем повышения точности поддержания температуры системой управления,

-введения «дневного» и «ночного» режимов работы АЭС. что позволит уменьшить число нагружений в одном районе корпуса, распределив их между двумя зонами,

-изменения конструкции реактора таким образом, чтобы зона раздела фаз находилась в крышке реактора, тогда в случае повреждения необходимо будет только заменить крышку

В заключении приведены основные выводы

1 Разработана методика определения срока службы корпуса реактора интегрального типа в зоне раздела фаз теплоносителя, исходя из минимизации затрат при ограничениях по долговечности (циклической прочности рассматриваемой зоны) и безопасности, определяемой вероятностью разрушения

2 Выполнен анализ долговечности рассматриваемой зоны корпуса для различных вариантов его нагружения При этом учитывалось высокочастотное нагружение. обусловленное колебанием уровня, температуры, давления и коэффициентов теплоотдачи Долговечность корпуса лимитирует наплавка

3 Определена область допускаемых значений амплитуды и периода колебаний температуры теплоносителя в зоне раздела фаз при высокочастотном нагружений в зависимости от срока службы

4 В суммарное повреждение зоны корпуса в районе раздела фаз теплоносителя основной вклад, составляющий около 90%, вносят высокочастотные нагружения, вызванные колебанием параметров РУ при стационарном режиме.

5 Повышение срока службы корпуса реактора в зоне раздела фаз теплоносителя может быть достигнуто за счет -уменьшения амптитуды колебаний температуры теплоносителя путем повышения точности поддержания температуры системой управления -введения «дневною» и «ночного» режимов работы АЭС, что позволит уменьшить число нагружений в одном районе корпуса, распределив их между двумя зонами,

-изменения конструкции реактора таким образом чтобы зона раздета фаз нахотилась в крышке реактора, тогда в случае повреждения необходимо будет тотько заменить крышку

ПУБЛИКАЦИИ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

Бор С М , Наседкин А А Прогнозирование долговечности корабельных моноблочных ЯРУ // Международная конференция «Морские информационные технологии 2001», тез докл ,- СПб 2001 -С 112-113 Бор С М, Наседкин А А Энергетический реактор повышенной безопасности ВНБЭР-600 для АЭС новою поколения // XXXI Неделя науки СПбГПУ Материалы межвузовской научной конференции Ч II -СПб Изд-во СПбГПУ, 2003 - С 94-97

Наседкин А А Проектные решения реакторов повышенной безопасности VI Молодежная научно-техническая конференция «Молодые специалисты об актуальных вопросах проектирования и эксплуатации АЭС-2003» гез докл , СПб, 2003 -С 33

Бор С М, Наседкин А А О нестационарных процессах в встроенных паровых компенсаторах давления моноблочных реакторов // XXXII Неделя науки СПбГПУ Материалы межвуз науч -технич конф ЧП СПб Изд-во СПбГПУ 2004 С 135-136

Бор С М, Наседкин А А К вопросу о повышении безопасности реакторных установок АЭС V XXXII Неделя науки СПбГПУ Материалы межвуз науч-технич конф Ч II СПб Изд-во СПбГПУ 2004 С 136-139 Бор С М Наседкин А А Анализ возможности повышения долговечности корп\сов интегральных реакторов // 9-ая Молодежная научно-практическая конференция "Реакторостроение и а томная техника технологии будущего", тез докл - Н Новгород, 2004

Бор С М, Благовещенский А Я Наседкин А А Управление сроком сл\жбы ядерных энергетических установок атомных элекгростанций Методы повышения технического уровня и надежности элементов энергообор} дования ТЭС и АЭС - СПб , 2004 - С 212-214 (Тр ЦКТИ №293)

Бор С М, Наседкин А А Управление сроком службы корпусов ядерных реакторов // 8 ая международная конференция «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации обор} дования АЭС», тез докл, СПб, 2004

Бор С М, Скориантов Н Н Наседкин А А К вопросу об управлении сроком службы корпусов реакторов интегрального типа // Вторая межолраслевая научно-практическая конференция «Корабельная ядерная энергетика актуальные задачи реализации программы атомного кораблестроения и перспективы применения в других отраслях» тез докл - Н Новгород, 2004

Лицензия ЛР № 020593 от 7.08.97

Подписано в печать 21.12.2004 Объем в п.л. У, 0.

