автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Расчетно-теоретическое и экспериментальное обоснование условий роста вибраций в ВКУ и ТВС ВВЭР-1000

На правах рукописи

Новиков Константин Сергеевич

РАСЧЕТНО-ТЕОРЕТИЧЕСКОЕII ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ОБОСНОВАНИЕ УСЛОВИЙ РОСТА ВИБРАЦИЙ В ВКУ И ТВС ВВЭР-1000

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

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

I Ъ ^ ^

Москва 2010

004602519

Работа выполнена на кафедре атомных электрических станций Московского энергетического института (технического университета)

Научный руководитель: доктор технических наук, профессор

Проскуряков Константин Николаевич

Официальные оппоненты: доктор технических наук, профессор

Трофимов Адольф Иванович

доктор технических наук, профессор Тутнов Игорь Александрович

Ведущая организация:

Всероссийский научно-исследовательский институт атомных электростанции

Защита состоится «26» мая 2010г. в 15:30 часов на заседании диссертационного совета Д 212.157.07 при МЭИ (ТУ) по адресу: 111250, г. Москва, ул. Красноказарменная, д. 14, аудитория МАЗ МЭИ (ТУ).

Отзыв на автореферат (в двух экземплярах, заверенных печатью) просим прислать по адресу: 111250, г. Москва, ул. Красноказарменная, д. 14, Ученый совет МЭИ (ТУ).

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Московского энергетического института (технического университета).

Автореферат разослан « 23 » ¿Мр£!)9 2010г.

Ученый секретарь

диссертационного совета Д 212.157.07 кандидат технических наук

Общая характеристика работы

Актуальность темы.

Обеспечение безопасности и надежность эксплуатации АЭС в связи с плакируемым увеличением количества вводимых энергоблоков остается актуальной проблемой. Более высокие требования предъявляются к оборудованию 1-го контура, в связи увеличением срока службы АЭС и предстоящей работой энергоблоков в маневренных режимах. В условиях возрастающей продолжительности работы в переходных режимах, связанных с участием АЭС в суточном регулировании нагрузки в сравнении с эксплуатацией на постоянном уровне мощности возникнут дополнительные низко-цикловые термические нагрузки и высоко-цикловые нагрузки на оборудование. В числе главных задач в этих условиях является задачи прогнозирования, выявления и предотвращения режимов эксплуатации, приводящих резонансному взаимодействию акустических колебаний теплоносителя и вибраций оборудования. Наиболее остро эти задачи возникают при разработке новых модификаций ТВЭЛ и TBC.

Результатом такого взаимодействия могут быть усталостные разрушения элементов ВКУ и TBC и разгерметизация ТВЭЛ.

Для отстройки от резонансов необходимо располагать виброакустическим паспортом (ВАЛ), как оборудования, так и циркулирующего теплоносителя. Однако в настоящее время таких паспортов нет. Ввиду этого разработка методического обеспечения для построения акустического паспорта теплоносителя (АПТ), как в отдельных компонентах оборудования, так и системе первого контура в целом, является актуальной задачей.

В настоящее время эта задача осознана в странах, активно развивающих ядерную энергетику. Однако, ее решение не возможно ввиду отсутствия адекватных акустических моделей первого контура АЭС с ВВЭР и отсутствия, научно обоснованных методик построения АПТ.

Проблема выявления и устранения причин аномальных вибраций TBC является актуальной для всех стран, имеющих АЭС, т.к. от ее решения зависит срок службы TBC, возможность увеличения кампании топлива, совершенствование топливного цикла и, как следствие, сокращение объемов радиоактивных отходов, подлежащих переработке и захоронению. Кроме того, сокращение количества дефектных ТВЭЛов приведет к уменьшению количества инертных газов, выбрасываемых в атмосферу.

Цель диссертационной работы является разработка методов и алгоритмов прогнозирования условий эксплуатации АЭС, при которых возникают виброакустические резонансы ВКУ, TBC, ТВЭЛ с теплоносителем.

Задачи исследования:

1 Анализ причин разгерметизации TBC ВВЭР и PWR

2. Теоретическое и расчетное определение добротности потока теплоносителя при его однофазном и двухфазном состоянии в активной зоне реактора ВВЭР-1000.

3. Количественные оценки собственной частоты колебаний давления теплоносителя (СЧКДТ), добротности и полосы пропускания в широком диапазоне тегаюгидравлических параметров теплоносителя ВВЭР.

4. Расчетно-теоретическое подтверждение наличия виброакустического резонанса в случаях аномального роста интенсивности вибраций, обнаруженных при эксплуатации АЭС с ВВЭР -1000.

5. Обоснование возможности предотвращения виброакустического резонанса теплоносителя виброакустических резонансов в оборудовании ВКУ и TBC и TBC.

6. Обоснование необходимости создания акустического паспорта активной зоны ВВЭР-1000 и методических основ его разработки.

Научная новизна работы:

1. Определены значения добротности и полосы пропускания для акустической модели активной зоны ВВЭР при однофазном и двухфазном состояниях теплоносителя.

2. Выполнено расчетно-теоретическое обоснование условий роста вибраций в ВКУ и TBC ВВЭР-1000 в полосе пропускания, получившее подтверждение в результатах измерений, проведенных персоналом АЭС и организаций; осуществляющих проектный вибродинамический контроль РУ В-320.

3. Разработана методика прогнозирования и получены результаты прогнозирования виброакустических резонансов TBC и теплоносителя в переходных режимах работы РУ ВВЭР - 1000.

Достоверность результатов исследований подтверждается использованием математических методов теории колебаний, общей акустики, использованием экспериментальных данных, полученных персоналом АЭС и организаций, осуществлявших проектный вибродинамический контроль РУ В-320. Полученные результаты согласуются с современными представлениями о механизмах динамического взаимодействия потока текучей среды с конструкцией.

Практическая ценность

1. Идентифицированы причины аномального роста уровня вибраций при пибродинамическом контроле ВКУ, крышки реактора и ГЦТ на стационарных режимах холодно - горячей обкатки оборудования реакторной установки с ВВЭР -1000.

2. Разработана новая методика прогнозирования и предотвращения виброакустических резонансов в оборудовании ВКУ и TBC реакторной установки с ВВЭР -1000.

3. Впервые разработана методика построения картограмм активной зоны с указанием числа и места расположения TBC, находящихся в зоне виброакустических резонансов с теплоносителем и построены картограммы для исследованных режимов.

Личное участие автора в получении результатов диссертации заключается:

1.В разработке методик расчета добротности и полосы пропускания в акустических контурах РУ, образованных однофазными и двухфазными потоками теплоносителя.

2. В разработке усовершенствованных, путем учета гидравлических сопротивлений, акустических моделей оборудования первого контура и методик расчета акустических параметров теплоносителя.

3. В получении результатов; подтверждающих соответствие расчетных оценок собственных частот колебаний давления теплоносителя, добротности и полосы пропускания экспериментальным данным, полученным при измерениях на АЭС с ВВЭР-1000.

4. В разработке методики построения АПТ, в активной зоне ВВЭР-1000.

5. В получении результатов прогнозирования режимных условий роста вибраций TBC, а также числа и места расположения TBC, находящихся в зоне виброакустических резонансов с теплоносителем активной зоны реактора в различных переходных режимах работы АЭС с ВВЭР - 1000.

Положения, выносимые на защиту:

1. Методики и алгоритмы расчета акустических параметров теплоносителя ВВЭР-1000, собственных частот колебаний давления теплоносителя, добротности и полосы пропускания.

2. Методики расчета и количественные оценки акустических параметров теплоносителя в активной зоне ВВЭР-1000 при наличии в нем паровой фазы.

3.Результаты расчета собственных частот колебаний давления теплоносителя, добротности и полосы пропускания, для различных модификаций ЯЭУ типа ВВЭР.

4. Результаты прогнозирования (по разработанным методикам и алгоритмам и с использованием программного комплекса «РАДУГА 7.5») виброакустических резонансов TBC и теплоносителя в переходных режимах работы РУ ВВЭР-1000.

Апробация работы. Основные результаты проведенных исследований представлены на ряде семинаров и конференций: 4-ой региональной научно-практической конференции «Состояние, перспективы строительства и ввода в эксплуатацию энергоблоков Ростоеской АЭС. Безопасная эксплуатация энергоблоков АЭС» (г. Волгодонск, 2009); международном семинаре «Вода и пар сверхкритичесхих параметров в атомной энергетике: проблемы и решения» (г. Москва, 2008); 6-ой, 7-ой Курчатовской молодежной научной школе (г. Москва, 2008, 2009); 12-ой международной научно-инновационной

конференции студентов, аспирантов и молодых специалистов «Полярное сияние 2009», «Ядерное будущее: технологии, безопасность и экология», (г. Санкт-Петербург, 2009); 14-ой, 15-ой, 16-ой международной научно-техническая конференции «Радиоэлектроника, электротехника и энергетика» (г. Москва, 2008, 2009, 2010); 6-ой международной научно-техническая конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (г. Подольск, 2008); 1-ой Евроазиатской выставки и конференции (г. Екатеринбург, 2010) The 7th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (Seoul, Korea, 2008); Sixth American Nuclear Society International Topical Meeting on Nuclear Plant Instrumentation, Control, and Human-Machine Interface Technologie NPIC&HM1T (Knoxville, Tennessee, 2009); The Nuclear Fuel Cycle: Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009 Paris, France); International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP :09 Tokyo, Japan).

