автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Методология контроля остаточного ресурса оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР с использованием автоматизированной системы

На правах рукописи

005046933

БОГАЧЁВ АНАТОЛИЙ ВИКТОРОВИЧ

МЕТОДОЛОГИЯ КОНТРОЛЯ ОСТАТОЧНОГО РЕСУРСА ОБОРУДОВАНИЯ И ТРУБОПРОВОДОВ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК ВВЭР С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ АВТОМАТИЗИРОВАННОЙ СИСТЕМЫ

Специальность 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат диссертации на соискание ученой степени

доктора технических наук

005046933

На правах рукописи

БОГАЧЁВ АНАТОЛИЙ ВИКТОРОВИЧ

МЕТОДОЛОГИЯ КОНТРОЛЯ ОСТАТОЧНОГО РЕСУРСА ОБОРУДОВАНИЯ И ТРУБОПРОВОДОВ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК ВВЭР С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ АВТОМАТИЗИРОВАННОЙ СИСТЕМЫ

Специальность 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

Работа выполнена в Открытом акционерном обществе "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" (ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС»)

Официальные оппоненты:

Член-корр. РАН, доктор технических наук, профессор

Махутов Николай Андреевич.

Доктор технических наук, профессор Маркочев Виктор Михайлович.

Доктор технических наук Сааков Эдуард Саакович.

Ведущая организация: ОАО НПО «ЦНИИТМАШ»

Защита диссертации состоится "09 " 10,2012 г.

в 11 час. 00 мин. на заседании диссертационного совета Д.418.001.01 при ОАО «Опытное конструкторское бюро «ГИДРОПРЕСС» по адресу: 142103, Московская обл., ул. Орджоникидзе, 21.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС»

Автореферат разослан "28" мая 2012 г.

Ученый секретарь диссертационного совета Д.41

кандидат технических наук

Чуркин А. Н.

Общая характеристика работы

Актуальность работы: В настоящий момент в отечественных и зарубежных нормативных документах особое внимание уделяется вопросам старения металла и управления ресурсными характеристиками оборудования и трубопроводов, решить которые невозможно без знания количественных характеристик накопленного повреждения металла по различным механизмам и прогноза исчерпания ресурса на дальнейшую эксплуатацию. При решении задач обоснования прочности оборудования на этапе эксплуатации необходимо учесть реальные нагрузки на оборудование от всех возможных нагружающих факторов, а также наличие начальной дефектности, максимально используя при этом имеющийся объем информации в проектных теплогидравлических и прочностных расчетах. В процессе эксплуатации реакторной установки (РУ) реальное нагружение существенно отличается от предполагаемого нагружения, принятого при проведении проектных расчетов на прочность. Это подтверждено различными измерениями на энергоблоках АЭС.

Поэтому вопрос непрерывного контроля величины накопления повреждения металлом оборудования и трубопроводов РУ по реальному нагружению и реальному состоянию металла с оценкой остаточного ресурса в процессе эксплуатации АЭС становится основным элементом управления ресурсными характеристиками, является актуальным и требует дальнейшего развития.

Цель работы. В результате анализа предыдущих разработок была поставлена цель с использованием диагностического мониторинга параметров эксплуатации оборудования РУ, расчетным путем, проводить оценки остаточного ресурса оборудования РУ. Все решения должны быть увязаны в единую систему автоматизированного контроля остаточного ресурса (САКОР), которую представляется возможным поставлять на АЭС и которая может вести постоянный контроль остаточного ресурса

без привлечения сложных расчетных схем, используемых при проектировании РУ. Для возможности создания такой системы необходимо создать методику расчета напряженного состояния оборудования и трубопроводов РУ по нагружающим факторам, а также определения нагружающих факторов по показаниям датчиков, установленных на энергоблоке. СА-КОР должна осуществлять автоматизированный контроль состояния металла оборудования и трубопроводов АЭС по его реальному нагружению и данным эксплуатационного контроля.

Научная новизна диссертационной работы состоит в разработке методологии расчетно-экспериментального подхода к диагностированию остаточного ресурса оборудования, которая включает в себя ряд этапов.

1 Предложены методы выбора контрольных точек и сечений для конкретной РУ, в которых должны определяться напряжения в процессе эксплуатации и оцениваться остаточный ресурс по различным механизмам повреждения.

2 Выведена общая формула зависимости напряжений от нагружающих факторов, вызванных давлениями первого и второго контуров, температурной компенсации трубопроводов в условиях стеснения реальными перемещениями оборудования и наличия стратификации теплоносителя, термопульсациями и термоударами от впрыска холодного теплоносителя во всех эксплуатационных режимах с использованием интегрального метода Дюамеля.

3 Разработана методика расчета нагружающих факторов по показаниям штатных датчиков. Методика позволяет рассчитывать реальные перемещения оборудования РУ, среднюю температуру по сечению трубопроводов, температурный момент от стратификации теплоносителя, температуру внутренней поверхности трубопровода по наружной температуре путем решения обратной задачи и использовать датчики косвен-

ного влияния для определения температур внутренней поверхности оборудования в зоне узла.

4 Разработаны различные методы определения коэффициентов в зависимостях напряжений от нагружающих факторов, связанных с использованием проектных поверочных расчетов на прочность, и получения недостающих данных с проведением дополнительных расчетов от единичных воздействий нагружающих факторов.

5 Предложены алгоритмы оценки остаточного ресурса по различным механизмам повреждения с использованием нормативных методов.

Практическая ценность работы состоит в следующем:

Разработанная методология непрерывной оценки накопленного повреждения и остаточного ресурса позволяет решить важную научную и народно-хозяйственную проблему прогнозирования времени возможного исчерпания ресурса по критериям прочности оборудования и позволяет управлять ресурсными характеристиками оборудования РУ для своевременного принятия решения о реализации компенсирующих мероприятий, проведения неразрушающего контроля (НК), ремонта или замены оборудования.

Данная методология доведена до конечного продукта применительно к РУ ВВЭР (системы САКОР), который поставляется на вновь строящиеся и действующие АЭС, повышая их безопасность, обеспечивает расчетным обоснованием обоснование остаточного ресурса оборудования РУ.

Внесение в проект РУ САКОР повышает его конкурентоспособность, как в полной мере соответствующего действующей международной нормативной документации и требованиям МАГАТЭ в части управления ресурсными характеристиками.

Внедрение разработанной САКОР для РУ ВВЭР позволяет автоматизировано проводить оперативное прогнозирование выработки ресурса

оборудования и трубопроводов по различным механизмам повреждения в процессе эксплуатации РУ и на его основе готовить материалы для обоснования безопасной эксплуатации оборудования РУ:

-при переходе на режимы суточного маневрирования мощностью (автоматический учет накопленного усталостного повреждения в режимах изменения мощности);

- при переходе на эксплуатации АЭС с увеличенным межремонтным периодом;

-для контроля напряженного состояния в процессе эксплуатации в зонах выявленных повреждений в том числе, кармана коллектора парогенератора (ПГ);

- при продлении срока службы РУ;

-при превышении проектного количества режимов, установленного в технологическом регламенте;

-при обосновании остаточного ресурса оборудования РУ в случае протекания единичного по проекту и непроекгного режима (например, режим, связанный с непосадкой предохранительного клапана БРУ-А);

-для оптимизации эксплуатационных режимов и выявления неблагоприятных нагружающих факторов.

Основные положения, выносимые на защиту:

- методология контроля остаточного ресурса оборудования РУ ВВЭР;

- способы выбора контрольных точек для РУ конкретного энергоблока и механизмов накопления повреждения в этих контрольных точках;

- методика расчета нагружающих факторов на оборудование по показаниям штатных датчиков;

- методика определения напряженного состояния по нагружающим факторам;

- методы определения коэффициентов в зависимостях напряжений от нагружающих факторов;

- верификация функциональных зависимостей напряжений от нагружающих факторов эксплуатации на основе проектных расчетов на прочность;

- выбор алгоритмов сбора информации по показаниям штатных датчиков, задействованных САКОР, ее хранения и обработки в процессе эксплуатации АЭС.

- выбор алгоритмов оценки накопленного усталостного повреждения и остаточного ресурса.

Достоверность и обоснованность результатов исследований обуславливается использованием математически точных формул для определения напряжений с использованием интеграла Дюамеля. Выведена общая формула зависимости напряжений от нагружающих факторов. Данная формула не является эмпирической, а выведена из общих уравнений теплопроводности и термоупругости. При этом показано, какие допущения сделаны при линеаризации задач, и какие частные задачи необходимо решить для получения каждого из коэффициентов в функциональных зависимостях напряжений от нагружающих факторов и при расчете нагружающих факторов.

Расчет интегральных температур и температурных моментов на трубопроводах для учета нестационарных процессов прогрева трубы выполняется по формуле с использованием интегрального соотношения Дюамеля, которая получена в процессе вывода формулы для напряжений.

Для верификации методики расчета перемещения корпуса ПГ по показаниям датчиков перемещения на гидроамортизаторах ПГ были проведены расчеты по реальным показаниям датчиков 3-го энергоблока Ка-

лининской АЭС и выполнено сравнение с результатами расчетов с использованием программы МаИ1са<±

Решение обратной задачи для поверхностных термометров сопротивления верифицировано по данным измерений на АЭС «Тяньвань» путем сравнения температуры внутренней поверхности соединительного трубопровода, полученной решением обратной задачи по показаниям поверхностных термопар системы пуско-наладочных измерений (СПНИ), и показаний штатных погружных термометров сопротивления в режимах с пульсациями температуры теплоносителя.

Балочные модели, используемые для получения коэффициентов в зависимостях напряжений от нагружающих факторов в виде интегральных температур и температурных моментов, а также непроектных перемещений верифицированы на основе балочных моделей, по которым проводилось обоснование прочности РУ.

Для ряда узлов трубопроводов, таких как тройники и гибы, выполнено сравнение результатов расчетов напряжений с результатами, полученными на поляризационно-оптических моделях.

Погрешности от принятых допущений (зависимость модуля упругости от температуры, аппроксимация зависимостей напряжений от нагружающих факторов, проведение расчета напряжений в упругой постановке, постоянный коэффициент теплоотдачи в процессе протекания режима) оценены с использованием результатов проектных прочностных расчетов для каждой контрольной точки.

Для оценки остаточного ресурса используются подходы, принятые в нормативной документации, а программное обеспечение проверено на тестовых примерах с использованием программы Ма^сас!.

Программное обеспечение САКОР аттестовано в научно-техническом центре по ядерной и радиационной безопасности (НТЦ

ЯРБ) «Ростехнадзора» России (паспорт на программное средство № 161).

Апробация работы. Диссертационная работа была рассмотрена научно-техническим советом ОКБ «Гидропресс», материалы диссертации обсуждались на совещаниях с представителями ОКБМ им. Африкантова, НТЦ ЯРБ, ИЦП МАЭ, НИЦ «Курчатовский институт», ЗАО «Атомстрой-экспорт», ПКФ концерна «Росэнергоатом», Ростовской АЭС, Калининской АЭС, Новоронежской АЭС и ЗАО «Диапром». Материалы доложены на международных конференциях в Китае, Украине, Финляндии.