Тираж 100 экз._Заказ № 635

Отпечатано с готового оригинал-макета, предоставленного автором, в типографии Издательства СПбГПУ 195251, Санкт-Петербург, Политехническая ул., 29.

Отпечатано на ризографе КК-2000 РР Поставщик оборудования — фирма "Р-ПРИНТ" Телефон: (812) 110-65-09 Факс:(812)315-23-04

05. ty

437

Введение

1. Анализ исследований в области определения и управления сроком службы корпусов реакторов

1.1 Конструктивные особенности реакторных установок интегрального типа АЭС

1.2 Исследования в области определения и управления сроком службы АЭС

2. Методика определения срока службы корпусов реакторов интегрального типа

2.1 Общие принципы методики

2.2 Определение приведенных затрат

2.3 Определение ограничений по долговечности

2.4 Определение ограничений по безопасности

3. Исследование напряженного состояния зоны корпуса в районе границе раздела фаз теплоносителя

3.1 Расчетные режимы эксплуатации

3.2 Определение граничных условий

3.3 Определение температурных полей

3.4 Определение полей напряжений

4 Анализ долговечности зоны корпуса в районе раздела фаз теплоносителя

4.1 Модель эксплуатацииПО

4.2 Определение долговечности зоны корпуса в районе раздела фаз теплоносителя

Развитие топливно-энергетического комплекса России первой половины XXI века предусматривает широкое использование атомной энергетики. Это подтверждается рядом директивных документов принятых Правительством России в 2000-2002 годах. К их числу относятся [2]:

• Стратегия развития атомной энергетики Росси в первой половине XXI века;

• Энергетическая стратегия России на период до 2020 года;

• Федеральная целевая программа «Энергоэффективная экономика».

Эти документы связывают дальнейшее совершенствование атомных электростанций с решением следующих узловых проблем:

• повышением безопасности и созданием реакторов повышенной безопасности для АЭС нового поколения;

• улучшение экономических характеристик АЭС;

• повышение срока службы АЭС.

Одним из путей повышения безопасности перспективных АЭС является применение РУ с интегральной компоновкой.

В частности, задача создания реактора по существу предельно достижимой безопасности успешно решена применительно к РУ атомных станций теплоснабжения АСТ-500 с интегральной конструкцией реактора, высокая безопасность которой была подтверждена независимой экспертизой МАГАТЭ [3]. Принципиальные решения по безопасности ACT легли в основу энергетического реактора повышенной безопасности электрической мощностью 630 МВт ВПБЭР-600 с встроенной системой компенсации давления.

Актуальность создания перспективных АЭС с РУ интегрального типа с встроенной системой компенсации давления подтверждается совместной разработкой развитыми зарубежными странами и Россией проекта IRIS

International Reactor Innovative and Secure (Международный усовершенствованный и безопасный реактор).

Создание реакторов повышенной безопасности непосредственно связано с обоснованием рационального их срока службы. Указанному вопросу большое внимание уделяет МАГАТЭ.

Интерес к проблеме определения срока службы АЭС обусловлен, прежде всего, экономическими соображениями. Как в нашей стране, так и за и рубежом разрабатываются программы определения и управления сроком службы АЭС, предусматривающие комплекс мероприятий на различных стадиях жизненного цикла, направленных на решение проблемы обеспечения срока службы при высоком уровне безопасности и требуемых экономических показателях.

Таким образом, задачей определения и управления сроком службы является обоснование на различных стадиях жизненного цикла такого срока службы, при котором обеспечивается приемлемый уровень безопасности при сохранении высоких экономических показателей. Вполне понятно что, в особенности это относится к «несменяемым» элементам АЭС. Для АЭС к таким элементам относится корпус реактора.