Публикации.

По теме диссертации опубликозаны 4 статьи, из которых 3 статьи в ведущих научных журналах, рекомендованных ВАК.

Структура и объем работы.

Диссертационная работа состоит из введения, пяти глав, выводов и списка литературы. Общий объем диссертации - 109 стр. Работа содержит 38 рисунков и 10 таблиц.

Основное содержание работы

Во введении проведено обоснование актуальности темы диссертационной работы, определены объект, предмет и цели исследования, а также кратко обозначены примененные методы исследования. Изложены основные положения, выносимые на защиту, подчеркнута научная новизна и практическая значимость полученных результатов.

В первой главе обращается внимание на то, что в отчете о деятельности Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору в 2004 году указывается: "Опыт эксплуатации АС с отечественными реакторами ВВЭР показывает, что надёжная и безотказная работа ТВЭЛов в течение полного проектного срока, соответствующего нормам и технологиям, обеспечивается не в полной мере". Повышенные вибрации неоднократно являлись причиной отказов TBC по механизмам усталостных разрушений либо виброизноса элементов TBC, что приводило к досрочной выгрузке топлива и большим экономическим потерям.

По современным мировым оценкам ущерб от суточного простоя энергоблока с электрической мощностью 1000 МВт достигает нескольких сотен тысяч Евро.

Опыт показывает, что уровень вибраций TBC зависит от режима эксплуатации АЭС и в штатных условиях, как правило, не превышает нормативного уровня. Однако это означает гарантию лишь проектной прочности конструкции, но не характеризует степень вибрационного износа

оболочки ТВЭЛ в местах ее контакта с дистанционирующей решеткой и при попадании в зазор между их поверхностями металлических частиц, а также интенсивности деградации материала из-за фреттинг-коррозии (ФК). Поэтому, даже для таких надежных реакторов как PWR и ВВЭР проблему обеспечения надежности ТВЭЛ и TBC нельзя считать решенной и удовлетворяющей современным требованиям обеспечения эксплуатации АЭС в маневренных режимах и при увеличении кампании топлива. Интенсивность износа защитной оболочки ТВЭЛ при ФК возрастает при виброакустическом резонансе (ВАР), при котором частоты вибраций ТВЭЛ и/или TBC попадают в полосу пропускания (ПП) акустических колебаний теплоносителя в активной зоне (A3) реактора. Частота акустических колебаний теплоносителя в A3 зависит от величины скорости звука в теплоносителе и от геометрических размеров A3. Известно, что скорость звука в теплоносителе A3 резко уменьшается при наличии в нем паровых и газовых пузырьков. Однако этот фактор з проектно-коиструкторских материалах не рассматривается. Этим объясняется необходимость дополнения существующих нормативных материалов и инструкций новыми требованиями, предусматривающими меры предотвращения ВАР. Подчеркивается, что для контроля и диагностики реакторов типа ВВЭР большой мощности успешно используется система контроля, управления и диагностики (СКУД). Разработчик СКУД - РНЦ «Курчатовский институт» при участии ОКБ «Гидропресс», ВНИИАЭС, ГНЦ РФ - ФЭИ, Диапром, СНИИП-АСКУР, СНИИП. СВРК-М - новое поколение систем внутриреакторного контроля на ВВЭР-1000. Всё оборудование и специализированное программное обеспечение СВРК-М разработано и изготовлено в России. Планируется внедрение следующих новых функций СВРК-М:

- контроль эксплуатационных ограничений по нагрузке топлива в процессе выгорания активной зоны для повышения эксплуатационной гибкости топливных циклов;

- информационная поддержка по оптимальному ведению водно-химического режима первого контура для повышения надежности эксплуатации топлива.

Масштабные экспериментальные работы по обоснованию вибропрочности и надежности ВКУ и TBC с использованием стендов проводит ОКБ «Гидропресс», на основе которых разработана методология, позволяющая определить вибрационные характеристики основных несущих конструкций, в т.ч. частоты и формы низших собственных колебаний внутрикорпусной шахты реактора. Выявлены факторы, определяющие параметры гидродинамических нагрузок, вибродинамического поведения и напряженно-деформированного состояния ВКУ, TBC и оборудования ВВЭР-1000 в стационарных и переходных режимах. В результате многолетних исследований разработаны конфигурация и программно-методическое обеспечение системы пусконаладочного виброконтроля внутриреакторного оборудования для применения на вводимых

серийных энергоблоках АЭС с ВВЭР-1000. Разработаны критерии приемлемости гидродинамической нестабильности потока теплоносителя и вибронагруженности элементов оборудования РУ. В число этих критериев входят контрольные значения амплитуд, общие и частотные стандарты, а также контрольные спектральные маски пульсаций давления, виброускорений и динамических напряжений. Выявление аномальных вибросостояний контролируемого оборудования происходит на раннем этапе в ходе пусконаладочных работ. Опыт виброакустического контроля энергоблоков №1 Калининской АЭС, №2 Южноукраинской АЭС, №1 Хмельницкой АЭС, №1 Волгодонской АЭС, №6 АЭС «Козлодуй» и №6 Запорожской АЭС позволил выработать рекомендации, реализация которых привела к снижению показателей гидродинамических возмущений и вибронагруженности до уровней проектных значений. Использование вышеуказанных критериев помимо оценки приемлемости результатов пусконаладочных динамических испытаний, позволяет выявить влияние на параметры вибронагруженности оборудования РУ различных технологических отклонений в условиях изготовления, сборки и наладки оборудования первого контура, т.е. осуществить раннюю вибродиагностику РУ. Г1о мере накопления опыта пусконаладочных динамических испытаний возможно уточнение критериев. Такое уточнение выполняется ОКБ ГП по результатам СИНИ блоков 1, 2 АЭС «Тяньвань». Уточненные критерии пусконаладочного контроля нагруженности внутриреакторного оборудования ВВЭР-1000 являются основой для дальнейшего повышения эффективности вибродинамического комплекса СПНИ с постепенным расширенным включением в него средств эксплуатационного контроля.

Одним из главных направлений является разработки методов, технических средств и программного обеспечения для раннего выявления и предотвращение условий эксплуатации, приводящих к резонансному или близкому к резонансному взаимодействию колебаний и вибраций ВКУ, ТВЭЛ и TBC с пульсациями и акустическими колебаниями теплоносителя. Отмечается также, что эффективному применению средств вибро-шумовой диагностики в настоящее время препятствует отсутствие полных данных по вибрационным характеристикам оборудования, меняющимся в процессе эксплуатации и акустическим характеристикам теплоносителя. Требуется проведение дополнительных работ по натурным и стендовым испытаниям всех ответственных элементов ядерной энергетической установки и создание на этой основе соответствующих виброакустических паспортов и акустических паспортов теплоносителя. Для более полного раскрытия сущности диагностируемого процесса и идентификации аномалий в технологическом процессе необходима разработка акустических и математических моделей описывающих колебания в теплоносителе. Применение таких моделей позволяет интерпретировать информацию от контрольно-измерительной аппаратуры, создать методы, выявляющие аварию на более ранних стадиях и с

прямое экспериментальное прочности и стойкости TBC в создания дорогостоящих

оолее высокой достоверностью осуществить прогноз развития складывающейся ситуации, оптимизировать действия персонала по предотвращению нежелательного развития аварийной ситуации. Приоритетное место в разрабатываемых средствах занимают акустические методы.

Представлены примеры вибрационных исследований проводимых на крупномасштабных стендах. Поскольку обоснование вибрационной и сейсмической эксплуатационных режимах требует экспериментальных установок, делается заключение о том что, в настоящее время эта задача решается в значительной мере расчетно-экспериментальными методами.

Приведены причины повреждения топливных сборок на станциях типа PWR и ВВЭР за период 1994-2006г, анализ которых показал, что основной причиной разгерметизации является истирание оболочек ТВЭЛов в местах их контакта с дистанционирующими решетками, также отмечается, что остается большое число не идентифицированных причин повреждения TBC.

На основе проведенного анализа обзора исследований вибраций TBC делаются выводы о том, что обеспечение герметичности и увеличение ресурса ТВЭЛов, являются актуальными проблемами при разработке АЭС нового поколения, а так же в связи с предстоящим использованием АЭС в маневренных режимах работы.