Автором лично разработана методика, содержащая аналитический вывод из уравнений теплопроводности и термоупругости функциональных зависимостей напряжений от нагружающих факторов, а также предложены:

- методы расчета интегральных температур и температурных моментов при стратификации теплоносителя;

- методы расчета реального перемещения корпусов ПГ по показаниям датчиков перемещения на гидроамортизаторах;

- алгоритмы решения обратной задачи для поверхностных термометров сопротивления и верификация методов решения обратной задачи;

- метод расчета коэффициентов в функциональной зависимости напряжений от нагружающих факторов, основанный на использовании проектных прочностных расчетов;

- метод сбора информации по показаниям датчиков на АЭС и организации проведения расчетов накопленного усталостного повреждения;

- метод диагностирования напряженного состояния кармана коллектора ПГ по показаниям датчиков, установленных на оборудовании РУ;

- математический метод сравнения результатов экспериментального исследования и расчетов напряженного состояния, выполненных ме-

тодом конечного элемента патрубковых соединений.

Автором с использованием данных САКОР выполнены анализы:

- протекания режимов, связанных с непосадкой предохранительных клапанов на оборудовании РУ и эксплуатационных случаев, в которых применение САКОР является наиболее актуальным;

- стратификации теплоносителя для различных трубопроводов, реальных перемещений корпусов ПГ и напряжений в зоне кармана коллектора первого контура;

- достаточности объемов и методов расчетного определения ресурса для задачи управления ресурсными характеристиками оборудования РУ.

Реализация и внедрение результатов исследований

Результаты исследований доведены до конечного продукта - системы внедренной на ряде энергоблоков АЭС с ВВЭР и готовой к внедрению на РУ проектов нового поколения.

САКОР-М введена в эксплуатацию на 1 энергоблоке Ростовской АЭС с ноября 2001 года, установлена на персональном компьютере автоматизированного рабочего места системы (ПК АРМ) САКОР-М. Программное обеспечение САКОР-М разработано под операционной системой Windows. С ноября 2004 года начата эксплуатация САКОР-М в составе системы контроля, управления и диагностики (СКУД) на 3-ем энергоблоке Калининской АЭС. Программное обеспечение САКОР-М применительно к 3-ему энергоблоку Калининской АЭС разработано под операционной системой Linux. С ноября 2005 года начата эксплуатация СА-КОР-428 в составе СКУД на реальной базе данных, получаемой со штатных датчиков 1-го энергоблока АЭС «Тяньвань». Программное обеспечение САКОР-428 разработано под операционной системой Unix (Solaris-8). В 2009 году САКОР-М введена в промышленную эксплуатацию на 2-ом энергоблоке Хмельницкой АЭС и 4-ом энергоблоке Ровенской АЭС. В

2011 году внедрена САКОР-446 на 1 энергоблоке АЭС «Бушер» и выполнена поставка САКОР-412 на 1, 2 энергоблоках АЭС «Куданкулам». При этом ПО САКОР-412 реализовано в виде прикладной задачи системы верхнего блочного уровня (СВБУ), работающей в автоматическом режиме. Данные системы можно отнести к системам первого поколения, аналогичным САКОР-М. В САКОР-М использовались упрощенные консервативные подходы определения температур в зонах патрубков подачи теплоносителя в оборудование РУ, не рассчитывались и не учитывались при расчете напряжений нагружающие факторы от реальных перемещений корпусов ПГ и стратификации на трубопроводах, что было связано с нехваткой объема штатного термосилового контроля. Остаточный ресурс контролировался в наиболее нагруженных (контрольных) точках, выбранных в соответствии с проектными поверочными расчетами на прочность и только по критерию накопления усталостного повреждения.

В 2009 году разработана и внедрена на 2-ом энергоблоке Ростовской АЭС система нового поколения САКОР-320 для РУ В-320, в которой учтены недостатки САКОР-М.

В 2010 году САКОР-213 установлена на 1, 2 энергоблоке Ровен-ской АЭС применительно к проекту В-213 ВВЭР-440, которая тоже относится к системам второго поколения. В этой системе предусмотрен дополнительный термоконтроль стратификации на соединительном трубопроводе поверхностными термопарами и использованы показания датчиков относительных перемещений системы СВРШД, которые установлены на ПГ.

Разработан технический проект САКОР-392М и САКОР-491 применительно к АЭС-2006 в двух конфигурациях, которые также являются системами нового поколения и предусмотрен дополнительный объем штатного термосилового контроля на этапе разработки технического проекта РУ.

В 2011 году внедрена на 4-ом энергоблоке Калининской АЭС СА-КОР-320, аналогичная внедренной на 2-ом энергоблоке Ростовской АЭС.

Основное содержание работы

В главе 1 определяются основные требования к САКОР, для выполнения которых была создана методология автоматизированной оценки напряженного состояния и оценки остаточного ресурса оборудования РУ в процессе эксплуатации по реальному нагружению, проведен обзорный анализ опыта внедрения подобных систем на АЭС, а также случаев повреждения оборудования в процессе эксплуатации.

Для выбора подходов, связанных с организацией сбора информации передачи ее для расчета остаточного ресурса, создания прикладного ПО и баз данных, решения организационных вопросов разработки и внедрения САКОР на АЭС выполнен обзор литературы. Рассмотрены проблемы создания систем автоматизированного контроля остаточного ресурса в частности системы основанной на тензометрии, системы температурного контроля «FAMOS» фирмой «Siemens», системы диагностики ALLY фирмой «Вестингауз», чешской системы «Dialife», системы контроля термомеханических состояний парогенераторов.

В главе 2 предложены методы выбора контрольных точек для конкретной РУ, в которых должны определяться напряжения в процессе эксплуатации и оцениваться остаточный ресурс по различным механизмам повреждения. В связи с тем, что рассчитывать напряженное состояние по реальным изменениям температур и давлений (используя их в качестве граничных условий) по всему объему металла невозможно, необходимо выбрать контрольные точки и сечения в наиболее нагруженных узлах, по которым и оценивать целостность оборудования РУ.

Составляется перечень критических элементов и узлов основного оборудования и трубопроводов первого контура РУ с точки зрения проектного усталостного циклического повреждения, и выбираются точки,

подлежащие контролю в рамках определения остаточного ресурса. Первоначально выбор критических узлов и контрольных точек проводится на основе анализа результатов поверочных проектных расчетов.

В САКОР в контрольные точки внесены узлы теплосмен, и отдельно решен вопрос по количеству контрольных точек на патрубке впрыска в компенсатор давления (КД), патрубке питательной воды и на соединительном трубопроводе КД, которые характеризуются возникновением стратификации.

Сечения в сварных соединениях трубопроводов с дефектами, обнаруженными в процессе НК, контролируются по критерию вязкой и хрупкой прочности с учетом усталостного роста дефектов. В контролируемые зоны вносятся сварные соединения трубопроводов РУ при необходимости контроля в них выполнения критериев концепции «течь перед разрушением» (ТПР) в процессе эксплуатации.

В зонах повреждений, выявленных в процессе эксплуатации, также выбираются контрольные точки и сечения. К этим зонам можно отнести -зону радиусного перехода кармана коллектора ПГ, сварных соединений с конструктивным непроваром рубашки на патрубках СУЗ, теплообменных трубок ПГ и т.д.

В главе 3 выведена формула зависимости напряжений от нагружающих факторов во всех эксплуатационных режимах с использованием интегрального метода Дюамеля. При расчете напряжений учитываются все нагружающие факторы, действующие на оборудование РУ, такие как нагрузки от давлений первого и второго контуров, температурной компенсации трубопроводов в условиях стратификации теплоносителя и непроектных перемещений оборудования, термопульсаций и термоударов со стороны теплоносителя. Формула имеет следующий вид:

(аь) = О + А, - р, + ви>иДО + В1„ ■ Т.(О + В2Ш • Мх* (I) + ВЗШ • (О + + В4к-01(О+ Г оЬк(1-т)5(Эк(г)(1т

к = 1..... К ] = 1,..., 1; т = 1,..., М; 1 = 1,..., Ь

ТтЮ = ТОйп-Т\у|Ю + ) аТ^(т)ТВО ^ (I - т)с1т;

1-йпах к

Мх1(0 =МОХ1ш -1^(0 + } аТ"'(г)МВО Х8ш (1 - т)<1т;

1-0шк к

М у I 0) = МО у ¡т ' ^ 10) + I а1ЧУ'(ОМВ0 (I - т)ск;

Здесь:

О, А|, ЭЦ , В1т, В2т ВЗт, В4к - определяющие коэффициенты;

Р| - давления различных контуров;

ц(0 - компоненты вектора перемещений, измеряемые в некоторых точках;

ТтЮ - интегральная температура сечения протяженных конструкций;

МхТт (Ц , МхТт (0 - температурные моменты сечения протяженных конструкций;

©к©- температура теплоносителя, омывающая узел;

стЬк (Ц - базовая функция интеграла Дюамеля для к-ой температуры, омывающей узел;

Т\М| - температуры теплоносителя в одном сечении на протяженных конструкциях при стратификации теплоносителя;

I и - текущее время и характерное время выхода напряжений на стационарный режим;

I - число участков с различными температурами на одном сечении;

Л - число краевых перемещений трубопроводов;

М - число участков с различными температурами теплоносителя;

К - число поверхностей узла, омываемых теплоносителем с различными температурами;

В главе 4 представлены методы расчета нагружающих факторов по показаниям датчиков. Разработаны методы расчета интегральной температуры по сечению трубопроводов и температурного момента от стратификации теплоносителя по формулам (2) применительно к конкретной форме расстановки датчиков для учета их температурной компенсации трубопроводов.

Разработана методика расчета реальных перемещения корпусов ПГ по показаниям штатных датчиков перемещения, установленных на гидроамортизаторах ПГ, позволяющая учитывать их в напряженном состоянии оборудования РУ в виде нагружающих факторов. Для этого локальные перемещения, снятые с датчиков на гидроамортизаторах, пере-считываются на центр парогенератора в виде набора параметров определяющих положение всего корпуса ПГ и далее рассчитываются перемещения необходимых патрубков ПГ. На рисунке 1 представлены реальные перемещения горячего патрубка главного циркуляционного трубопровода насосного агрегата (ГЦТ) на ПГ, используемые в дальнейшем в расчете напряжений.

Рисунок 1 - Графическое представление результатов расчета перемещения горячего патрубка ГЦТ на корпусе ПГ

В качестве нагружающих факторов, действующих на горячую нитку ГЦТ и зону патрубка ПГ, рассматриваются отличие продольного перемещения (вдоль оси ГЦТ) горячего патрубка приварки ГЦТ к ПГ от температурного расширения горячей нитки ГЦТ, поперечное перемещение (перпендикулярно оси ГЦТ) горячего патрубка приварки ГЦТ к ПГ, угол поворота ПГ относительно вертикальной оси. Аналогично учитываются перемещение холодного патрубка ГЦТ на ПГ.