Определение срока службы реактора предусматривает, прежде всего, определение зон лимитирующих его долговечность. Одной из напряженных и мало изученных зон корпуса моноблока с встроенной системой КД. является зона на границе паровой (парогазовой) и водяной фаз теплоносителя. Этот район корпуса может определять его циклическую прочность и, следовательно, ресурс.

Темой диссертации является разработка методики определения срока службы корпуса реактора интегрального типа в зоне раздела фаз теплоносителя. Создание такой методики является основной задачей проблемы определения срока службы.

Актуальность темы: обусловлена необходимостью определения рационального срока службы корпуса реактора интегрального типа в зоне раздела фаз теплоносителя при минимизации затрат за период жизненного цикла и ограничениях по прочности и безопасности. Цель диссертации:

Разработка методики определения срока службы зоны корпуса реактора интегрального типа в районе раздела фаз теплоносителя, исходя из минимизации затрат на создание и эксплуатацию корпуса при заданных ограничениях по прочности (долговечности) и безопасности.

Для достижения этой цели в работе необходимо решить следующие задачи:

1. Выполнить анализ экономических характеристик корпусов реакторов;

2. Определить граничные условия для расчета температурных полей в корпусе реактора при различных режимах эксплуатации РУ;

3. Определить температурные поля и поля напряжений зоны корпуса реактора интегрального типа в районе раздела фаз теплоносителя при различных режимах эксплуатации РУ;

4. Обоснование модели эксплуатации РУ интегрального типа;

5. Выполнить анализ долговечности рассматриваемой зоны корпуса;

6. Разработать рекомендаций по повышению срока службы рассматриваемой зоны корпуса.

Научная новизна работы.

Разработана методика определения срока службы зоны корпуса реактора интегрального типа с встроенным паровым (парогазовым) КД в районе раздела фаз теплоносителя на стадиях проектирования и эксплуатации, исходя из минимизации затрат на создание и эксплуатацию корпуса при заданных ограничениях по прочности (долговечности) и безопасности.

Выполнены аналитические исследования циклической прочности рассматриваемой зоны корпуса.

Надежность и достоверность полученных результатов обеспечиваются применением физически обоснованных расчетных методик и верификацией программного комплекса (ПК) расчета температурных полей и напряжений, а также сопоставлением отдельных результатов расчета с имеющимися экспериментальными данными.

Практических ценность работы.

Разработаны рекомендации по определению и повышению срока службы зоны корпуса реактора интегрального типа с встроенным паровым КД в районе границы раздела фаз теплоносителя при изменении в процессе проектирования и эксплуатации внешни« и внутренних факторов, определяющих долговечность, безопасность и экономичность.

Апробация работы и публикации

Основные результаты работы докладывались на 8-ой международной конференции «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС», (СПб, 2004), международной конференции «Морские информационные технологии, 2001» (СПб, 2001), VI молодежной научной технической конференции «Молодые специалисты об актуальных вопросах атомной энергетики-2003» (СПб, 2003), межвузовских научных конференциях: «XXXI неделя науки в СПбГПУ» (СПб, 2001), «XXXII неделя науки в СПбГПУ» (СПб, 2002), заседаниях кафедры «Реакторо- и парогенераторостроение» СПбГПУ (СПб, 2001-2004).

По результатам выполненных исследований опубликовано 9 печатных работ.

Структура и объем диссертации.

Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и списка литературы. Содержание работы изложено на 136 страницах машинописного

Основные выводы по диссертации:

1. Разработана методика определения срока службы корпуса реактора интегрального типа в зоне раздела фаз теплоносителя, исходя из минимизации затрат при ограничениях по долговечности (циклической прочности рассматриваемой зоны) и безопасности, определяемой вероятностью разрушения.

2. Выполнен анализ долговечности рассматриваемой зоны корпуса для различных вариантов его нагружения. При этом учитывалось высокочастотное нагружение, обусловленное колебанием уровня, температуры, давления и коэффициентов теплоотдачи. Долговечность корпуса лимитирует наплавка.

3. Определена область допускаемых значений амплитуды и периода колебаний температуры теплоносителя в зоне раздела фаз при высокочастотном нагружении в зависимости от срока службы.