Во второй главе описаны основные методы и подходы, позволяющие рассчитать основные акустические параметры теплоносителя (акустическую массу, акустическую податливость, резонансную частоту) разработанные благодаря сходству дифференциальных уравнений, описывающих процессы в акустике, теплогидравлике и электротехнике. Известно, что образование газовой фазы продуктов радиолиза воды обусловлено кипением теплоносителя. Поскольку кипение теплоносителя в активных зонах ВВЭР в условиях нормальной эксплуатации отсутствует, принято считать его однофазным. Однако данные измерений первой корпусной акустической стоячей волны при работающем реакторе, как показали расчеты, собственной частоты колебаний давления теплоносителя в активной зоне, соответствуют двухфазному состоянию теплоносителя. Образование пара в активной зоне происходит в узком зазоре, образованном наружной поверхностью дистанционирующей решеткой.

Разработанная акустическая схема

теплоносителя в активной зоне реактора представлена на рис.1, где R= AP/Wo6 акустическое сопротивление, m - акустическая масса, с - акустическая емкость (акустическая податливость), Wo5 - объемная скорость теплоносителя в активной зоне, АР - перепад давления в активной зоне реактора.

ТВЭЛа

Wo6

-

Рисунок 1 - акустическая схгма теплоносителя в активной зоне.

Заимствование в настоящей работе методов, анализа колебаний используемых в электротехнике для исследования акустических колебаний в теплоносителе ядерных реакторов обусловлено тем, что бурное развитие электро - и радиотехники привело к наиболее полному исследованию колебательных процессов в электрических системах. В то время как акустические колебания в теплоносителе ядерных реакторов до сих пор теплогидравлическими кодами фактически не моделируются. В результате такого подхода проведено обоснование существования добротности акустического колебательного контура образованного однофазным или двухфазным теплоносителем в активной зоне реактора, полосы пропускания и коэффициента затухания колебаний, которые с учетом теплогидравлических параметров принимают следующий вид:

(Г _

Ц , 0) где (;2 - - полоса пропускания (ПП), [Гц]; ^ - СЧКДТ, [Гц]; <3 - добротность потока теплоносителя в акустическом контуре.

5-АР , (2)

где р - плотность теплоносителя [кг/м3]; а - скорость звука в потоке теплоносителя, [м/с]; \¥об - объемная скорость теплоносителя, [м3/с]; Б -площадь поперечного сечения участка, [м2]; ДР - гидравлическое сопротивление в контуре, [Па]. По определению а=1/<3.

4» • (3)

Закон убывания амплитуды давления (АРа) упругих волн описывается следующим уравнением:

ДРа(х) = АРа0-еах , (4)

где а - коэффициент поглощения упругих волн, х - расстояние от источника колебания до места измерения.

Коэффициент а можно найти из известного соотношения:

в = £ ■ (5)

В третьей главе проведен анализ результатов измерений во время пусконаладочных работ на первом блоке Волгодонской АЭС. Обнаружены режимы, в которых происходит аномальный рост виброускорений (табл.1).В первом режиме отмечается, что уровень интенсивность колебаний на частоте 49,8 Гц превышает все остальные на порядок (рис.2). Эта закономерность в спектре вибраций крышки реактора проявляется только в указанном режиме (табл.1), т.е. при отсутствии энерговыделения в активной зоне.

и

Таблица 1. Параметры теплоносителя в режимах с высоким уровнем

вибраций.

№ режима Параметры теплоносителя

Давление, р [МПа] Температура теплоносителя, 1 га

На входе в реактор На выходе из реактора

1 15,9 270 270

2 16,0 278 281

3 16,0 285 314

5 13-? 32? Я 9 И* 1274

____

5 ¡0 <0 00 80 100 120 «и -,во :ю гоо Рисунок 3 - СПМ виброускорений Рисукок 2 - СПМ от датчика, установленного виброускорений от датчика, установленного иа крышке реактора

на крышке реактора (р=16 ^ £ =281°С; Г™=278°С). (р=15.9 МПа, и„=270°С: и»= 270°С).

При малой мощности реактора значение пика на частоте 49,8 Гц уменьшается примерно в 5 раз (рис.3), Для выявления причины появления аномальной интенсивности

виброускорекия на частоте 49,8 Гц в режиме №1 проведен расчет собственной частоты колебаний давления теплоносителя (СЧКДТ) для всех участков однопетлевой акустической модели первого контура ВВЭР-1000 (рис. 4). Аномальный уровень виброускорений, показанный

на рис. 2, обусловлен совпадением частоты вынужденных колебаний давления теплоносителя, вызванных вращением ГЦК, с частотой акустических колебаний в активной зоне и с частотой виброускорений крышки реактора. Высокий уровень виброускорений крышки реактора показанный на рис. 3 обусловлен только совпадением частоты колебаний теплоносителя, вызванных внешним источником, т.е. ГЦН, с частотой виброускорений крышки реактора.

Рисунок 4 - Однопетлевая акустическая схема ВВЭР-1000.

На рис. 5 и рис. 6 представлены спектры виброперемещений полученные при обработке сигналов от датчиков виброперемещения установленных на всасе ГЦН (рис.5) и на напоре (рис.6). Из рис. 5 (режим №2) видно, что на всасе ГЦН интенсивность вибраций на частоте 16,6 Гц является доминирующей и её величина на порядок выше других. В спектре виброперемещений, полученных от сигнала датчика расположенного на напоре ГЦН, интенсивность виброперемещений на частоте 16,6 Гц, приблизительно, на порядок меньше (рис.6). Рассчитанная величина СЧКДТ в акустическом контуре, образованном участками 11 и 12 (см. рис.4), т.е. состоящим из холодного коллектора и всасывающего трубопровода ГЦН, равна 8,3 Гц.

«« I

¡0 60 1С0

ко 'с: т

Рисунок 5 - СПМ виброперемещений (всас ГЦН).

§А

о и 40 ео 1и :го но ® ■№ гх Рисунок б - СПМ виброперемещений (напор ГЦН).

При квадратичной зависимости перепада давления от скорости теплоносителя имеем:

Др(г>)=В-(у)2,

где В - коэффициент пропорциональности. Если скорость у меняются во времени по гармоническому закону:

у = (у)-соз со-г,

где и - круговая частота, то справедливо следующее преобразование,

ДрО>)=В-(у)-сое- оН=В/'2(у) + В/2(У) -со.$2 со4

(6)

Из уравнения (6) следует, что при наличии в рассматриваемом контуре акустических колебаний с частотой Г = 8,3 Гц при квадратичной зависимости перепада давления от скорости происходит удвоение частоты, в результате чего в спектре возникают колебания с частотой 16,6 Гц, которая равна оборотной частоте ГЦН. Такое преобразование СЧКДТ приводит к её полному совпадению с оборотной частотой ГЦН и возникновению в гидравлическом контуре, образованном холодным коллектором парогенератора и трубопроводом, соединяющим его с ГЦН, резонанса частоты акустических колебаний с частотой вынужденных колебаний обусловленных вращением ГЦН.

СПМ сигналов от одного и того же датчика пульсации давления, установленного на выходе из реактора приведены на рис. 7-9. Главное отличие в эксплуатационных режимах, при которых получены эти результаты, состоит в различном уровне мощности реактора.

Режиму №3 соответствует СПМ представленная на рис. 8. Для исследования причин появления аномально высоких пульсаций давления на частоте равной 2,7 Гц была использована гипотеза возникновения параметрического резонанса акустических колебаний в реакторе.

АР, kPallHz 100

ТПГ2 1 !

1

9Э.6

.. ..

да,/

(-J- тта— —

1

11* 3 1

II У |

СР. ХЫ1Ш

imr

I { I

Í&

а а ю а ю т по ио т т м Рисунок 8. - СПМ теплоносителя при давлении Р=16МПа температуре на выходе из реактора Тщ1=314°С и входе в реактор Т,х=285 °С. (Бежим №3)

ИР, kPa2/Hz

100 I--------

I-Iii ?

■ ■■ »i -

о so iо ío го ice 120 1*0 iso но 200

Рисунок 7. - СПМ теплоносителя при давлении Р=1бМПа температуре на выходе из реактора Т,ых=30ГС и входе в реактор Тк=284 "С. (режим №4)

Для исследования причин появления аномально высоких пульсаций давления на частоте равной 5,4 Гц проведен расчет СЧКДТ, добротности и полосы пропускания для участка 4 (см. рис. 4), результаты представлены в табл. 2.