Разработан метод, позволяющий решать обратную задачу для поверхностных термометров сопротивления. Тестирование программы решения обратной задачи теплопроводности проводилось по реальным экспериментальным данным, полученным по показаниям штатных тер-

мопар СПНИ на АЭС «Тяньвань». Временной интервал, для которого решались обратные задачи, соответствовал измерениям с 09.02.2006 12:12 по 09.02.2006 12:20 с временным шагом равным 10 с. Начало процесса было выбрано с учетом того, что это состояние приближенно можно считать стационарным, так как на протяжении нескольких шагов температура наружной поверхности мало изменялась. Сформированный файл из значений температуры на наружной поверхности состоял из 10 значений температуры равной 300 °С, предшествующих значениям экспериментальных данных, и 50 значений данных реальных измерений. Всего на наружной поверхности было задано 60 значений температур с временным шагом в 10 с. На рисунке 2 приведены следующие входные данные и результаты решения обратной задачи:

круги - температуры на наружной поверхности, являющиеся исходными данными для решения обратной задачи; квадраты - результаты решения обратной задачи в виде температуры внутренней поверхности трубопровода; звездочки - показание погружного термометра сопротивления, установленного в непосредственной близости от поверхностной термопары; треугольники- рассчитанное значение температуры теплоносителя с учетом принятого коэффициента теплоотдачи 7000 Вт/(м2-°С). По оси абсцисс приведены шаги интегрирования по времени, где каждый шаг равен 10 с.

Рисунок 2 - Результаты решения обратной задачи для соединительного трубопровода

В главе 5 для каждой контрольной точки выбираются нагружающие факторы, изменение которых приводит к изменению напряжений в соответствии с моделью расчета конкретного узла. Наиболее трудоемкой работой по объему требуемой информации является получение коэффициентов и базовых функций в функциональных зависимостях напряжений от нагружающих факторов. Предложенный в работе вариант использования уже выполненных ранее поверочных прочностных расчетов на порядки сокращает трудоемкость работы, позволяя избегать проведения большого числа расчетов МКЭ. Предложены способы аппроксимации базовых функций, что позволяет свести расчет базовой функции к определению нескольких коэффициентов. Разработаны различные методы определения коэффициентов в зависимостях напряжений от нагружаю-

щих факторов, связанных с использованием проектных поверочных расчетов на прочность, и получения недостающих данных с проведением дополнительных расчетов от единичных воздействий нагружающих факторов. Предложены алгоритмы расчета напряжений и разработан метод оценки погрешности расчета напряжений на основе результатов проектных поверочных расчетов на прочность, выполненных МКЭ. Приведен пример получения функциональных зависимостей напряжений от нагружающих факторов, а также показан метод верификации этих функциональных зависимостей.

В главе 6 предложены алгоритмы оценки остаточного ресурса по различным механизмам повреждения с использованием нормативных методов. Оценка остаточного ресурса по критерию накопления усталостного повреждения заключается в расчете по последовательности локальных минимумов-максимумов приведенных напряжений в контрольных точках условно-упругих напряжений, схематизации циклов нагруже-ния по методу «дождя» и расчете усталостного повреждения для каждого полуцикла с его дальнейшим линейным суммированием. При этом возможен расчет накопления усталостного повреждения, как без учета влияния среды, так и с учетом влияния среды на циклическую прочность. В случае обнаружения методами НК дефектов, имеющих технологический характер, результаты этого контроля с использованием протоколов схематизируются в начальную дефектность. В процессе эксплуатации ведется расчет усталостного подрастания дефектов по реальному эксплуатационному нагружению с периодической корректировкой данных по результатам последующих НК и проверкой критериев вязкой и хрупкой прочности.

В главе 7 показаны результаты внедрения САКОР различных конфигураций на АЭС и результаты эксплуатации.

Приведены примеры расчета САКОР нагружающих факторов по показаниям датчиков, расчета напряжений и оценки остаточного ресурса для энергоблоков с внедренной САКОР. Приведены примеры выявления непроектных воздействий на оборудования САКОР.

Температурный момент по сечению горячей нитки ГЦТ № 1, измеренный с использованием штатных датчиков, представлен на рисунке 3.

1

1

I 1

! \

! /1 1

! | / ц

"у \ 1 и> 1 VI * 1

Г....... Г"' "" I.......

06:00.00 1200:00 18:00.00 00:00:00 06:00:00 12:00:00 18:00:00 00:00:00 06:00:00 1200:00 18:00:00 00:00:00 20.10.2009 24.10.2009

- УА11Р102((1а1) Температурный момент горячей нитки ГЦТ1.Т

Рисунок 3 - Стратификация теплоносителя на ГЦТ первой петли по показаниям штатных датчиков на этапе горячей обкатки.

Температурный момент горячих ниток ГЦТ, обезразмеренный на геометрические характеристики сечения, не превышает 60 °С, что примерно соответствует перепаду температур на ГЦТ между верхом и низом в 40 °С при линейном профиле температур. Данное явление было вызвано подачей холодного теплоносителя в ГЦТ от системы планового и ава-

рийного расхолаживания при отключенных главных циркуляционных насосных агрегатах (ГЦНА).

На рисунке 4 видны множественные пульсации в соединительном трубопроводе возле ГЦТ, обусловленные тем, что на начальном этапе проведения пуско-наладочных испытаний на 2 энергоблоке Ростовской АЭС регулятор тонкого впрыска в КД использовался для регулирования давления. При периодическом малом открытии регулятора на трубопроводе впрыска (на величину около 15%), в условиях перепада давления между напором ГЦНА и КД осуществлялся периодический впрыск в паровой объем КД за счет изменения степени открытия регулятора. Теплоноситель, поступавший в КД через патрубок впрыска, вталкивал теплоноситель из нижней части КД в соединительный трубопровод. Причем этот процесс обладал периодом, равным периоду открытия регулятора на трубопроводе впрыска. Все это приводило к возникновению пульсации температуры теплоносителя в соединительном трубопроводе возле ГЦТ.

Анализ показал, что эти термопульсации с частотой примерно один цикл в 3-3,5 минуты и амплитудой 55 °С приводили к ускоренному накоплению усталостного повреждения. После выявления термопульсаций и настройки регулятора тонкого впрыска данное воздействие прекратилось, а уже накопленное усталостное повреждение было невелико и автоматически учтено САКОР-320 в общем накопленном усталостном повреждении.

I-?-;-,-;-\-;-1-1-1-

13:45:00 14:00:00 14:15:00 14:30:00 14:45:00 15:00:00 15:15:00 15:30:00 1 5:45:00

22.01.2010 23.01.2010

- УР10РТ09(с1а() Температура внутренней поверхности в дыхательном трубопроводе уГЦТ. X

Рисунок 4 - Изменение температуры в соединительном трубопроводе возле ГЦТ

На рисунке 5 представлены нагружающие факторы, рассчитанные САКОР-320 по показаниям датчиков, использованные в расчете напряжений на патрубке питательной воды ПГ-3. К этим факторам, в том числе, относятся температура внутренней поверхности трубопровода питательной воды (верхняя линия) и температурный момент (нижняя линия), возникающий в результате стратификации питательной воды. Стратификация на трубопроводах питательной воды имеет незначительную величину, но должна быть учтена в расчете напряжений в контрольных точках на патрубке питательной воды ПГ.

260 240 220 200 180 160 140 12010080 60 40 20

12.01.10

12.01.10

12.01.10

12.01.10

12.01.10

12.01.10

12.01.1С

12.01.10

1201.2010 13.01.2т о

г^Ды^!1 Т. внутренней поверхности нижней точки сечения трубопровода пит. воды перец патрубком Г ............ 1 1 нидац I емлеретурный момент сечения трубопровода гчгательной воды перед патрубком ПГ1. 'С

Рисунок 5 - Температурные пульсации и стратификация на трубопроводе питательной воды ПГ-1

На рисунке 6 представлены реальные перемещения горячего патрубка ГЦТ на ПГ-2. Угол поворота задан в масштабе 1000. Рассматриваются следующие нагружающие факторы, воздействующие на горячую нитку ГЦТ и зону патрубка ПГ: - отличие продольного перемещения (вдоль оси ГЦТ) патрубка приварки горячей нитки ГЦТ к ПГ от температурного расширения горячей нитки ГЦТ, поперечное перемещение (перпендикулярно оси ГЦТ) патрубка приварки горячей нитки ГЦТ к ПГ и угол поворота ПГ относительно вертикальной оси.

, -1-1-1-1-1-1-1-1-1-1-

35.01.10 06.01.10 07.01.10 08.01.10 09.01.10 10.01.10 11.01.10 1 2.01.10 1 3.01.10 1 4.01.10 15.01.10

04.01.2010

\ - (х1 ООО) УВ21ТС03(с1а() Угол поворота ПГ 2. рад

2 - УВ20Р605(с1а() Погрешность по ГЦТ для ПГ 2. см

3 " УВ20Р608(с)а1) Продольное перемещение горячего патрубка ГЦТ на ПГ 2, см

4 - УВ20РС09йа1) Поперечное перемещение горячего патрубка ГЦТ на ПГ 2, см

1Б.01.2010

Рисунок 6 - Реальные перемещения горячего патрубка приварки ГЦТ к ПГ-2

Приведен пример использования САКОР-М 1 энергоблока Ростовской АЭС по обоснованию состояния металла после прохождения аварийного режима в ноябре 2003 г., графики показаний штатных датчиков в котором приведены на рисунке 7. В результате режима произошло отключение 1 энергоблока Ростовской АЭС от сети защитой генератора, с не закрытием БРУ-А. В достаточно короткое время ПГ-1 был осушен и находился в таком состоянии длительное время. После закрытия БРУ-А ручным способом была реализована процедура заполнения ПГ-1 через штуцер периодической продувки теплоносителем 2-го контура из остальных ПГ. После достижения уровня 2 метра дополнительное заполнение производилось через патрубок питательной воды. После достижения не-

обходимого уровня, персонал АЭС приступил к плановому расхолаживанию энергоблока до его полного останова. САКОР-М было рассчитано накопленное усталостное повреждение от изменения параметров эксплуатации в процессе прохождения данного режима. По результатам расчета максимальное накопленное повреждение реализовалось в контрольной точке ПГ-1, расположенной на патрубке пара и составило 0.003351. По результатам анализа прохождения аварийного режима, в том числе с использованием данных САКОР-М, был сделан вывод, что можно допустить в эксплуатацию ПГ-1 без проведения инструментального контроля состояния металла.

;

;

• -УАШСР

....... .......р. Т, 1

;

Г \ :

: ;

; ...

' ш рг _.....|......

; /

111 1

1 ...