4. В суммарное повреждение зоны корпуса в районе раздела фаз теплоносителя основной вклад, составляющий около 90%, вносят высокочастотные нагружения, вызванные колебанием параметров РУ при стационарном режиме.

5. Повышение срока службы корпуса реактора в зоне раздела фаз теплоносителя может быть достигнуто за счет: -уменьшения амплитуды колебаний температуры теплоносителя путем повышения точности поддержания температуры системой управления до значений 1. 1,5 °С;

-введения «дневного» и «ночного» режимов работы АЭС, что позволит уменьшить число нагружений в одном районе корпуса, распределив их между двумя зонами;

-изменения конструкции реактора таким образом, чтобы зона раздела фаз находилась в крышке реактора, тогда в случае повреждения необходимо будет только заменить крышку.

5. ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Кузин Ф.А. Диссертация: Методика написания. Правила оформления. Порядок защиты: Практическое пособие для докторантов, аспирантов и магистрантов. 2-е изд., доп. - М.: Ось-89, 2001. - 320 с.

2. Нигматулин Б.И., Северинов В.В. Роль, потенциал и условия динамичного развития АЭС. Третья научная конференция Минатома России «Атомная энергетика. Состояние и Перспективы», 2002, с. 5-14.

3. Митенков Ф.М., Куликов Е.В., Сидоренко В.А. и др. Реакторная установка атомной станции теплоснабжения АСТ-500.- Атомная энергия, 1985, т.58, вып. 5, с. 308-313.

4. Савченко В.А. Управление сроком службы АЭС в развитых странах-Атомная техника за рубежом, 2004, №2, с. 3-14

5. Карелли Марио Д. Усовершенствованный международный реактор повышенной надежнотси-IRIS: Подход к возрождению ядерной энергетики. Часть 1- Атомная техника за рубежом , 2004, №1, с. 3-14.

6. Карелли Марио Д. Усовершенствованный международный реактор повышенной надежнотси-IRIS: Подход к возрождению ядерной энергетики. Часть 2 Атомная техника за рубежом , 2004, №2, с. 22-28.

7. Стратегии развития атомной энергетики России до 2030 года и на период до 2050 года. Вестник концерна "РОСЭНЕРГОАТОМ": Министерство по атомной энергетики российской федерации №4.-М., 2000

8. Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы: Учебник для вузов.-М.: Энергоатомиздат, 1984. -208 с

9. Митенков Ф.М. Концепция и проектные решения реакторов нового поколения. Атомная энергия, 1993, т.74, вып. 4, с. 290-298

10. Шаманов Н. П., Пейч Н. П., Дядик А. Н. Судовые ядерные паропроизводящие установки: Учебник.-JI.: Судостроение, 1990.-368с

11. Программа развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998—2005 годы и на период до 2010 г, утвержденная постановлением Правительства РФ № 815 от 21 июля 1998 г.

12. Савченко В. А. Управление сроком службы российских АЭС-Теплоэнергетика, 2001, №1, с. 10-14.

13. Бор С.М., Наседкин A.A. Энергетический реактор повышенной безопасности ВПБЭР-600 для АЭС нового поколения // XXXI Неделя науки СПбГПУ: Материалы межвузовской научной конференции. Ч.П.-СПб.: Изд-во СПбГПУ, 2003.- С. 94-97.

14. Махутов H.A., Фролов К.В., Драгунов Ю.Г. и др. Модельные исследования и натурная тензометрия энергетических реакторов.-М: Наука, 2001.-293 с.-(Серия «Исследования напряжений и прочности ядерных реакторов»).

15. П.Махутов H.A., Стекольников В.В., Фролов К.В. и др. Конструкции и методы расчета водо-водяных энергетических реакторов.-М: Наука, 1987.-232 с.-(Серия «Исследования напряжений и прочности ядерных реакторов»).

16. Махутов H.A., Стекольников В.В., Фролов К.В. и др. Прочность и ресурс водо-водяных энергетических реакторов.-М: Наука, 1988.-310 с.-(Серия «Исследования напряжений и прочности ядерных реакторов»).