Из табл. 2 следует, что величина ПП для СЧКДТ в активной зоне зависит от режима работы АЭС. Левая и правая половины ПП для режима №3 равны 0,74Гц. Таким образом, нижняя граница ПП соответствующая частоте 5,4 равна 4,63 Гц, а верхняя граница ПП 6,17 Гц. Следовательно, СЧКДТ равные 3,6 Гц и 6,7 Гц находятся вне ПП. Проведенные расчеты подтверждают сделанное ранее предположение о том, что СЧКДТ в режимах № 4 (см. рис. 7) и № 5 (см. рис. 9) выходят из области резонансного взаимодействия с вибрациями TBC, частота которых равна 5,4 Гц. Размер ПП показывает, что режим резонансного взаимодействия возникает в узком диапазоне изменения частот около значения 5,4 Гц и при более значительных изменениях СЧКДТ, соответствующих значениям 3,6 Гц и 6,7 Гц пропадает.

{Яг

' О ¡0 40 60 S0 100 ПО 140 164 U0 200 Рисунок 9. - СПМ теплоносителя при давлении Р=!6МПа температуре на выходе из реактора Т,„=318°С и входе в реактор Т„=287 "С. (режим №5)

Таблица 2 - Результаты расчета СЧКДТ, добротности и ПЛ.

Режим Скорость звука, а м/с СЧКДТ, Гц Добротность, Q Полоса пропускания, Гц

№3 119 5,4 3,5 1,55

№4 80 3,6 2,4 1,5

№5 149 6,7 4,3 1,55

В четвертой главе приведены результаты количественных оценок диапазонов изменения собственной частоты колебаний давления при сверкритических параметрах теплоносителя для ВВЭР-1700 (табл. 3) и ВВЭР-1200. Задача прогнозирования и выявления условий эксплуатации наиболее остро возникает при разработке новых модификаций ТВЭЛ и TBC. Предпринимаются попытки использовать накопленный опыт в создании TBC для реакторов ВВЭР-1000 при переходе на сверхкритические параметры теплоносителя. Однако возможность такого использования отработанных конструкций TBC в новых условиях нуждается в проверке. В связи с этим проведены расчеты добротности, ПП и СЧКДТ для реакторов типа ВВЭР при сверкритических параметрах теплоносителя.

Результаты расчетов диапазона изменения собственной частоты колебаний давления теплоносителя для ВВЭР-1700 приведены в табл. 3 и для ВВЭР-1200 в табл. 4.

Таблица 3. Результаты расчета добротности, ПП и СЧКДТ в активной зоне

реактора ВВЭР-1700 в номинальном режиме работы.

Активная зона СЧКДТ fo. Гц Добротность, Q ПП f.-fb Гц Нижняя граница ПП fi, Гц Верхняя граница ПП f2, Гц

Периферийная часть 36,24 4,12 8,8 31,84 40,64

Центральная часть 23,97 5.8 21,07 26,87

Таблица 4. Результаты расчета добротности, ПП и СЧКДТ в активной зоне реактора ВВЭР-1200 в номинальном режиме работы.

TBC СЧКДТ fo, Гц Добротность, Q ПП frf* Гп Нижняя граница гаНьГц Верхняя граница ПП f2, Гц

Периферийная часть 37,28 4,55 8,2 33,18 41,38

Центральная часть 24,81 5,5 22,06 27,56

Отмечается, что при эксплуатации ВВЭР-1000 в номинальном режиме собственная частота колебаний давления теплоносителя существенно отличается от частот собственных колебаний макетов TBC: УТВС, ТВС-2М

этим определяется отсутствие резонансов колебаний теплоносителя и TBC и высокая эксплуатационная надежность этих реакторов. На основе сопоставления результатов расчета добротности, ПП и СЧКДТ в активных зонах рассматриваемых реакторов, с экспериментально определенными значениями частот собственных колебаний макетов TBC ВВЭР-1000, УТВС и ТВС-2М в номинальном режиме работы ВВЭР-1200 и ВВЭР-1700 на сверхкритических параметрах теплоносителя, сделан вывод о том, что работа этих TBC при сверхкритических параметрах теплоносителя может сопровождаться их повышенными вибрациями.

На основе проведенного анализа сделан вывод о том, что для предотвращения виброакустического резонанса теплоносителя и TBC необходимо вывести собственные частоты форм колебаний TBC за пределы полосы собственных частот колебаний давления теплоносителя.

В пятой главе проводится прогнозирование переходных режимов работы РУ ВВЭР - 1000 приводящих к росту уровня вибраций TBC при помощи программного комплекса «РАДУГА 7.5». Приводится описание ПК «РАДУГА 7.5». При описании процессов тепломассопереноса в качестве исходных уравнений используются одномерные нестационарные уравнения сохранения массы, энергии и количества движения. Теплогидравлическая модель реализована в приближении гомогенной несжимаемой жидкости. Система дифференциальных уравнений аппроксимируется системой конечно-разностных уравнений. Система уравнений движения решается полунеявным методом. Уравнение энергии - балансным методом. Уравнения теплопроводности решается как балансным методом, так и методом конечных разностей. * Гидравлическая модель активной зоны реакторной установки представлена системой шестигранных параллельных каналов, расположенных в соответствии со схемой загрузки активной зоны. Для описания процессов тепломассопереноса в активной зоне используется модель тепловыделяющей сборки со средними по сечению параметрами теплоносителя и эквивалентным ТВЭЛом. Теплообмен теплоносителя с внутризонными конструкциями не учитываются. Процессы теплопередачи в ТВЭЛах описываются уравнением теплопроводности для многослойного (топливо, газовый зазор, оболочка) сплошного или полого цилиндрического стержня с внутренними источниками тепла, равномерно распределенньм по сечению топлива.

Как было показано выше в режиме № 3 (рис. 8) наблюдались аномальные всплески интенсивности пульсаций давления. На модели энергоблока АЭС, с помощью программного комплекса (ПК) «Радуга ЭУ» были воспроизведены режимы, представленные на рис. 7-9 с целью выявления средней температуры в активной зоне ВВЭР-1000 для рассматриваемых режимов. Режим №3 получен путем отключения одного ГЦН на уровне мощности равного 80% от номинального значения. После завершения переходного процесса, средняя температура в зоне установилась на уровне 303 °С. Режим №4 смоделирован, в частности, при работе на 3-ех ГЦН и отключении второго ГЦН с последующим

снижением до мощности в 30% от номинальной. В данном режиме установилась средняя температура теплоносителя в активной зоне равная 302 °С. Режим №5 соответствует работе РУ на мощности около 90% от NH0M. Достижение данных параметров возможно путем снижения мощности реактора с номинальной мощности до уровня в 90% от его номинального значения, средняя температура в A3 при этом составила 303°С. Однако, в связи с неравномерностью энерговыделения по активной зоне, важно не только совпадение средней температуры со значением равным 303°С, но и определение доли TBC имеющих температуру близкую к «опасной» также является важной информацией позволяющей определить степень опасности режима. Следовательно, опасность режима в котором произошло совпадение среднего значения температуры в A3 со значением в 303°С, можно оценить зная долю TBC, которая попала в полосу пропускания собственных частот колебания давления теплоносителя.

Для выполнения поставленной задачи рассмотрен колебательный контур образованный тремя участками, а именно: опускным участком (участок 2 см. рис. 4), пространством под активной зоной (участок 3 см. рис.4) и самой активной зоной (участок 4 см. рис. 4).

Для рассмотренного колебательного контура полоса пропускания относительно СЧКДТ = 5,4 Гц будет равна 1,6 Гц, следовательно, значения неблагоприятных частот, принадлежат интервалу (4,6 - 6,2) Гц.

Для определения значений температур, в области полосы пропуская, в которых будет иметь место резонансное взаимодействие вибраций TBC с собственной частотой колебаний теплоносителя, используется график зависимости температуры от собственных частот колебаний давления теплоносителя полученного экспериментальным путем (рис.10),

Изменение температуры в пределах ПП будет происходить в диапазоне (300,9 - 305,1) °С.

Тепловыделяющие сборки, 5 ~ -----

попавшие в область значений s н " •"' "• ' •••'•' •' '..

температур (312,1-319,4) °С в j "i•■:F:

режиме №3 (рис. 11), (313,5-320,9) : ___

°С в режиме №4 (рис. 12), (311,3- |

318,6) °С в режиме №5 (рис.13) | ----_--

будут иметь повышенные уровни 15 вибраций. На картограмме ' Г--i-n-t—

полученные области температур ......_ _ ______ _ _ _

TBC для рассматриваемых / .....

режимов закрашенные темным —:

цветом соответствуют зонам i ■............ч-...........

повышенного уровня вибраций. » < « s ¡s , «

Показано, что в режиме №3 сщдт.г»

TBC находящиеся В УСЛОВИЯХ Рисунок Ю,-Зависимость СЧКДТ от температуры

Рисунок 11 - Поле температур на выходе из активной зоны в режиме №3.

повышенной вибрации, практически заполняют всю А.З. (рис. 11), в то время как в других режимах этого не наблюдается (рис. 12, 13). Этим и объясняется аномальный уровень вибраций, зафиксированный в режиме № 3.