1,: "¿Л ~

1]1! / 1

;

07.1Ш 08.11 ИЗ 09.11 JD310.11.03 11.11ДЗ 12.1Ш 1Э.1Ш14.1Ш 15.111В 16.1Ш 17.11 ЛЗШШ 19.1Ш

Дата

07.11.03 Закрытие стопорных клапанов турбины

07.11.03 Срабатывание системы УРБ

07.11.03 Непосадка клалаиоа устройств сброса пара •о ПГ (ТХ50505)

07.11.03 Срабатывание аварийной мппгш

08.11.03 Плановое расхолаживание реактора до холодвого состоаюи со скоростью до 30*/час

12.11.03 Плановый разогрев кз холодного состоанш со скоростью до 20*/час

13.11.03 Гндроисшпжнш I контура на плотность

13.11.03 Гидроиспшани* 11 контура нв плотность

13.11.03 Плановое расхолаживание реастор* до холодного состосипсо скоростью до 30°/час

14.11.03 Плановый разогрев ю холодвого состояли со скоростью до 2С°/час

14.11.03 Гшронспшшы I контура т плотность

16.11.03 Отключением последующее включение ПВД группы Б

28.11.03 Отключение и последующее включение ПВД группы А

Рисунок 7 - Показания датчиков 1 энергоблока Ростовской АЭС Заключение.

Разработанная методология оценки накопленного повреждения и остаточного ресурса в процессе эксплуатации АЭС позволяет решить

важную научную и народно-хозяйственную проблему прогнозирования времени возможного исчерпания ресурса по критериям прочности оборудования и управлять ресурсными характеристиками оборудования РУ для своевременного принятия решения о реализации компенсирующих мероприятий, проведения НК, ремонта или замены оборудования.

Данная методология доведена до конечного продукта применительно к РУ ВВЭР (системы САКОР), которая поставляется на вновь строящиеся и действующие АЭС, повышая их безопасность, обеспечивает расчетным обоснованием остаточного ресурса оборудования РУ.

Внесение в проект РУ САКОР повышает конкурентоспособность АЭС, как в полной мере соответствующего действующей международной нормативной документации и требованиям МАГАТЭ в части управления ресурсными характеристиками.

Созданная система автоматизированного контроля остаточного ресурса оборудования РУ ВВЭР имеет следующие основные характеристики, которые позволяют решать важные задачи для безопасной и экономичной эксплуатации АЭС:

- полный набор контрольных точек на оборудовании и трубопроводах РУ в объеме, достаточном для оценки остаточного ресурса металла РУ;

-математическая формула для определения напряжения позволяет учитывать все нагружающие факторы: вес, давление, температурная компенсация трубопроводов в условиях стратификации и реальных перемещений оборудования, неравномерность температурного поля по узлу, вызванная термоударами, термопульсациями и стратификацией теплоносителя;

-использование интегрального соотношения Дюамеля в функциональных зависимостях напряжений от нагружающих факторов позволяет производить расчет напряжений и оценку остаточного ресурса по ре-

альным параметрам эксплуатации РУ непосредственно на АЭС, что повышает оперативность в принятии решения;

-использование штатных датчиков существенно снижает трудо и дозозатраты при установке и эксплуатации САКОР;

-использование как погружных, так и поверхностных датчиков температурного контроля и решение некорректной обратной задачи теплопередачи позволяет устанавливать САКОР как на энергоблоки новых проектов, так и на уже эксплуатируемые энергоблоки;

-разработанные методики расчета нагружающих факторов по показаниям датчиков с использованием алгоритмов осреднения показаний датчиков, определения расходов теплоносителя в оборудовании РУ, решения обратной задачи, расчета средних температур и температурных моментов по сечению трубопровода, расчета перемещений корпусов ПГ по показаниям датчиков перемещения на гидроамортизаторах ПГ позволяет персоналу АЭС своевременно выявлять непроектные воздействия на оборудование;

-универсальная методика определения коэффициентов в аппроксимирующих функциях позволяет использовать ранее выполненные прочностные расчеты на этапе обоснования проекта РУ;

-использование двух механизмов достижения предельных состояний при оценке остаточного ресурса (накопление усталостного повреждения и усталостного подрастания дефектов) позволяет контролировать предельные состояния по критериям циклической, вязкой и хрупкой прочности;

-возможность использования базы данных по свойствам материалов, как по сертификатам, так и полученной в процессе эксплуатационного контроля металла позволяет отслеживать старение металла.

Основные публикации по теме диссертации. По материалам диссертации опубликовано 39 статей, из которых 10 в изданиях рекомендованных ВАК и выпущено более 200 проектных документов. Материалы диссертации вошли отдельной главой в книгу /4/.

К значимым работам относятся:

1 А. В. Богачёв, М. Б. Бакиров, А. В. Воронков, Б. Н. Дранченко. Основные принципы построения системы автоматизированного контроля остаточного циклического ресурса для РУ с ВВЭР-1000. 2-ая Всероссийская научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», г. Подольск. 19-23 ноября 2001 г.

2 А. В. Богачев, Б. Н. Дранченко, В. П. Семишкин. Методы построения аппроксимирующих функций для расчета напряжений в системе автоматизированного контроля остаточного ресурса оборудования РУ. 2-ая Всероссийская научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», г. Подольск. 19-23 ноября 2001 г.

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

4 Н.В. Шарый, В.П. Семишкин, В.А. Пиминов, Ю. Г. Драгунов, «Прочность основного оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР» М.:ИздАТ, 2004.

5 Бакиров М. Б., Богачев А. В., Выставкин И.А., Загребаев В. А., Потапов В. В. Оптимизация неразрушающего контроля РУ ВВЭР. 3-я Международная конференция по проблемам атомной энергетики «Надежность и безопасность эксплуатации АЭС», Украина, г. Севастополь. 21-26 сентября 2004 г.

6 Внедрение системы автоматизированного контроля остаточного ресурса САКОР-М на 1-ом энергоблоке Ростовской АЭС. Бакиров М. Б., Бо-

гачев А. В., Пращурович Б.А. (ОАО «ВНИИАЭС»), Б.Н. Дранченко, В.П. Семишкин (ФГУП ОКБ «Гидропресс»), P.C. Галиев, С.А. Скивка (Ростовская АЭС). 4-я Международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» г. Москва, ВНИИАЭС, 16-17 июля 2004 г.

7 Использование программы «Зенит 95» в прочностных расчетах оборудования АЭС. Бакиров М. Б., Зубцов Е.Ф., Богачев А. В., В. И. Левчук (ОАО «ВНИИАЭС»), Курков C.B., Каталина H.H. (ООО НТП «ДИП») 3-я Российская конференция «Методы и программное обеспечение расчетов на прочность» г. Туапсе, 4-9 октября 2004 г.

8 Внедрение концепции ТПР на АЭС с РУ ВВЭР-440. Бакиров М. Б., Богачев А. В., Григорьев В. А. и др., 3-я Международная конференция по проблемам атомной энергетики «Надежность и безопасность эксплуатации АЭС», Украина, г. Севастополь. 21-26 сентября 2004 г.

9 Богачев A.B. Лекция «Использование систем диагностики для контроля остаточного ресурса. Разработка системы оценки циклического ресурса оборудования РУ с ВВЭР». Российская межотраслевая школа-семинар «Эксплуатационная устойчивость элементов атомных станций». Сборник конспектов лекций, ФГУП «НИИП», Лыткарино-2005 г. стр. 6465.

10 Application of System Dialife for Residual Life Time Assessment on nuclear Power Plant Component. Dusan Vincour, Ladislav Jurasek. 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 18). Beijing, China, August 7-12, 2005.

11 Перспективы развития системы САКОР-М. М.Б. Бакиров, A.B. Богачев, ВАЗагребаев (ОАО «ВНИИАЭС»), Б.Н. Дранченко, В.П. Семишкин, A.B.Воронков, (ФГУП ОКБ «Гидропресс»), 4-ая Всероссийская научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», г. Подольск. 23-25 мая 2005 г.

12 Богачев A.B. Лекция «Обоснование целостности оборудования АЭС на стадии проектирования и использование данных расчетов в процессе эксплуатации, внедрении концепции «течь перед разрушением». Российская межотраслевая школа-семинар «Эксплуатационная устойчивость элементов атомных станций». Сборник конспектов лекций, ФГУП «НИИП», Лыткарино-2005 г. стр. 54-55

13 Расчетный анализ факторов силового воздействия в узле приварки коллектора к корпусу ПГ в процессе ремонта и эксплуатации. Бакиров М.Б., Богачев A.B., Загребаев В.А., Зубцов Е.Ф., Потапов В.В. (ОАО «ВНИИАЭС»), Быков Е.М.(ФГУП ОКБ «Гидропресс»). 7-ой Международный семинар по горизонтальным парогенераторам. Сборник трудов, г. Подольск. 3-5 октября 2006 г.

14 Богачев A.B. Лекция «Внедрение концепции «течь перед разрушением» для АЭС с ВВЭР-440 и рекомендации для других АЭС». 2-ая Российская межотраслевая школа-семинар «Эксплуатационная устойчивость элементов атомных станций». Сборник конспектов лекций, ФГУП «НИИП», Лыткарино-2006 г.

15 Богачев A.B. Лекция «Внедрение систем расчетно-экспериментального диагностирования остаточного ресурса оборудования и трубопроводов АЭС». 2-ая Российская межотраслевая школа-семинар «Эксплуатационная устойчивость элементов атомных станций». Сборник конспектов лекций, ФГУП «НИИП», Лыткарино-2006 г.

16 Развитие системы САКОР-М. A.B. Богачев, Б.Н. Дранченко, В.П. Семишкин, В.Я. Беркович. Вопросы атомной науки и техники. Серия «Обеспечение безопасности АЭС». Научно-технический сборник. Выпуск 15. Реакторные установки ВВЭР. Подольск. 2006 г.

17 В.П. Семишкин, A.B. Богачев, Б.Н. Дранченко. Проведение расчетов напряженного состояния оборудования РУ МКЭ в рамках создания системы автоматизированного контроля остаточного ресурса для АЭС-

2006. 5-ая Международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», г. Подольск. 29мая -1 июня 2007 г.

18Б.Н. Дранченко, В.Я.Беркович, A.B. Богачев, В.П. Семишкин, С.А. Скивка. Система автоматизированного контроля остаточного ресурса применительно к проектам нового поколения. 5-ая Международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», г. Подольск. 29мая -1 июня 2007 г.

19 A.B.Богачев, Б.Н. Дранченко, В.П. Семишкин, В.Я.Беркович, Д.Б. Муравин. Система автоматизированного контроля остаточного ресурса оборудования в новых проектах РУ ВВЭР. Вопросы атомной науки и техники. Серия «Обеспечение безопасности АЭС». Научно-технический сборник. Выпуск 19. Реакторные установки ВВЭР. Подольск. 2007 г., стр.3-12.