17. Махутов H.A., Стекольников В.В., Фролов К.В. и др. Экспериментальные исследования деформаций и напряжений в водо-водяных энергетических реакторах.-М: Наука, 1990.-246 с.-(Серия «Исследования напряжений и прочности ядерных реакторов»).

18. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-002-86) / Госатомэнергонадзор СССР.-М: Энергоатомиздат, 1989 г.-525с.

19. Нигматулин Б.И. Стратегия и основные направления развития атомной энергетики России в первой половине XXI в.- Теплоэнергетика, 2001, №1, с. 2-9.

20. Жирков О.В. Продление ресурса АЭС международная задача. Вестник концерна "РОСЭНЕРГОАТОМ": Министерство по атомной энергетики российской федерации №1—М., 2000.

21. Стратегии развития атомной энергетики России до 2030 года и на период до 2050 года. Вестник концерна "РОСЭНЕРГОАТОМ": Министерство по атомной энергетики российской федерации №4.-М., 2000.

22. Савченко В.А. Некоторые концептуальные вопросы управления сроком службы российских АЭС Теплоэнергетика, 2000, №5, с. 2-8.

23. Савченко В.А. Управление сроком службы российских АЭС-Теплоэнергетика, 2001, №1, с. 10-14.

24. Сидоренко В.А. Атомная энергетика России — состояние и перспективы. Теплоэнергетика, 1997, №8, с. 2—5.

25. Бараненко В.И., Нигматуллин Б.И., Блинков В.И. и др. Тематическая направленность международных конференций по продлению срока службы и управлению ресурсными характеристиками оборудования энергоблоков АЭС.- Атомная техника за рубежом, 1997, № 8, с. 3—7.

26. Савченко В.А., Гаврилов С.Д., Кремнев В.А. Продление срока службы блоков АЭС. Атомная энергетика, 1991, Т. 8.

27. Воронин JIM., Березин Б.Я., Кисиль И.М. Продление срока эксплуатации энергоблоков АЭС России . Теплоэнергетика, 1997, № 8,с. 31—34.

28. Савченко В., Былкин Б. Некоторые проблемы завершения эксплуатации российских АЭС. Мировая электроэнергетика, 1995, №3, с. 41—43.

29. Самсонов Ю.А. Прочность судовых ядерных реакторов.-JI: Судостроение, 1979.

30. Махутов H.A., Бурак М.И.,. Гаденин М.М и др. Механика малоциклового разрушения.-М.: Наука, 1986.

31. Махутов H.A., Гаденин М.М. Проблемы циклической прочности энергетического оборудования.-С-Петербург, Труды ЦКТИ, Выпуск 293, 2004г.- с. 8-24.

32. Судаков A.B., Трофимов A.C. Напряжения при пульсациях температур-М.: Атомиздат, 1980.-64 с.

33. Судаков A.B. Пульсации температур и долговечность энергооборудования. -СПб.: Труды ЦКТИ, 2004, вып. 293- с. 76-92.

34. Судаков A.B., Трофимов A.C. Приближенный расчет установившихся температурных напряений при колебаниях температуры поверхности.-Л.: Труды ЦКТИ, 1977, вып. 145.- с. 79-83.

35. Вереземский В.Г. Вероятностная оценка ресурса для анализа безопасности при подготовке к продлению срока эксплуатации блока АЭС Атомная энергия, 2002, т.93, вып. 4, с. 264-271.

36. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ 88/97): Федеральные нормы и правила ИИАЭ Г-1-011-97. М.: Энергоатомиздат, 1997.

37. Бахметьев A.M., Самойлов О.Б., Усынин Г.Б. Методы оценки и обеспечения безопасности ЯЭУ: Библиотека эксплуатационника АЭС, вып. 23. М.: Энергоатомиздат, 1988. - 136 с.

38. Клемин А.И. Инженерные вероятностные расчеты при проектировании ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1973. - 304 с.

39. Основные требования к продлению срока эксплуатации блока атомной станции Федеральные нормы и правила НП-017-2000. М., 2000.

40. Судаков A.B., Полупан A.B. Методика определения периодов диагностирования технических устройств на опасных производственных объектах при конкурирующих рисках СПб.: Труды ЦКТИ, 2004, вып. 293.-с. 215-232.