Попадание TBC, в область неблагоприятных температур

теплоносителя зависит от характера переходного процесса, реализация которого, определяется регламентом Рисунок 13- Поле температур на выходе из безопасной эксплуатации энергоблока активной зоны в режиме №5.

АЭС с реактором ВВЭР - 1000.

Для предотвращения попадания TBC, в область неблагоприятных температур может потребоваться корректировка существующих регламентов безопасной эксплуатации энергоблока АЭС с реактором ВВЭР - 1000 и управляющих воздействий, направленных на требуемое изменение параметров теплоносителя (температуру, расход, давление) РУ ВВЭР - 1000 при осуществлении переходных режимов.

В случае невозможности предотвратить попадание части TBC в зону повышенных вибраций, необходимо принять меры по минимизации их числа и сокращению времени их пребывания в режиме повышенных вибраций. Решение этой задачи также можно выполнить штатными средствами АСУ ТП.

Основные результаты и выводы 1 .Разработана методика расчета добротности потока теплоносителя и полосы пропускания.

2. Получено расчетно-экспериментальное обоснование резкого возрастания интенсивности вибраций при возникновении виброакустического резонанса.

Рисунок 12 - Поле температур на выходе из активной зоны в режиме №4.

3. Идентифицированы причины аномального роста уровня вибраций при вибродинамическом контроле ВКУ, крышки реактора и ГЦТ на стационарных режимах холодно - горячей обкатки оборудования реакторной установки с ВВЭР -1000.

4. Для предотвращения виброакустического резонанса теплоносителя и TBC необходимо и достаточно вывести собственную частоту колебаний TBC за пределы полосы пропускания.

5. Разработана методика построения картограмм активной зоны с указанием числа и места расположения TBC, находящихся в зоне виброакустических резонансов с теплоносителем и построены картограммы для исследованных режимов.

6. Полученные результаты могут быть использованы:

- для идентификации причин аномального роста уровня вибраций, TBC, ВКУ и ГЦТ, и прогнозирования их возникновения;

для оптимизации АСУ ТП и совершенствования регламента безопасной эксплуатации энергоблока АЭС с реактором ВВЭР - 1000 в целях ограничения работы энергоблока в условиях виброакустического резонанса оборудования первого контура, ВКУ и TBC.

Основные публикации по теме диссертации

1. Проскуряков К.Н., Новиков К.С. Факторы, способствующие увеличению высоко-цикловых нагрузок в оборудовании реакторной установки ВВЭР-1000. Известия высших учебных заведений. Северокавказский регион. Технические науки. Состояние и перспективы строительства и безопасной эксплуатации Волгодонской АЭС, 2009г, Специальный выпуск, стр. 3-7.

2. Проскуряков К.Н, Новиков К.С. Определение области виброакустических резонансов теплоносителя и TBC в перспективных реакторах повышенной мощности // Атомная энергия. 2010. В. 3. С. 151-155.

3. Проскуряков К.Н., Новиков К.С. Непроектные нагрузки на теялообменные трубы парогенератора ПГВ-1000 вызванные вращением ГЦН. Известия высших учебных заведений. Северо-кавказский регион. Технические науки. Состояние и перспективы строительства и безопасной эксплуатации Волгодонской АЭС, Специальный выпуск, 2010г., стр. 6-9.

4. Проскуряков К.Н., Ф. Н. Шакирзянов, В.В. Каратаев, К.С. Новиков, И.А. Золотухин. Способ предотвращения резонансных вибраций ТВЭЛ и TBC ВВЭР-1000. Научно-технический сборник «Вопросы атомной науки и техники», серия «Обеспечение безопасности АЭС», выпуск 23 ,2008 г., стр. 18-25.

5. Новиков К.С., Проскуряков К.Н. Проблемы резонансного взаимодействия колебаний теплоносителя с вибрациями TBC и ТВЭЛ при переходе на

закритические параметры. Радиоэлектроника, электротехника и энергетика. 15-ая международная научно-техническая конференция. Тез. докл. Том 3. Москва, 2009, стр. 111-113.

6. Новиков К.С., Проскуряков К.Н. Некоторые причины роста высокоцикловых нагрузок в оборудовании реакторной установки ВВЭР-1000. Радиоэлектроника, электротехника и энергетика. 15-ая международная научно-техническая конференция. Тез. докл. Том 3. Москва, 2009, стр. 113-114.

7. Новиков К.С., Проскуряков К.Н. Влияние газообразных продуктов радиолиза на вибрационные характеристики внутрикорпусных устройств реакторной установки. Радиоэлектроника, электротехника и энергетика. 14-ая международная научно-техническая конференция. Тез. докл. Том 3. Москва, 2008, стр. 68-70.

8. Новиков К.С., Проскуряков К.Н. Способ предотвращения резонансных вибраций TBC в реакторах нового поколения со сверхкритическими параметрами теплоносителя. Радиоэлектроника, электротехника и энергетика. 16-ая Международная научно-техническая конференция. Тез. докл. Том 3. Москва, 2010.

9. Проскуряков К.Н., Новиков К.С. Факторы, способствующие увеличению высоко-цикловых нагрузок в реакторе ВВЭР-1000. 6-ая Международная научно-техническая конференция «Безопасность,эффективность и экономика атомной энергетики» -МНТК-2008, Москва,21-23 мая 2008 г.

10. Проскуряков К.Н., Новиков К.С. Особенности предотвращения возникновения резонансов между акустическими колебаниями теплоносителя и вибрациями TBC и ТВЭЛ при закритических параметрах. Международный семинар «Вода и пар сверхкритических параметров в атомной энергетике: проблемы и решения», (доклад), 22-23 октября 2008 г., Москва, НИКИЭТ. WWW: http://www.nikiet.ru4.

11. Новиков К.С., Проскуряков К.Н. Исследование частоты акустических колебаний теплоносителя в реакторах ВВЭР при СКД. Сборник аннотаций "VI Курчатовская молодежная научная школа", (доклад), 17-19 ноября 2008 г.

12. Новиков К.С., Проскуряков К.Н. Определение области виброакустического резонанса ТВЭЛ и теплоносителя ВВЭР-1000. "VII Курчатовская молодежная научная школа", (доклад), 6-10 ноября 2009 г.

13. Проскуряков К.Н., Шакирзянов Ф.Н., Каратаев В.В., Новиков К.С., Золотухин И.А. Расчетно-теоретическое определение условий вибраций TBC и ВКУ при СКД, (доклад), 12 Международная научно-инновационная конференция студентов, аспирантов и молодых специалистов, «Полярное сияние 2009», «Ядерное будущее: технологии, безопасность и экология».

14. Проскуряков К.Н., Новиков К.С.. Область резонансного взаимодействия вибраций внутрикорпусных устройств ВВЭР-1000 и пульсаций давления при закритических параметрах, (доклад), 6-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 26-29 мая 2009 г.

15. С.О. Беликов, А.В. Белкин, К.С. Новиков, С.С. Попов, К.Н. Проскуряков. Параметрическое усиление акустических колебаний в активной зоне ВВЭР-1000, сб. материалов 1-ой Евроазиатской выставки и конференции «Энергетика настоящего и будущего», 16-18 февраля, г. Екатеринбург, 2010.

16. К.Н. Проскуряков, К.С. Новиков, Перспективы увеличения срока службы ТВЭЛ, сб. материалов 1-ой Евроазиатской выставки и конференции «Энергетика настоящего и будущего», 16-18 февраля, г. Екатеринбург, 2010.

17. K.N. Proskuryakov, K.S. Novikov. The Causes of High Cyclic Dynamical Loadings Increasing in Water Cooled Water Moderated Reactors. The 7th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety Seoul, Korea, October 5-9,2008.

18. K.N. Proskuryakov, K.S. Novikov. Data mining of fuel assembly vibrations using pressure pulsation measurements. Sixth American Nuclear Society International Topical Meeting on Nuclear Plant Instrumentation, Control, and Human-Machine Interface Technologie NPIC&HMIT 2009, Knoxville, Tennessee, Aprii 5-9, 2009, on CD-ROM.

19. K.N. Proskuryakov, K.S. Novikov. Band Width of Acoustic Resonance Frequency Relatively Natural Frequency of Fuel Rod Vibration. Proceedings of Global 2009 Paris, France, September 6-11,2009 Paper 9485.

20. K.N. Proskuryakov, D.A. Parshin, K.S. Novikov. Sound Velocity in the Coolant of Boiling Nuclear Reactors Proceedings of ICAPP '09 Tokyo, Japan, May 10-14,2009 Paper 9275.

21. K.N. Proskuryakov, K.S. Novikov, E.Yu. Galivec. Bandwidth of Reactor Internals Vibration Resonance with Coolant Pressure Oscillations Book of Abstracts, ICAPP 2009 Tokyo, Japan, May 10-14,2009 Paper 9273.