20 Богачев А.В, Дранченко Б.Н., Беркович В. Я. Контроль напряжений в зоне приварки коллектора к корпусу ПГВ-1000 в процессе эксплуатации системой САКОР. Серия «Обеспечение безопасности АЭС». Вопросы атомной науки и техники. Научно-технический сборник. Выпуск 19. Реакторные установки ВВЭР. Подольск. 2007 г., стр. 43-54.

21 A.B. Богачев, В.Я. Беркович, Б.Н. Дранченко, В.П. Семишкин. Определение нагружающих факторов для расчета напряжений в САКОР применительно к проекту РУ АЭС-2006. 5-ая Международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», г. Подольск. 29 мая -1 июня 2007 г.

22 Зубцов Е.Ф., Бакиров М.Б., Потапов В.В. Богачев A.B. Оценка предельных состояний при определении остаточного ресурса оборудования АЭС. 5-ая Международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», г. Подольск. 29мая -1 июня 2007 г.

23 В.Я. Беркович, A.B. Богачев, Б.Н. Дранченко, Д.Б. Муравин, В.П. Семишкин, Т. В. Шайкина. Внедрение на 2-ом энергоблоке Хмельницкой

АЭС прикладного программного обеспечения САКОР-М. Вопросы атомной науки и техники. Серия «Обеспечение безопасности АЭС». Научно-технический сборник. Выпуск 21. Реакторные установки ВВЭР. Подольск. 2008 г., стр. 31-36.

24 Б.Н. Дранченко, В.Я.Беркович, A.B. Богачев, В.П. Семишкин. Система автоматизированного контроля остаточного ресурса применительно к проектам нового поколения, г. Москва, Тяжелое машиностроение март 3, 2008 г. стр. 2-4.

25 В.Я.Беркович, А.В.Богачев, Б.Н.Дранченко, В.П.Семишкин, А.И.Черняков. Проведение МКЭ расчетов напряженного состояния оборудования РУ В-320 в рамках создания САКОР-320. 6-ая Международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», ОАО ОКБ «Гидропресс», г. Подольск, 2009 г.

26 В.Я.Беркович, A.B. Богачев, Б.Н. Дранченко, В.П. Семишкин. Использование для решения эксплуатационных задач АЭС с ВВЭР системы автоматизированного контроля остаточного ресурса. МНТК «Конструкционная прочность материалов и ресурс оборудования АЭС» «РЕСУРС-2009», Киев, Украина, 20-22 мая 2009 г.

27 В.Я. Беркович, A.B. Богачев, Б.Н. Дранченко, Д.Б. Муравин, В.П. Семишкин «Управление старением оборудования реакторной установки с использованием системы автоматизированного контроля остаточного ресурса (САКОР)», 20-ая Международная конференция «Строительная механика в реакторных технологиях», Хельсинки, 9-14 августа 2009 г.

28 В.Я.Беркович, A.B. Богачев, Б.Н. Дранченко, Д.Б. Муравин, ОАО ОКБ «Гидропресс», г. Подольск, Фомин A.B. ИМАШ г. Москва. Расчет нагружающих факторов по показаниям штатных датчиков для САКОР-320 2 энергоблока Ростовской АЭС. 6-ая Международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», ОАО ОКБ «Гидропресс», г. Подольск, 2009 г.

29 В.Я.Беркович, A.B. Богачев, Б.Н. Дранченко, В.П. Семишкин, Т.В. Шайкина. Система автоматизированного контроля остаточного ресурса (САКОР-320) 2 энергоблока Ростовской АЭС. 6-ая Международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», ОАО ОКБ «Гидропресс», г. Подольск. 2009 г.

30 Разработка аналитических функций для расчета напряженного состояния оборудования РУ В-392М для САКОР-392М. А.И.Черняков А.И., В. Я. Беркович, A.B. Богачев, к.т.н„ В. В. Дружинин, М. Е. Курдин Вопросы атомной науки и техники. Серия «Обеспечение безопасности АЭС». Научно-технический сборник. Выпуск 26. Материалы конференции молодых специалистов. Подольск. 2010 г., стр. 144-148.

31 Проведение МКЭ расчетов напряженного состояния оборудования РУ В-320 в рамках создания САКОР-320. Черняков А.И, Беркович В. Я., Богачев А.В, Дранченко Б.Н., Семишкин В.П //Тяжелое машиностроение, 2010. №8, с. 5-9.

32 В.Я.Беркович, A.B. Богачев, Б.Н. Дранченко, В.П. Семишкин. Использование для решения эксплуатационных задач АЭС с ВВЭР системы автоматизированного контроля остаточного ресурса. Международный научно-технический журнал. Проблемы прочности № 1 2010 г. стр. 62-69.

33 А.И.Черняков А.И., В. Я. Беркович, A.B. Богачев, к.т.н„ ОАО ОКБ «Гидропресс». Разработка аналитических функций расчета напряженного состояния трубопроводов системы компенсации давления для программного обеспечения САКОР-320. Вопросы атомной науки и техники. Серия «Обеспечение безопасности АЭС». Научно-технический сборник. Выпуск 29. Реакторные установки ВВЭР. Диагностика. Контроль качества. Подольск. 2011 г., стр. 5-11.

34 Оценка накопления повреждения металлом оборудования реакторной установки с использованием системы автоматизированного контроля остаточного ресурса (САКОР-320). В.Я. Беркович, A.B. Богачев,

Д.Б. Муравин. A.C. Скивка. Вопросы атомной науки и техники. Серия «Обеспечение безопасности АЭС». Научно-технический сборник. Выпуск 29. Реакторные установки ВВЭР. Диагностика. Контроль качества. Подольск. 2011 г., стр. 41-51.

Отпечатано в ОАО ОКБ «Гидропресс» 15.05.2012. 100 экз. 142103, Московская обл., ул. Орджоникидзе, 21.

Введение.

Условные обозначения и принятые сокращения.

Глава 1 Состояние вопроса контроля усталостного повреждения РУ в процессе эксплуатации.

1.1 Натурные тензометрические измерения напряжений в оборудовании при пусконаладочных испытаниях и эксплуатации.

1.2 Разработка системы автоматизированного контроля остаточного ресурса, основанной на тензометрии.

1.3 Поставка немецкой фирмой «Siemens» на российские АЭС системы температурного контроля FAMOS.

1.4 Разработка системы диагностики ALLY фирмой «Вестингауз».

1.5 Разработка чешской системы контроля остаточного ресурса «Dialife» применительно к 1-му энергоблоку АЭС «Темелин».

1.6 Система контроля термомеханических состояний парогенераторов.

1.7 Постановка задачи на контролирование механизмов повреждения применительно к

РУ ВВЭР.

Глава 2 Выбор зон и мест на оборудовании и трубопроводах РУ для контроля остаточного ресурса.

2.1 Нормативные основы создания САКОР.

2.2 Контрольные точки с максимальной повреждаемостью по результатам проектных расчетов на усталостную прочность.

2.3 Контрольные точки в зонах смешения теплоносителей с различной температурой.

2.4 Сварные соединения трубопроводов с начальной дефектностью.

2.5 Зоны с возникновением повреждения по опыту эксплуатации.

Одной из основных проблем эксплуатации промышленных ядерных реакторов является сохранение целостности барьеров безопасности РУ. В процессе эксплуатации металл, из которого выполнены оборудование и трубопроводы подвергается нагружению со стороны теплоносителя за счет изменения его температуры, давления и агрегатных состояний в процессе эксплуатации. Для корпусных РУ типа ВВЭР существует целый спектр режимов эксплуатации, связанных как с изменением мощности реакторной установки, так и со срабатыванием защиты реактора. Данное эксплуатационное нагружение может инициировать разрушение по различным механизмам повреждения.

На этапе проектирования РУ проводятся расчеты в обоснование прочности оборудования и трубопроводов РУ, которые включают расчёты на статическую прочность, циклическую, вибрационную и хрупкую прочность, на прогрессирующее формоизменение, на сейсмические воздействия и на устойчивость.

В качестве исходных данных к прочностным расчетам необходимо получить изменение параметров теплоносителя по всему возможному спектру эксплуатационных режимов. Для этого используются теплогидравлические расчеты, в результате которых получаются температуры и давления теплоносителя в различных зонах оборудования РУ, а также данные об агрегатных состояниях и скоростях потоков, необходимые для определения коэффициентов теплоотдачи на поверхности барьеров безопасности.

Каждый из расчетов на прочность требует знание определенного набора тепло-гидравлических параметров. Так, например, расчет на статическую прочность требует знание максимальных значений нагружающих параметров на оборудование. Расчет на циклическую прочность в свою очередь требует знания изменения параметров эксплуатации во времени, так как вносящие существенный вклад в усталостное повреждение местные температурные напряжения зависят от истории температурного нагружения. В процессе эксплуатации РУ реальное нагружение существенно отличается от предполагаемого нагружения, принятого при проведении проектных расчетов на прочность. Это подтверждено различными измерениями на энергоблоках АЭС. Поэтому вопрос контроля накопленного повреждения по различным механизмам от эксплуатационного нагружения, остается актуальным до настоящего времени в атомной энергетике.

Все проектные расчеты прочности проводятся для бездефектного оборудования, хотя, как показывает опыт эксплуатации на этапе изготовления, монтажа и эксплуатации, в различных зонах могут появляться дефекты в металле оборудования. Для выявления начальной и эксплуатационной дефектности на АЭС применяются различные неразрушающие методы контроля состояния металла. Контроль проводится в соответствии с /1/. Объем контроля и периодичность выбирается с целью с определенным периодом обследовать оборудование на возможность возникновения дефекта. Данный подход не учитывает, как интенсивно нагружалось оборудование за весь срок эксплуатации и за период с ближайшего контроля в период ППР. В некоторых случаях в оборудовании присутствует малая дефектность, ремонт которой нецелесообразен и в этом случае, конечно, требуется повышенный контроль в этих зонах. Однако желательно оптимизировать периодичность проведения данного контроля.

Поэтому при решении задач обоснования прочности оборудования на этапе эксплуатации необходимо учесть реальное нагружение оборудования и наличие начальной дефектности, максимально используя при этом имеющийся объем информации в проектных теплогидравлических и прочностных расчетах. Эту задачу предлагается решить, создав и внедрив на АЭС систему автоматизированного контроля остаточного ресурса для различных проектов РУ ВВЭР, основанной на расчетной оценке усталостного повреждения по реальному нагружению. Общая схема взаимодействия САКОР с остальными элементами обоснования прочности оборудования РУ для всего жизненного цикла АЭС представлена на рисунке В1.