41. Богачев A.B., Галиев P.C. Внедрение на энергоблоке №1 Ростовской АЭС системы автоматизированного контроля остаточного ресурса оборудования и трубопроводов реакторной установки Теплоэнергетика, 2003, №5, с. 16-18.

42. Клемин А.И. Надежность ядерных энергетических установок: Основы расчета. — М.: Энергоатомиздат, 1987. 344 с.-(Надежность и качество).

43. Овчинников Ф.Я., Семенов В.В. Эксплутационные режимы ВВЭР.-З-е изд., перераб., и доп.-М.: Энергоатомиздат, 1988.-359 с.

44. Бор С.М., Наседкин A.A. К вопросу о повышении безопасности реакторных установок АЭС // XXXII Неделя науки СПбГПУ: Материалы межвуз. науч.-технич. конф. Ч.Н. СПб.: Изд-во СПбГПУ, 2004. С. 136-139.

45. Федик И.И., Колесов B.C., Михайлов В.Н. Температурные поля и термонапряжения в ядерных реакторах-М: Энергоатомиздат, 1985.-280с.

46. Лыков A.B. Теория теплопроводности М: Высшая Школа, 1967.-600 с.

47. Ривкин C.JI., Александров A.A. Уравнения для расчета термодинамических свойств насыщенного и переохлажденного водяного пара Теплоэнергетика, 1971, №8, с.65-67.

48. Ривкин C.JL, Александров A.A. Термодинамические свойства воды и водяного пара: Справочник.-2-e изд., перераб. И доп.-М.: Энергоатомиздат, 1984-80 с.

49. Тепловой и гидравлический расчет теплообменного оборудования АЭС: Методические указания. РД 24.035.05-89.-J1: НПО ЦКТИ, 1991.-212 с.

50. Чиркин В. С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники; Справочник. -М.: Атомиздат, 1968.

51. Бор С.М., Наседкин A.A. О нестационарных процессах в встроенных паровых компенсаторах давления моноблочных реакторов // XXXII Неделя науки СПбГПУ: Материалы межвуз. науч.-технич. конф. 4.II. СПб.: Изд-во СПбГПУ, 2004. С. 135-136.

52. Теплотехнический справочник: В 2-х томах/Под ред. В.Н. Юренева и П.Д. Лебедева.-2-е изд., перераб -Т. 1—М.: Энергия, 1975.-744 с.

53. Теплотехнический справочник: В 2-х томах/Под ред. В.Н. Юренева и П.Д. Лебедева.-2-е изд., перераб.-Т.2.-М.: Энергия, 1976.-896 с.

54. Михеев М.А., Михеева И.М. Основы теплопередачи М.: Энергия, 1973 - ' 320 с.

55. Каплун А.Б., Морозов Е.М., Олферьева М.А. ANSYS в руках инженера: Практическое руководство.- М.: Едиториал УРСС, 2003- 272 с.

56. Басов К.А. ANSYS в примерах и задачах / Под общ. ред. Красовского Д.Г.- М.: КомпьютерПресс, 2002 224 с.

57. Беляев М.Н. Сопротивление материалов.-М.: Наука, 1976.-608 с.

58. Трофимов A.C., Судаков А.В, Козлов A.B. Прикладные решения нестационарных задач тепломассопереноса- Д.: Энергоатомиздат. Ленингр. Отд-ние, 1991. 160 с.

59. Taxa X. Ведение в исследование операций- М.: Мир, 1985.

60. Нормы расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторв, сосудов и трубопроводов атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок- М.: Металлургия, 1973.-408 с.

61. Мельников Н.П. Конструктивные формы и методы расчета ядерных реакторов.-М.: Госатомиздат, 1963.-344 с.

62. Судаков A.B. Исследование пульсаций температур и напряжений и прогнозирование ресурса элементов энергетического оборудования АЭС. Докторская диссертация. Л: НПО ЦКТИ, 1992.-584 с.

63. Крейт Ф., Блэк У. Основы теплопередачи: Перевод с англ.-М.: Мир, 1983. -512с