Подписано в печать Зак. 69 Тир J00 п.л.

Полиграфический центр МЗИ(ТУ) Красноказарменная ул.,д.13

Список условных сокращений.

Введение.

Глава 1. Обзор исследований вибраций TBC и ВКУ энергетических реакторов с водой под давлением.

1.1. Вибрационные исследования на крупномасштабных стендах.

1.2. Исследования вибрационных характеристик элементов

1.3. Аномалии, обусловленные вибрациями ВКУ и TBC.

1.4. Анализ причин, выхода из строя TBC.

1.5. Выводы к главе 1.

Глава 2. Теоретические основы совершенствования акустических моделей и расчета параметров акустических колебаний теплоносителя.

2.1. Методика расчета интегральной скорости звука в парогенерирующем канале.

2.2. Описание программы «Sound».

2.3. Разработка алгоритмов расчета частот акустического резонанса в активной зоне реактора при отсутствии кипения теплоносителя.

2.4. Разработка алгоритмов расчета частот акустического резонанса в активной зоне реактора при кипении теплоносителя.

2.5. Определение добротности, полосы пропускания и коэффициента затухания.

2.6. Выводы к главе 2.

Глава 3. Анализ результатов вибродинамического контроля ГЦК реакторной установки В-320 блока №1 Ростовской АЭС.

3.1. Средства измерений.

3.2. Анализ результатов измерений вибраций крышки реактора.

3.3. Исследование причин аномального роста вибраций в ВКУ

3.4. Идентификация причин роста интенсивности СПМ сигналов от датчиков давления теплоносителя установленных на выходе из реактора.

3.5. Выводы к главе 3.

Глава 4. Определение области виброакустических резонансов теплоносителя и TBC в реакторах типа ВВЭР.

4.1. Исходные данные для расчета области виброакустических резонансов в активной зоне ВВЭР-1200, ВВЭР-1700.

4.2. Анализ результатов расчета области виброакустических резонансов теплоносителя и TBC в реакторах типа ВВЭР.

4.3. Выводы к главе 4.

Глава 5 . Прогнозирование режимов работы АЭС вызывающих рост вибраций TBC с использованием программного комплекса «РАДУГА 7.5».

5.1. Описание программного комплекса «РАДУГА 7.5».

5.2. Анализ причин аномального роста вибраций в A3.

5.3. Определение средней температуры в A3.

5.4. Методика построения картограмм активной зоны с указанием числа и места расположения TBC, находящихся в зоне виброакустических резонансов с теплоносителем.

5.5. Расчет величины полосы пропускания.

5.6. Оценка доли TBC с повышенным уровнем вибрации при работе реактора на (100 — 104)% Nhom.

5.7. Методы предотвращения попадания TBC в область температур теплоносителя соответствующую полосе пропускания СЧКДТ.

5.8. Выводы к главе 5.

Выводы.

Известно, что на стадии проектирования первого поколения ВВЭР воздействие гидродинамических возмущающих сил на оборудование недооценивалось и, соответственно, не было уделено достаточного внимания вопросам взаимодействия колебаний теплоносителя с проектируемым оборудованием. Известны и первые последствия такого «недоучета», а именно при ревизии оборудования после его обкатки, на этапе ввода в действие головного реактора ВВЭР-1 на Нововоронежской АЭС было обнаружено, что произошли повреждения сетчатых фильтров во входных коллекторах парогенераторов, а также швов приварки граненого пояса «корзины» реактора [1,2].

Проблема взаимодействия колебаний теплоносителя и оборудования на этом этапе недооценивалась во всем мире. Следствием этого стали, не получившие своевременного объяснения, внезапные повреждения из-за вибраций, вызванных колебаниями теплоносителя основного и вспомогательного оборудования АЭС с ВВЭР и с их зарубежными аналогами Р"Ш1[3].

Актуальность работы

Безопасность АЭС в связи с планируемым увеличением количества вводимых энергоблоков и существенным повышением доли выработки электричества на АЭС (до 23% к 2020г.) остается основным критерием при проектировании, изготовлении, вводе в эксплуатацию и эксплуатации оборудования АЭС. Более высокие требования предъявляются к оборудованию 1-го контура, в связи увеличением срока службы АЭС и предстоящей работой энергоблоков в маневренных режимах. В условиях возрастающей продолжительности работы в переходных режимах, связанных с участием АЭС в суточном регулировании нагрузки в сравнении с эксплуатацией на постоянном уровне мощности возникнут дополнительные низко-цикловые термические нагрузки и высоко-цикловые нагрузки на оборудование. В числе главных задач в этих условиях является задачи прогнозирования, выявления и предотвращения условий эксплуатации, приводящих резонансному взаимодействию акустических колебаний теплоносителя и вибраций оборудования. Наиболее остро эти задачи возникают при разработке новых модификаций ТВЭЛ и TBC.

Среди исследований направленных на повышение надежности и безопасности эксплуатации основного оборудования 1-го контура, особую роль занимают исследования виброакустических резонансов конструктивных элементов ВКУ и TBC и потока теплоносителя. Результатом такого взаимодействия могут быть усталостные разрушения элементов ВКУ и TBC и разгерметизация ТВЭЛ.

Для отстройки от резонансов необходимо располагать ВАЛ, как оборудования, так и циркулирующего теплоносителя. Однако в настоящее время таких паспортов нет. Ввиду этого разработка методического обеспечения для построения АПТ, как в отдельных компонентах оборудования, так и системе первого контура в целом, является актуальной задачей.

В настоящее время эта задача осознана в странах, активно развивающих ядерную энергетику. Однако, ее решение не возможно ввиду отсутствия адекватных акустических первого контура АЭС с ВВЭР и отсутствия, научно обоснованных методик построения АПТ.

В отчете о деятельности Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору в 2004 году указывается: "Опыт эксплуатации АС с отечественными реакторами ВВЭР показывает, что надёжная и безотказная работа ТВЭЛов в течение полного проектного срока, соответствующего нормам и технологиям, обеспечивается не в полной мере". Повышенные вибрации неоднократно являлись причиной отказов TBC по механизмам усталостных разрушений либо виброизноса элементов TBC, что приводило к досрочной выгрузке топлива и большим экономическим потерям.

По современным оценкам ущерб от суточного простоя энергоблока с электрической мощностью 1000 МВт достигает нескольких сотен тысяч Евро.

Опыт показывает, что уровень вибраций TBC зависит от режима эксплуатации АЭС и в штатных условиях, как правило, не превышает нормативного уровня. Однако это означает только то, что конструктор гарантирует лишь проектную прочность конструкции, но игнорирует влияние роста уровня вибраций, наблюдающегося в ряде режимов, на увеличение интенсивности деградации материала из-за фреттинг-коррозии (ФК). Поэтому, даже для таких надежных реакторов как PWR и ВВЭР проблему обеспечения надежности ТВЭЛ и TBC нельзя считать решенной и удовлетворяющей современным требованиям эксплуатации АЭС на переменных уровнях мощности, и увеличения кампании топлива. Интенсивность износа защитной оболочки ТВЭЛ при ФК возрастает при виброакустическом резонансе (ВАР), при котором частоты вибраций ТВЭЛ и/или TBC попадают в полосу пропускания (1111) акустических колебаний теплоносителя в активной зоне (A3) реактора. Частота акустических колебаний теплоносителя в A3 зависит от величины скорости звука в теплоносителе и от геометрических размеров A3. Известно, что скорость звука в теплоносителе A3 резко уменьшается при наличии в нем паровых и газовых пузырьков. Однако этот фактор в проектно-конструкторских материалах не рассматривается. ВАР оказывается, при отсутствии результатов прогнозирования режима его появления, скрытым для конструкторов и проектировщиков, разработчиков программы пуско-наладочных работ и для эксплуатационного персонала АЭС. Этим объясняется необходимость дополнения существующих нормативных материалов и инструкций новыми требованиями, предусматривающими меры предотвращения ВАР.

Проблема выявления и устранения причин аномальных вибраций TBC является актуальной для всех стран, имеющих АЭС, т.к. от ее решения зависит срок службы TBC, возможность увеличения кампании топлива, совершенствование топливного цикла и, как следствие, сокращение объемов радиоактивных отходов, подлежащих переработке и захоронению. Кроме того, сокращение количества дефектных ТВЭЛов приведет к уменьшению количества инертных газов, выбрасываемых в атмосферу.

Цель диссертационной работы заключается в разработке методов и алгоритмов прогнозирования виброакустических резонансов ВКУ, TBC, ТВЭЛ с теплоносителем и предотвращения условий, приводящих к их возникновению.

Научная новизна работы:

1. Впервые определены значения добротности и полосы пропускания для однофазных и двухфазных потоков, в различных модификациях ЯЭУ типа ВВЭР.

2. Теоретически обосновано и экспериментально подтверждено существование области изменения собственных частот колебаний давления теплоносителя, в которой имеет место резонанс акустических колебаний теплоносителя с конструкциями.