Рисунок В1 - Схема использования САКОР-М в процессе эксплуатации АЭС

На основании теплогидравлических и поверочных прочностных расчетов, выполненных на этапе проектирования РУ, необходимо разработать математический аппарат расчета усталостного повреждения по реальному нагружению, определяемый геометриче скими характеристиками и материалами оборудования РУ данного проекта. Очевидно, что для одинакового оборудования математический аппарат будет одинаковым, хотя история его нагружения может различаться. Для контроля и архивации истории нагружения оборудования, на АЭС, должен быть организован сбор информации по показаниям датчиков в объеме необходимом и достаточном для контроля всех возможных нагрузок на оборудование. Выявленные различия в нагрузках на оборудование от предполагаемых в проекте нагрузок, должны быть учтены в проекте РУ, а также проанализированы при создании новых проектов РУ. Помимо этого, для расчета усталостного роста начальной дефектности, которая может быть выявлена на этапе изготовления и монтажа, необходимо схематизировать результаты неразрушающего контроля и в качестве исходных данных занести в базу данных САКОР.

Результаты накопленного усталостного повреждения и усталостного роста дефектов за предыдущий период эксплуатации оптимально использовать в подтверждение рабочей программы контроля металлов и применяемых методов, объемов и периодичности неразрушающего контроля. После проведения неразрушающего контроля на энергоблоке данные по реальной дефектности на оборудовании должны быть положены в основу уточнения исходных баз САКОР, а также должны быть проанализированы в проекте РУ.

Актуальность работы: В настоящий момент в отечественных и зарубежных нормативных документах особое внимание уделяется вопросам старения металла и управления ресурсными характеристиками оборудования, решить которые невозможно без знания количественных характеристик накопленного повреждения металла по различным механизмам и прогноза исчерпания ресурса на дальнейшую эксплуатацию. При решении задач обоснования прочности оборудования на этапе эксплуатации необходимо учесть реальные нагрузки на оборудование с учетом всех возможных нагружающих факторов, а также наличие начальной дефектности, максимально используя при этом имеющийся объем информации в проектных теплогидравлических и прочностных расчетах. Поэтому вопрос непрерывного контроля величины накопления повреждения металлом оборудования РУ с оценкой остаточного ресурса в процессе эксплуатации АЭС становится основным элементом управления ресурсными характеристиками, является актуальным и требует дальнейшего развития.

Поставленные задачи определяют основные требования к САКОР, для выполнения которых была создана методология автоматизированной оценки напряженного состояния и оценки остаточного ресурса оборудования РУ в процессе эксплуатации по реальному нагружению с выработкой соответствующих компенсирующих мероприятий.

Для выбора подходов, связанных с организацией сбора информации передачи ее для расчета остаточного ресурса, создания прикладного ПО и баз данных, решения организационных вопросов разработки и внедрения САКОР на АЭС, в Главе 1 проведен обзорный анализ опыта внедрения подобных систем на АЭС, а также случаев повреждения оборудования в процессе эксплуатации.

Краткое описание методологии диагностирования остаточного ресурса оборудования, содержащейся в работе, изложено ниже.

В связи с тем, что методом конечных элементов рассчитывать напряженное состояние по реальным изменениям температур и давлений (используя их в качестве граничных условий) по всему объему металла невозможно, необходимо выбрать контрольные точки в наиболее нагруженных узлах и зонах, по которым и оценивать целостность оборудования РУ. Предложены методы выбора контрольных точек для конкретной РУ, в которых должны определяться напряжения в процессе эксплуатации и оцениваться остаточный ресурс по различным механизмам повреждения. Разработка подходов и определение необходимого объема информации для решения этого вопроса описаны в Главе 2.

При расчете напряжений должны учитываться все нагружающие факторы, действующие на оборудование РУ, такие как нагрузки от давлений первого и второго контуров, температурной компенсации трубопроводов в условиях стратификации теплоносителя и непроектных перемещений оборудования, термопульсаций и термоударов со стороны теплоносителя во всех эксплуатационных режимах. Это требует создание методики расчета напряжений от всех выше обозначенных нагружающих факторов. Выведена общая формула зависимости напряжений от параметров эксплуатации с учетом нагружающих факторов от давлений первого и второго контуров, температурной компенсации трубопроводов, термопульсаций, впрыска холодного теплоносителя и стратификации в переходных и аварийных режимах с использованием интегрального метода Дюамеля. Данному вопросу посвящена Глава 3.

В качестве нагружающих факторов для каждой контрольной точки выбираются нагружающие факторы, изменение которых приводит к изменению напряжений в соответствии с выбранной моделью расчета конкретного узла. По показаниям штатных датчиков необходимо рассчитать нагружающие факторы, действующие на каждый узел. Разработана методика расчета нагружающих параметров по показаниям штатных датчиков, позволяющая решать обратную задачу, рассчитывать непроектные перемещения, интегральную температуру по сечению трубопроводов для учета их температурной компенсации, температурный момент от стратификации теплоносителя и поле температур в зоне узла. Методы расчета нагружающих факторов по показаниям штатных датчиков представлены в Главе 4.

Наиболее трудоемкой работой по объему требуемой информации является получение коэффициентов и базовых функций в функциональных зависимостях напряжений от нагружающих факторов. Предложенный в работе вариант использования уже выполненных ранее поверочных прочностных расчетов на порядки сокращает трудоемкость работы, позволяя избегать проведения большого числа расчетов МКЭ. Предложены способы аппроксимации базовых функций, что позволяет свести расчет базовой функции к определению нескольких коэффициентов. Разработаны различные методы определения коэффициентов в зависимостях напряжений от параметров эксплуатации, связанных с использованием проектных поверочных расчетов на прочность, и получения недостающих данных с проведением дополнительных расчетов от единичных воздействий нагружающих факторов. Предложены алгоритмы расчета напряжений и разработан метод оценки погрешности расчета напряжений на основе результатов проектных поверочных расчетов на прочность, выполненных МКЭ. В Главе 5 приведен пример получения функциональных зависимостей напряжений от нагружающих факторов, а также показан метод верификации этих функциональных зависимостей.

В Главе 6 предложены алгоритмы оценки остаточного ресурса по различным механизмам повреждения с использованием нормативных методов. Оценка остаточного ресурса по критерию накопления усталостного повреждения заключается в расчете по последовательности локальных минимумов-максимумов приведенных напряжений в контрольных точках условно-упругих напряжений, схематизации циклов нагружения по методу «дождя» и расчете усталостного повреждения для каждого полуцикла с его дальнейшим линейным суммированием. При этом возможен расчет накопления усталостного повреждения как по формулам [2], так и с учетом влияния среды на циклическую прочность в соответствии с требованиями [3]. В случае обнаружения методами НК дефектов, имеющих технологический характер, результаты этого контроля с использованием протоколов схематизируются в начальную дефектность, и далее ведется расчет усталостного подрастания дефектов по реальному эксплуатационному нагружению с периодической корректировкой данных по результатам последующих контролей.

В Главе 7 показаны результаты внедрения САКОР различных конфигураций на АЭС и результаты эксплуатации. Приведены примеры расчета САКОР нагружающих факторов по показаниям датчиков, расчета напряжений и оценки остаточного ресурса для энергоблоков с внедренной САКОР.

Научная новизна диссертационной работы состоит в разработке методологии расчетно-экспериментального подхода к диагностированию остаточного ресурса оборудования, которая включает в себя ряд этапов.

1 Предложены методы выбора контрольных точек для конкретной РУ, в которых должны определяться напряжения в процессе эксплуатации и оцениваться остаточный ресурс по различным механизмам повреждения.

2 Выведена общая формула зависимости напряжений от нагружающих факторов, вызванных давлениями первого и второго контуров, температурной компенсации трубопроводов в условиях стеснения реальными перемещениями оборудования и наличия стратификации теплоносителя, термопульсациями и термоударами теплоносителя, впрыска холодного теплоносителя во всех эксплуатационных режимах с использованием интегрального метода Дюамеля.

3 Разработана методика расчета нагружающих факторов по показаниям штатных датчиков. Методика позволяет рассчитывать реальные перемещения оборудования РУ, среднюю температуру по сечению трубопроводов, температурный момент от стратификации теплоносителя, температуру внутренней поверхности трубопровода по наружной температуре путем решения обратной задачи и использовать датчики косвенного влияния для определения температур внутренней поверхности оборудования в зоне узла.

4 Разработаны различные методы определения коэффициентов в зависимостях напряжений от нагружающих факторов, связанных с использованием проектных поверочных расчетов на прочность, и получения недостающих данных с проведением дополнительных расчетов от единичных воздействий нагружающих факторов.

5 Предложены алгоритмы оценки остаточного ресурса по различным механизмам повреждения с использованием нормативных методов.

Достоверность и обоснованность результатов исследований обуславливается использованием математически точных формул для определения напряжений с использованием интеграла Дюамеля. Общая формула зависимости напряжений от нагружающих факторов, используемая по настоящий момент, выведена при разработке САКОР-М 1 энергоблока Ростовской АЭС [4]. Данная формула не является эмпирической, а выведена из общих уравнений теплопроводности и термоупругости. При этом показано, какие допущения сделаны при линеаризации задач, и какие частные задачи необходимо решить для получения каждого из коэффициентов в функциональных зависимостях напряжений от нагружающих факторов и при расчете нагружающих факторов [5].

Расчет интегральных температур и температурных моментов на трубопроводах для учета нестационарных процессов прогрева трубы выполняется по формуле с использованием интегрального соотношения Дюамеля, которая получена в процессе вывода формулы для напряжений.

Решение обратной задачи для поверхностных термометров сопротивления верифицировано по данным измерений на АЭС «Тяньвань» путем сравнения температуры внутренней поверхности соединительного трубопровода, полученной решением обратной задачи по показаниям поверхностных термопар СПНИ, и показаний штатных погружных термометров сопротивления в режимах с пульсациями температуры теплоносителя.

Для верификации методической части расчета перемещения любой точки ПГ по показаниям гидроамортизаторов были проведены расчеты перемещения корпусов ПГ по реальным показаниям 3-го энергоблока Калининской АЭС САКОР-320 и выполнено сравнение с результатами расчетов с использованием программы МаЙ1сас1.

Погрешности от принятых допущений при определении напряжений (зависимость модуля упругости от температуры, аппроксимация зависимостей напряжений от параметров эксплуатации, расчет проводится в упругой постановке, коэффициент теплоотдачи является постоянным в процессе протекания режима) оценены с использованием результатов проектных прочностных расчетов для каждой контрольной точки.

Для оценки остаточного ресурса используются подходы, принятые в нормативной документации, а программное обеспечение проверено на тестовых примерах с использованием программы МаЙ1са<±

Программное обеспечение САКОР-М аттестовано в НТЦ ЯРБ России (паспорт на программное средство № 161).

Практическая ценность работы состоит в следующем:

Разработанная методология реализована в виде системы автоматизированного контроля остаточного ресурса, предназначенной для внедрения на действующих АЭС, применительно к различным проектам РУ ВВЭР.