3. Проведено научное обоснование методик построения АПТ.

4. Получены результаты расчетного определения величин скорости звука в теплоносителе при работе реактора и по их величинам выполнена идентификация причин возникновения аномального увеличения пульсаций теплоносителя и виброускорений при их измерении на действующем блоке ВВЭР-1000.

5. Получены результаты прогнозирования виброакустических резонансов TBC и теплоносителя в переходных режимах работы РУ ВВЭР — 1000.

Степень достоверности подтверждается использованием математических методов теории колебаний, общей акустики, электромеханических аналогий. Использованием экспериментальных данных полученных при проектом вибродинамическом контроле РУ В-320. Полученные результаты согласуются с современными представлениями о механизмах динамического взаимодействия потока текучей среды с конструкцией.

Практическая ценность диссертационной работы заключается в разработке методов и алгоритмов прогнозирования возникновения и предотвращения на стадии проектирования и эксплуатации виброакустических резонансов теплоносителя с ВКУ, TBC и оборудованием первого контура АЭС с ВВЭР.

Личное участие автора в получении результатов диссертации заключается:

1. В подготовке расчетных и экспериментальных исходных данных для доказательства существования добротности и полосы пропускания в акустических контурах РУ, образованных однофазными и двухфазными потоками теплоносителя.

2. В разработке усовершенствованных, путем учета гидравлических сопротивлений, акустических моделей оборудования первого контура и методик расчета акустических параметров теплоносителя.

3. В получении результатов, подтверждающих соответствие расчетных оценок собственных частот колебаний давления теплоносителя, добротности и полосы пропускания экспериментальным данным, полученным при измерениях на АЭС с ВВЭР-1000.

4. В разработке методики построения АПТ, в активной зоне ВВЭР-1000.

5. В получении результатов прогнозирования режимных условий роста вибраций TBC, а также числа и места расположения TBC, находящихся в зоне виброакустических резонансов с теплоносителем активной зоны реактора в различных переходных режимах работы АЭС с ВВЭР - 1000.

Положения, выносимые на защиту:

1. Усовершенствованные методики и алгоритмы расчета акустических параметров теплоносителя, собственных частот колебаний давления теплоносителя, добротности и полосы пропускания.

2. Методики расчета и количественные оценки акустических параметров теплоносителя в активной зоне ВВЭР -1 ООО с учетом наличия в нем паровой фазы.

3. Результаты расчета собственных частот колебаний давления теплоносителя, добротности и полосы пропускания, для различных модификаций ЯЭУ типа ВВЭР.

4. Результаты прогнозирования (по разработанным методикам и алгоритмам и с использованием программного комплекса «РАДУГА 7.5») виброакустических резонансов TBC и теплоносителя в переходных режимах работы РУ ВВЭР-1000.

Апробация работы. Основные результаты проведенных исследований представлены на ряде семинаров и конференций: 4-ой региональной научно-практической конференции «Состояние, перспективы строительства и ввода в эксплуатацию энергоблоков Ростовской АЭС. Безопасная эксплуатация энергоблоков АЭС» (г. Волгодонск, 2009); международном семинаре «Вода и пар сверхкритических параметров в атомной энергетике: проблемы и решения» (г. Москва, 2008); 6-ой, 7-ой Курчатовской молодежной научной школе (г. Москва, 2008, 2009); 12-ой международной научно-инновационной конференции студентов, аспирантов и молодых специалистов «Полярное сияние 2009», «Ядерное будущее: технологии, безопасность и экология», (г. Санкт-Петербург, 2009); 14-ой, 15-ой, 16-ой международной научно-техническая конференции «Радиоэлектроника, электротехника и энергетика» (г. Москва, 2008, 2009, 2010); 6-ой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (г. Подольск, 2008); 1-ой Евроазиатской выставки и конференции (г. Екатеринбург, 2010) The 7th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (Seoul, Korea, 2008); Sixth American Nuclear Society International Topical Meeting on Nuclear Plant Instrumentation, Control, and Human-Machine Interface Technologie NPIC&HMIT (Knoxville, Tennessee, 2009); The Nuclear Fuel Cycle: Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009 Paris, France); International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09 Tokyo, Japan).

В первой главе проведен обзор работ по исследованиям вибраций реакторного оборудования, а также обзор топливных аварий на АЭС. Обоснована актуальность работы. Показано, что основными причинами выхода из строя TBC являются истирание ТВЭЛ в местах соприкосновения с дистанционирующей решеткой, что проблема надежности TBC не решена окончательно, особенно в условиях работы АЭС в переходных режимах. Остается большое число не идентифицированных причин выхода из строя TBC.

Во второй главе разработаны усовершенствованные акустические модели для анализа параметров акустических колебаний в активной зоне реактора ВВЭР-1000. Приведен алгоритм расчета частот акустического резонанса в активной зоне ВВЭР-1000 при кипении теплоносителя, а также разработана методика определения добротности потока теплоносителя и полосы пропускания.

В третьей главе проводится обоснование некоторых аномальных режимов обнаруженных при анализе результатов вибродинамического контроля ГЦК реакторной установки В-320 блока №1 Ростовской АЭС с использованием разработанных методик определения добротности потока теплоносителя и полосы пропускания.

Показано, что результаты анализа являются подтверждением того, что интенсивность вибраций резко возрастает при возникновении виброакустического резонанса, в тех случаях, когда его частота совпадает с частотой вращения насоса или кратной ей.

В четвертой главе представлены результаты расчета СЧКДТ, добротности потока теплоносителя, полосы пропускания для активной зоны различных типов ВВЭР. Показано, что отличие собственных частот колебаний макета ТВС-2М от расчетных значений области виброакустических резонансов в активной зоне ВВЭР-1000 подтверждает высокую эксплуатационную надежность этих реакторов.

Показано, что использование УТВС ВВЭР-1000, ТВС-2М ВВЭР-1000 и TBC ВВЭР-1500 в номинальном режиме работы ВВЭР-1200 и ВВЭР-1700 на сверхкритических параметрах теплоносителя может сопровождаться их повышенными вибрациями.

В пятой главе проводится прогнозирование переходных режимов работы РУ ВВЭР - 1000 приводящих к росту уровня вибраций TBC при помощи программного комплекса «РАДУГА 7.5». Смоделированы некоторые переходные процессы, при которых возникают непроектные вибрации TBC. Приведены расположения TBC, подверженные вибрациям в рассмотренных режимах. Предложены методы воздействия на параметры теплоносителя с целью предотвращения попадания TBC в неблагоприятный режим работы или минимизации доли TBC, попавших в неблагоприятную область.

ВЫВОДЫ

1. Разработана методика расчета добротности потока теплоносителя и полосы пропускания.

2. Получено расчетно-экспериментальное обоснование резкого возрастания интенсивности вибраций при возникновении виброакустического резонанса.

3. Идентифицированы причины аномального роста уровня вибраций при вибродинамическом контроле ВКУ, крышки реактора и ГЦТ на стационарных режимах холодно - горячей обкатки оборудования реакторной установки с ВВЭР -1000.

4. Для предотвращения виброакустического резонанса теплоносителя и TBC необходимо и достаточно вывести собственную частоту колебаний TBC за пределы полосы пропускания.

5. Разработана методика построения картограмм активной зоны с указанием числа и места расположения TBC, находящихся в зоне виброакустических резонансов с теплоносителем и построены картограммы для исследованных режимов.

6. Полученные результаты могут быть использованы:

- для идентификации причин аномального роста уровня вибраций, TBC, ВКУ и ГЦТ, и прогнозирования их возникновения;

- для оптимизации АСУ ТП и совершенствования регламента безопасной эксплуатации энергоблока АЭС с реактором ВВЭР - 1000 в целях ограничения работы энергоблока в условиях виброакустического резонанса оборудования первого контура, ВКУ и TBC.

1. Денисов В.П., Драгунов Ю.Г. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. М.: ИздАТ, 2002. 368 с.

2. Финкель Б.М. Разработка, создание и применение на АЭС с РУ ВВЭР автоматизированной системы виброшумовой диагностики. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. ФГУДП ВНИИАЭС. г. Москва. 2003г.

3. Bulavin V.V., Gutsev D.F., Pavelko V.I. Some Results of the Vibrations Analysis on the WWER-440. A Symposium on Nuclear Reactor Surveillance and Diagnostics (SMORN-7): Proceedings, 19-23 June, 1995, Avignon (France).

4. K.H. Проскуряков, СП. Стоянов, Г. Нидцбалла, и др. Теоретические определения частот собственных колебаний теплоносителя в первом контуре АЭС. МЭИ; Вып. 407,1979.- С.87-93.

5. И.В. Федоров Ф.Ф., Надь И. и др. Рабочий материал: Концепция Системы Диагностической Интеллектуализированной Поддержки Оператора АЭС (ДИПОС). ИПУ АН СССР, Москва 1987.

6. Павелко В. И. «Нейтронно-температурные шумовые модели A3 ВВЭР», Атомная энергия, 1992, т.72, вып. 6, С. 72-79.

7. Kosaly G. Noise Investigations in Boiling Water and Pressurized Water Reactors, Report KFKI-1979- 57 p.

8. Fry D.N. (1986) Surveillance and Diagnostics in Nuclear Power Plants by Noise Analysis. International Seminar on Artificial Intelligence and Industrial Approaches. 3th-4th June, Rome.

9. Olma B.J. (1985) Source location and mass estimation in loose parts monitoring of LWR's. Progress in Nuclear Energy, Vol.15; pp.583-594.

10. Puyal С., Fernandes A. and Charpentier X. (1985) Parameters used for the detection and location of loose parts on the French P¥R's in operation. Progress in Nuclear Energy, Vol.15- pp.595-599.

11. Mayo, C.W. (1985) Loose parts signal theory. Progress in Nuclear Energy, Vol.15-pp.535-543.

12. Fujita К., Tanaka M. and Ishikawa S. (1985) Simulation experiments of loose parts and abnormal vibration of core internals. Progress in Nuclear Energy, Vol.15- pp. 545-552.

13. Izumi S., Michiguchi Y. and Senoh M. (1985) Methods of metallic loose parts location and impact energy estimation from information on reference impact sounds Progress in Nuclear Energy Vol.15- pp.553-560.

14. Thompson J.P. and Quinn J.¥. (1985) A signal processing method for improved loose parts detection and diagnosis. Progress in Nuclear Energy, Vol.15- pp.561568.

15. Булавин В. В., Гуцев Д.Ф., Павелко В.И. Исследования характеристик вибродиагностики ВВЭР-1000 в эксплуатационных условиях. Атомная энергия 1995, т.79, вып. 5, с. 343-349.

16. Gutsev D.F.,Pavelko V.I., Neutron-Temperature Noise Methods and Their Experimental Check on the Reactor WER-1000// Труды конференции по внутризонным исследованиям(ПМС(ЖЕ 96), Япония, г. Мито, Октябрь 1996.

17. Kinelev, S. Perov, V. Sulimov. Theoretical Modeling of Fuel Assembly Vibrations forWER-type Reactors// Труды конференции по внутризонным исследованиям (INCORE96), Япония, г. Мито, Октябрь 1996.

18. S. Perov, Е. Altsdat, М. Werner. Vibration analysis of the pressure vessel internals of WWER-1000 type reactors with consideration of fluid-structureinteraction. Annals ofNuclearEnergy. 27 (2000), 1441-1457.

19. Дранченко Б.Н. и др. Экспериментальные исследования напряженного состояния и прочности оборудования ВВЭР. М.: ИКЦ «Академкнига», 2004. 640 с.

20. Федотовский B.C., Верещагина Т.Н. О собственных частотах и формах гидродинамически связанных колебаний пучков стержней TBC реакторов типа ВВЭР / Тр. 2-ой Всерос. конф. "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР". Подольск, 2001.

21. Федотовский B.C., Верещагина Т.Н. Колебания и волны в гетерогенных средах // Тр. Матем. центра им. Н.И. Лобачевского. Казань. 2004. т. 22.

22. Верещагина Т.Н., Федотовский B.C., Прохоров Ю.П. О колебаниях системы цилиндрических оболочек с жидкостью и пучком стержней // Тр. 3-й межд. конференции "Обеспечение безопасности АЭС С ВВЭР". Подольск, 26-30 мая 2003. Т. 5. С. 163-172.

23. Федотовский B.C. О динамике гетерогенных сред при виброакустических воздействиях // Материалы 16 сессии Международной школы по моделям механики сплошной среды. Казань, 27 июня-3 июля 2002. С. 75-91.

24. Федотовский B.C., Верещагина Т.Н. Колебания гидродинамически связанных систем // Изв. вузов. Ядерная энергетика. 2004. №3. С. 108-116.

25. Проскуряков К.Н, Новиков К.С. Определение области виброакустических резонансов теплоносителя и ТВС в перспективных реакторах повышенной мощности // Атомная энергия. 2010. В. 3. С. 151-155.

26. Аркадов Г.В., Павелко В.И., Усанов А.И. Виброшумовая диагностика ВВЭР. М.: Энергоатомиздат, 2004.344 с.

27. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Review of Fuel Failures in Water Cooled Reactors, IAEA Technical Reports Series No. 388, IAEA, Vienna (1998)

28. Nuclear Power Reactors in the World, Reference Data Series No. 2, 2007 Edition, IAEA, Vienna, 2007, http://www.iaea.org/programmes/a2/.

29. ELECNUC 2007 "Les centrales Nucléaires dans le monde", Status on 2006-1231, CEA Edition, cea.fr/content/download/4667/27759/file/Elecnuc2007.pdf

30. PAINTER, C.L., et al., Summary of fuel performance annual report for 1990, J. Nucl. Saf. 34 2 (1993) 259.

31. Electric Power Research Institute Fuel Reliability Program 41.02.01 2010 Portfolio, Chaitanyamoy Ganguly, IAEA Activities on Nuclear Fuel Cycle, NEA-NSC Meeting , Paris ,10-12 June 2009

32. Проскуряков К.Н., Виброакустическая паспортизация АЭС — средство повышения их надежности и безопасности //Теплоэнергетика 2005, №12, С. 30-34.

33. Проскуряков К.Н., Использование виброакустических шумов для диагностики технологических процессов в АЭС. М.: Изд-во МЭИ, 1999 -68с.

34. Стырикович М.А., О.И. Мартынова, 3.JI. Миропольский. Процессы генерации пара на электростанциях. М., «Энергия», 1969г.

35. K.N. Proskuryakov, D.A. Parshin, K.S. Novikov. Sound Velocity in the Coolant of Boiling Nuclear Reactors. Proceedings of ICAPP '09 Tokyo, Japan, May 10-14, 2009 Paper 9275

36. А.А. Александров, A.B. Очков, В.Ф. Очков, К.А. Орлов. Программа для расчета свойств воды/водяного пара газов и газовых смесей WaterSteamPro 6.0. МЭИ (ТУ), 2005г.

37. Проскуряков К.Н. Параметрическое возбуждение динамических нагрузок в оборудовании водоохлаждаемых ядерных реакторов //, Вестник МЭИ №5. Москва, Изд. МЭИ, 2006.

38. М.Е. Дейч, Г.А. Филиппов, Газодинамика двухфазных сред, 411 стр. изд. Энергия, Москва 1968.- 6 р.

39. Теплопередача в двухфазном потоке/ Под ред. Т 34 Д. Баттерворса и Г. Хьюитта: Пер. с англ. -М. Изд. «Энергия», 1980 г.

40. A.B. Некрасов, К.Н. Проскуряков. Методы и средства управления ресурсом основного оборудования на АЭС, // «Ядерная энергетика», №1, Обнинск, 2009г.

41. Баранаев Ю.Д., Кириллов П.Л., Поплавский В.М., Шарапов В.Н. Ядерные реакторы на воде сверхкритического давления // Атомная энергия. 2004. Т. 96. В. 5. С. 374-380.

42. Глебов А.П., Клушин A.B. Реактор с быстро-резонансным спектром нейтронов, охлаждаемый водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения теплоносителя // Атомная энергия. 2006. Т. 100. В. 5. С. 349-355.

43. Кавун О.Ю. Методика моделирования динамики энергоблока АЭС, реализованная в программном комплексе РАДУГА-ЭУ// Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика ядерных реакторов (-М.). -1999. -Вып.5. -С. 17-39.

44. Программный комплекс "РАДУГА" для моделирования переходных и аварийных режимов в реакторных установках водо-водяного типа. Описание математической модели: Отчет о НИР/ Атомэнергопроект, Арх. N 145. Руководитель: не ук. -М., 1993.

45. Кавун О.Ю., Куно М.Я., Фейман В.Г. Программа "ТРР" для теплогидравлического расчета сложных теплогидравлических сетей. //Алгоритмы и программы для нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов НЕЙТРОНИКА-97: Сб. трудов семинара МАЭ РФ. Обнинск, 1998.

46. САПФИР-95 "Программа для нейтронно-физического расчета тепловых ядерных реакторов", г. Сосновый бор, ФГУП "НИТИ им А.П. Александрова", ЛКВШ 95.301.00.00-02 31 01

47. Askew J.R. et al. A General Description of the Lattice Code WIMS //Journal of British Nuclear Energy Society, October, 1966. D. 564-585.

48. Проскуряков K.H. Теплогидравлическое возбуждение колебаний теплоносителя во внутрикорпусных устройствах ЯЭУ.-М.:МЭИ,1984,- 67 с.