Внедрение разработанной системы САКОР для РУ с ВВЭР позволяет автоматизировано проводить оперативное прогнозирование выработки ресурса оборудования и трубопроводов по различным механизмам повреждения в процессе эксплуатации РУ и на его основе готовить материалы для обоснования безопасной эксплуатации оборудования РУ:

- при переходе на режимы суточного маневрирования мощностью (автоматический учет накопленного усталостного повреждения в режимах изменения мощности);

- при переходе на эксплуатации АЭС с увеличенным межремонтным периодом [6];

- для контроля напряженного состояния в процессе эксплуатации в зонах выявленных повреждений в том числе, зоны кармана коллектора ПГ;

- при продлении срока службы РУ;

- при превышении проектного количества режимов, установленного в технологическом регламенте;

- при обосновании остаточного ресурса оборудования РУ в случае протекания единичного по проекту и непроектного режима (например, режим, связанный с непосадкой клапана БРУ-А [7]);

- для оптимизации эксплуатационных режимов и выявления неблагоприятных нагружающих факторов [8].

В целом, разработанная методология непрерывной оценки накопленного повреждения и остаточного ресурса позволяет решить важную научную и народнохозяйственную проблему прогнозирования времени возможного исчерпания ресурса по критериям прочности оборудования и позволяет управлять ресурсными характеристиками оборудования РУ для своевременного принятия решения о реализации компенсирующих мероприятий, проведения НК, ремонта или замены оборудования.

Реализация и внедрение результатов исследований

Результаты исследований доведены до конечного продукта - системы внедренной на ряде энергоблоков АЭС с ВВЭР и готовой к внедрению на РУ проектов нового поколения.

САКОР-М введена в эксплуатацию на 1 энергоблоке Ростовской АЭС с ноября 2001 года, установлена на персональном компьютере автоматизированного рабочего места системы (ПК АРМ) САКОР-М [9]. Программное обеспечение САКОР-М разработано под операционной системой Windows. С ноября 2004 года начата эксплуатация САКОР-М в составе СКУД на 3-ем энергоблоке Калининской АЭС. Программное обеспечение САКОР-М применительно к 3-ему энергоблоку Калининской АЭС разработано под операционной системой Linux. С ноября 2005 года начата эксплуатация САКОР-428 в составе СКУД на реальной базе данных, получаемой со штатных датчиков 1-го энергоблока АЭС «Тяньвань». Программное обеспечение САКОР-428 разработано под операционной системой Unix (Solaris-8). В 2009 году САКОР-М введена в промышленную эксплуатацию на 2-ом энергоблоке Хмельницкой АЭС [10] и 4-ом энергоблоке Ровенской АЭС. В 2011 году внедрены САКОР-446 на 1 энергоблоке АЭС «Бушер» и САКОР-412 на 1,2 энергоблоках АЭС «Куданкулам». При этом ПО САКОР-412 реализовано в виде прикладной задачи СВБУ, работающей в автоматическом режиме. Данные системы можно отнести к системам первого поколения, аналогичным САКОР-М. В САКОР-М использовались упрощенные консервативные подходы определения температур в зонах патрубков подачи теплоносителя в оборудование РУ, не рассчитывались и не учитывались при расчете напряжений нагружающие факторы от реальных перемещений корпусов ПГ и стратификации на трубопроводах, что было связано с нехваткой объема штатного термосилового контроля. Остаточный ресурс контролировался в наиболее нагруженных (контрольных) точках, выбранных в соответствии с проектными поверочными расчетами на прочность и только по критерию накопления усталостного повреждения.

На настоящий момент разработана и внедрена на 2-ом энергоблоке Ростовской АЭС система нового поколения САКОР-320 для РУ В-320, в которой учтены недостатки САКОР-М, и ведется опытно-промышленная эксплуатация САКОР-320 [11].

В 2010 году САКОР-213 установлена на 1, 2 энергоблоке Ровенской АЭС применительно к проекту В-213 ВВЭР-440, которая тоже относится к системам второго поколения. В этой системе предусмотрен дополнительный термоконтроль стратификации на соединительном трубопроводе поверхностными термопарами и использованы показания датчиков относительных перемещений системы СВРШД, которые установлены на ПГ.

Разработан технический проект САКОР-392М и САКОР-491 применительно к АЭС-2006 в двух конфигурациях, которые также являются системами нового поколения и предусмотрен дополнительный объем штатного термосилового контроля на этапе разработки технического проекта РУ [12].

Апробация работы

Диссертационная работа была рассмотрена научно-техническим советом ОКБ «Гидропресс», материалы диссертации обсуждались на совещаниях с представителями ОКБМ им. Африкантова, НТЦ ЯРБ, ИЦП МАЭ, РНЦ «Курчатовский институт», ЗАО «Атомстройэкспорт», ПКФ концерна «Росэнергоатом», Ростовской АЭС, Калининской АЭС, Новоронежской АЭС и ЗАО «Диапром». Материалы доложены на международных конференциях в Китае, Украине, Финляндии.

Публикации

По материалам диссертации опубликовано 39 статей, из которых 10 в изданиях рекомендованных ВАК и выпущено более 200 проектных документов. Материалы диссертации вошли отдельной главой в книгу [5].

Автор защищает:

- методологию контроля остаточного ресурса оборудования РУ с ВВЭР;

- способы выбора контрольных точек для РУ конкретного энергоблока и механизмов накопления повреждения в этих контрольных точках;

- подходы к расчету нагружающих факторов на оборудование по показаниям штатных датчиков;

- методику определения напряженного состояния по нагружающим факторам;

- методы определения коэффициентов в зависимостях напряжений от нагружающих факторов;

- верификацию функциональных зависимостей напряжений от нагружающих факторов эксплуатации на основе проектных расчетов на прочность;

- выбор алгоритмов сбора информации по показаниям штатных датчиков, задействованных САКОР, ее хранения и обработки в процессе эксплуатации АЭС.

- выбор алгоритмов оценки накопленного усталостного повреждения и остаточного ресурса.

Автором лично разработана методика, содержащая аналитический вывод из уравнений теплопроводности и термоупругости функциональных зависимостей напряжений от нагружающих факторов, а также предложены:

- методы расчета интегральных температур и температурных моментов при стратификации теплоносителя, учета реального перемещения корпусов ПГ по показаниям штатных датчиков;

- алгоритмы решения обратной задачи для поверхностных термометров сопротивления и верификация методов решения обратной задачи;

- метод расчета коэффициентов в функциональной зависимости напряжений от нагружающих факторов, основанный на использовании проектных прочностных расчетов, выполненных в ОКБ "Гидропресс" для РУ В-320.

- метод сбора информации по показаниям штатных датчиков на АЭС и организации проведения расчетов накопленного усталостного повреждения;

- метод диагностирования напряженного состояния кармана коллектора ПГ по показаниям датчиков, установленных на оборудовании РУ;

- математический метод сравнения результатов экспериментального исследования и расчетов напряженного состояния, выполненных методом конечного элемента пат-рубковых соединений.

Автором с использованием данных САКОР выполнены анализы:

- протекания режимов, связанных с непосадкой предохранительных клапанов на оборудовании РУ и эксплуатационных случаев, в которых применение САКОР является наиболее актуальным;

- стратификации теплоносителя на ГЦТ, непроектных перемещений корпусов ПГ и напряжений в зоне кармана коллектора первого контура;

- достаточности объемов и методов расчетного определения ресурса для задачи управления ресурсными характеристиками оборудования РУ.

Условные обозначения и принятые сокращения

Tj - температура поверхности трубопровода по показаниям датчиков системы «FAMOS», °С;

S°n - условные границы, полученные при отбрасывании части конструкции;

О. - замкнутая область с кусочно-гладкой границей (металл оборудования и трубопроводов);

Sk - границы узла контактирующие с теплоносителем (внутренние поверхности трубопроводов и оборудования); п - вектор нормали к границе Sk;

К - количество границ узла, омываемых теплоносителем с различными температурами;

Хк - коэффициент теплоотдачи на поверхности, являющийся константой для каждой k-ой поверхности, Вт /(м2- °С); k(t) - температура теплоносителя, омывающего к-ую границу узла, °С; pi - давление теплоносителя, омывающего 1-ую границу, МПа;

N - число отброшенных границ;

X - локальный коэффициент теплопроводности металла, Вт/(м- °С); с - локальная удельная теплоемкость металла, дж/(кг- °С); р - локальная плотность металла, кг/м3;

T(Q, t) - поле температур в металле трубопроводов, °С;

Lk - зафиксированная граница узла, на которой реализуется температурный скачок;

TBk(i2, t) - температурное поле в узле для единичного скачка к-ой температуры теплоносителя (базовая функция), °С;

TOk(ii) - стационарная составляющая базовой функции ТВк(М, t), °С;

TB0k(Q,t) - нестационарная составляющая базовой функции ТВк(М, t), °С; s, х, у - система координат, м;

То - начальная температура, °С;

Nz - продольная сила в балочной модели, кН;

Мх , Му - изгибающие моменты в балочной модели, кН*м;

Mz - крутящий момент в балочной модели, кН*м;

Qx , Qy - перерезывающие силы в балочной модели, кН;

Tm (t) интегральная температура по сечению, °С-м2;

MxTm(t),

Му m(t) - температурные моменты относительно осей X и Y, °С *м3;

Fm - площадь сечения трубопровода;

Jx, Jy - моменты инерции сечения трубопровода;

M - число участков расчетной схемы балочной модели; г - текущий радиус трубы, м; ф - угол по сечению трубопровода;

R -внешний радиус трубопровода, м; h -толщина трубопровода, м;

D - коэффициент, характеризующий начальное напряженное состояние при нулевых температурах и давлениях, МПа; pi - давление теплоносителя в первом контуре, МПа;

Ai - коэффициент зависимости напряжений от давления контура;

L - число контуров различных давлений;

J - количество измеряемых компонент перемещений;

Uj(t) - компоненты вектора краевых перемещений и углов поворотов, м;

Su.j - коэффициент зависимости напряжений от краевых перемещений и углов поворотов, МПа/м; I - число различных температур теплоносителя в сечении;

Twj - температуры теплоносителя, омывающего поверхность каждого элемента i, °С;

К - количество границ узла, омываемых теплоносителем с различными температурами; ctl) - приведенные напряжения в контрольной точке, МПа; tMaxj - характерное время выхода на стационарный режим, с (ч); стЬ)к (t) - базовая функция напряжений в контрольной точке узла при единичном скачке k-ой температуры теплоносителя, МПа; т, t - время, с (ч);

Fo - критерий Фурье (безразмерное время);

Bi - критерий Био;

Bi, В2, Ci, С2 - определяющие коэффициенты; txl, tx2 - характерные времена базовой функции;

Rpo,2 - предел пропорциональности материала при заданной температуре, МПа;

Rm - предел прочности материала при заданной температуре, МПа;

Е - модуль Юнга материала при заданной температуре, МПа; ой - коэффициент линейного расширения материала при заданной температуре, 1/°С;

Ъ - относительное сужение поперечного сечения материала; ф3 - коэффициент снижения циклической прочности наплавки и сварного шва;

V - коэффициент Пуассона; а(1-1) - накопленное повреждение к началу месяца по свернутым циклам;

Да(1) - накопленное повреждение за данный месяц по свернутым циклам; а(1) - накопленное повреждение по свернутым циклам на конец месяца;

Да]Ч(1) - накопленное повреждение за данный месяц по несвернутым циклам; аЫ(1) - накопленное повреждение по несвернутым циклам на конец месяца;

ТО - время ввода в действие оборудования, ч;

Трас - время проведения расчета, ч;

Тпр - проектный срок службы по паспортным данным, ч;

Тпр.ост - проектный остаточный ресурс, ч;

АРМ - автоматизированное рабочее место;

АС - аварийная ситуация;

АСУТП - автоматизированная система управления технологическим процессом;

АУЗК - автоматизированный ультразвуковой контроль;

АЭС - атомная электростанция;

БРУ-А - быстродействующая редукционная установка сброса пара в атмосферу;

ВБ - верхний блок;

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор;

ВК - визуальный контроль;

ВНИИАЭС - Всероссийский институт по эксплуатации атомных станций;

ВРК - верхний резервный канал;

ВТК - вихретоковый контроль;

ГК - горячий коллектор;

ГЦНА - главный циркуляционный насосный агрегат;

ГЦТ - главный циркуляционный трубопровод;

ЗАО - закрытое акционерное общество;

ИВС - информационная вычислительная система;

ИМС - измерение механических свойств;

ИЦП МАЭ - инженерный центр прочности министерства атомной энергетики;

КИН - коэффициент интенсивности напряжений;

КИП - контрольно-измерительные приборы;

КИУМ - коэффициент использования установленной мощности;

КД - компенсатор давления;

КК - капиллярный контроль;

КНИ - контроль внутриреакторных измерений нейтронного потока;

КНР - Китайская Народная Республика;

КО - компенсатор объема;

МКЭ - метод конечных элементов;

МПК - магнитопорошковый контроль;

МРН - максимальная расчетная нагрузка;

НДС - напряженно-деформированное состояние;

НИЦ - научный инженерный центр;

НК - неразрушающий контроль;

НКР - напорная камера реактора;

ННУЭ - нарушение нормальных условий эксплуатации;

НТД - нормативно техническая документация;

НТС - научно-технический совет;

НТЦ ЯРБ - научно-технический центр ядерной и радиационной безопасности;

НУЭ - нормальные условия эксплуатации;

ОКБ - опытное конструкторское бюро;

ОКБМ - опытное конструкторское бюро машиностроения;

ПВД - подогреватель высокого давления;

ПГ - парогенератор;

ПК - персональный компьютер;

ПКФ -проектно-конструкторский филиал;

ПО - программное обеспечение;

ППР - плановый предупредительный ремонт;

ПТК НУ - программно-технический комплекс нижнего уровня;

РК - радиографический контроль;

РМ - рабочее место;

РУ - реакторная установка;

САОЗ - система аварийного охлаждения зоны;

САКОР - система автоматизированного контроля остаточного ресурса;

СКА - система комплексного анализа;

СБВБ - система быстрого ввода бора;

СВБУ - система верхнего блочного уровня;

СВО - система водоочистки;

СВРШД - система внутри реакторной шумовой диагностики;

СВРК - система внутри реакторного контроля;

СКУД - система контроля, управления и диагностики;

СКД - система компенсации давления;

СПНИ - система пусконаладочных измерений;

СУЗ - система управления и защиты;

ТК - температурный внутриреакторный контроль;

ТПР - течь перед разрушением;

ТУ - технические условия;

ТЭН - нагревательный элемент КД;

УЗК - ультразвуковой контроль;

УЗТ - ультразвуковая толщинометрия;

ЦНИИТМАШ - центральный научно-исследовательский институт по технологии машиностроения;

ЭКИ - эрозионно-коррозионный износ;

FAMOS - система температурного контроля

8 Заключение

8.1 Разработанная методология непрерывной оценки накопленного повреждения и остаточного ресурса позволяет решить важную научную и народно-хозяйственную проблему прогнозирования времени возможного исчерпания ресурса по критериям прочности оборудования и позволяет управлять ресурсными характеристиками оборудования РУ для своевременного принятия решения о реализации компенсирующих мероприятий, проведения НК, ремонта или замены оборудования.

8.2 Данная методология доведена до конечного продукта применительно к РУ с ВВЭР (системы САКОР), который поставляется на вновь строящиеся и действующие АЭС, повышая их безопасность, обеспечивает расчетным обоснованием обоснование остаточного ресурса оборудования РУ.

8.3 Внесение в проект РУ САКОР повышает его конкурентоспособность, как в полной мере соответствующего действующей международной нормативной документации и требованиям МАГАТЭ в части управления ресурсными характеристиками.

8.4 Созданная система автоматизированного контроля остаточного ресурса оборудования РУ ВВЭР имеет следующие основные характеристики, которые позволяют решать важные задачи для безопасной и экономичной эксплуатации АЭС:

- полный набор контрольных точек на оборудовании и трубопроводах РУ в объеме, достаточном для оценки остаточного ресурса металла РУ;

- математическая формула для определения напряжения позволяет учитывать все нагружающие факторы: вес, давление, температурная компенсация в условиях стратификации и без нее, неравномерность температурного поля по узлу, вызванная термоударами, термопульсациями и стратификацией, непроектными перемещениями оборудования;

- использование интегрального соотношения Дюамеля в аппроксимирующих функциях позволяет производить расчет напряжений в контрольных точках по реальным параметрам эксплуатации РУ непосредственно на АЭС;

- использование штатных датчиков существенно снижает трудо и дозозатраты при установке и эксплуатации САКОР;

- использование как погружных, так и поверхностных датчиков температурного контроля и решение некорректной обратной задачи теплопередачи позволяет устанавливать САКОР как на энергоблоки новых проектов, так и на уже эксплуатируемые энергоблоки;

- разработаны методики расчета нагружающих факторов по показаниям датчиков с использованием алгоритмов осреднения показаний датчиков, определения расходов теплоносителя в оборудовании РУ, решения обратной задачи, расчета средних температур и температурных моментов по сечению трубопровода, расчета перемещений корпусов ПГ по показаниям датчиков перемещения на гидроамортизаторах ПГ;

- универсальная методика определения коэффициентов в аппроксимирующих функциях позволяет использовать ранее выполненные прочностные расчеты на этапе обоснования проекта РУ;

- использование двух механизмов достижения предельных состояний при оценке остаточного ресурса (накопление усталостного повреждения и циклического подрастания дефектов) позволяет контролировать предельные состояния по критериям вязкой и хрупкой прочности;

- возможность использования базы данных по свойствам материалов, как по сертификатам, так и полученной в процессе эксплуатационного контроля металла.

1. АТПЭ-9-09. «Росэнергоатом», 2009

2. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок, ПНАЭ-Г-7-002-86, М.: Энергатомоиздат, 1989.

3. Руководство по расчету на прочность оборудования и трубопроводов реакторных установок РБМК и ВВЭР на стадии эксплуатации. РД ЭО 0330-01. М.: 2001 г.

4. Н.В. Шарый, В.П. Семишкин, В.А. Пиминов, Ю. Г. Драгунов, «Прочность основного оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР» М.:ИздАТ, 2004.

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

6. Дранченко Б.Н., Драгунов Ю.Г., Портнов Б.Б., Селезнев A.B. Экспериментальные исследования напряженного состояния и прочности оборудования ВВЭР. М. ИКЦ «Академкнига», 2004. -604 с.

7. Гетман А.Ф., Махутов H.A., Дранченко Б.Н. и др. Способ определения напряженного состояния конструкций энергетического оборудования. Авторское свидетельство об изобретении № 1662205, ГКНТ СССР, 1991 г.

8. Анализ кинетики напряженно-деформированного состояния и прочности основного оборудования РУ ВВЭР-1000 в связи с созданием системы диагностики остаточного ресурса М., ИМАШ АН СССР, 1991 г.

9. А.Ф. Гетман Ресурс эксплуатации сосудов и трубопроводов атомных электростанций- М., Энергоатомиздат, 2000 г.

10. В.Я. Арсенин " Методы математической физики и специальные функции ". М.: "Наука", 1974, с.432.

11. Г. Корн, Т. Корн. Справочник по математике. М.: "Наука" ,1984

12. Тихонов А.Н., Арсенин В.Я. Методы решения некорректных задач. М.: Наука, 1979 г.

13. Внедрение концепции ТПР на АЭС с РУ ВВЭР-440 Бакиров М. Б., Богачев А. В., Григорьев В. А. и др. 3-я Международная конференция по проблемам атомной энергетики «Надежность и безопасность эксплуатации АЭС», Украина, г. Севастополь. 21-26 сентября 2004 г.

14. ГОСТ 25.101-83. Методы схематизации случайных процессов нагружения элементов машин и конструкций и статистического представления результатов.

15. РД-30-0281-01 Положение по управлению ресурсными характеристиками элементов энергоблоков АС. Концерн «Росэнергоатом». Москва 2001 г.

16. Б.Н. Дранченко, В.Я.Беркович, A.B. Богачев, В.П. Семишкин. Система автоматизированного контроля остаточного ресурса применительно к проектам нового поколения. г. Москва, Тяжелое машиностроение март 3,2008 г. стр. 2-4.

17. Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок. Сварные соединения и наплавки. Правила контроля. ПНАЭ Г-7-010-89. Москва, Энергоатом-издат, 1991 г.

18. Прочность, устойчивость, колебания. Справочник в трех томах. Том 1. Под ред. д-ра техн. наук проф. И. А. Биргера и чл.-кор. АН Латвийской ССР Я. Г. Пановко. Машиностроение, Москва, 1968.

19. Исаченко В.П., Осипова В.А., Сукомел A.C. Теплопередача. Москва, Энерго-издат, 1981.

20. Развитие системы САКОР-М. A.B. Богачев, Б.Н. Дранченко, В.П. Семишкин, В.Я. Беркович. Вопросы атомной науки и техники. Серия «Обеспечение безопасности АЭС». Научно-технический сборник. Выпуск 15. Реакторные установки ВВЭР. Подольск. 2006 г.

21. Проведение МКЭ расчетов напряженного состояния оборудования РУ В-320 в рамках создания САКОР-320. Черняков А.И, Беркович В. Я., Богачев А.В, Дранченко Б.Н., Семишкин В.П // Тяжелое машиностроение, 2010. №8, с. 5-9.

22. Трубопровод главный циркуляционный. Расчет прочности. Анализ статической прочности. 320.04.00.00.000 РР06.10. ОАО «ОКБ Гидропресс». 2010.

23. Комплекс программ АСТРА-АЭС, НИЦ «СТАДИО», Москва, 1995.

24. М-02-91. Методика расчета допустимых дефектов. М., 1991.

25. Стандарт организации. Управление ресурсными характеристиками элементов энергоблоков АС. СТО 1.1.1.01.007.0281-2010. ОАО «Концерн Росэнергоатом».