автореферат диссертации по информатике, вычислительной технике и управлению, 05.13.07, диссертация на тему:Разработка автоматизированной системы контроля работоспособности оборудования

Министерство общего и профессионального образования Российской Федерации

Разработка автоматизированной системы контроля работоспособности оборудования (па примере оборудования Смоленской АЭС)

Специальность 05.13.07 - «Автоматизация технологических процессов и производств (по отраслям)»

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Обь

г з ноя «

То од

Обнинский институт атомной энергетики

На правах рукописи УДК 681.65.011.56:621.039.58

Осецкий Александр Юрьевич

Обнинск - 1998

Диссертация выполнена на кафедре автоматизированных систем управления Обнинского института атомной энергетики.

Научный руководитель

Консультант

доктор технических наук профессор Острейковский В.А.

кандидат физико-математических наук доцент Островский Е.И.

Официальные оппоненты доктор технических наук

Арнольдов М.Н.,

доктор технических наук профессор Древе Ю.Г.

Ведущая организация

Всероссийский научно-исследовательск институт по эксплуатации атомных электростанций (ВНИИАЭС), г.Москв

Защита состоится 4 декабря 1998г. в часов на заседай диссертационного совета К-064.27.01 в Обнинском институте атс ной энергетики по адресу: 249020, Калужская обл., г.Обнинск, ИА1

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ИАТЭ.

Автореферат разослан « ^ » ЧОЗ^рх 1998г.

Ученый секретарь диссертационного совета кандидат технических наук, доцент

Повякало А.)

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы. Согласно утвержденной 21 июля 1998г. российским правительством «Программе развития атомной энергетики РФ на 1998-2005 годы и на период до 2010 года» на первом месте среди основных мероприятий стоит продление срока эксплуатации действующих атомных станций (АС). Это обусловлено прежде всего экономической необходимостью, особенно в нынешней ситуации. Проведенный анализ состояния основного оборудования энергоблоков (ЭБ) показал принципиальную возможность продления назначенных сроков службы (НСС) по крайней мере на 5-10 лет за счет проведения соответствующего комплекса работ для каждого ЭБ. Затраты на эти работы во много раз меньше доходов от дополнительно вырабатываемой электроэнергии, и тем более меньше затрат на сооружение новых АЭС. Вопрос об эксплуатации за пределами установленных сроков службы напрямую связан с повышением надежности и безопасности АЭС. Обеспечение безопасной эксплуатации действующих ЭБ - центральная задача, ведь ввода в эксплуатацию реакторов нового типа с повышенной безопасностью можно ожидать только через 1Q-15 лет.

В настоящее время в России сложился следующий подход к эксплуатации оборудования АС: эксплуатация до наступления предельного состояния в условиях и режимах применения, установленных в проектной и эксплуатационной документации. Решение вопроса о возможности его дальнейшего использования за пределами НСС не обеспечено необходимым объемом научно-нсследователь-ских работ (НИР), преектно-конструкторскими разработками и нормативно-технической документацией (НТД). Анализ перечня оборудования АС, подлежащего замене, модернизации и продлению срока службы, показывает, что процедура принятия решений по вопросам, напрямую связанным с безопасностью АС, часто выполняется без грамотного учета накопленных данных эксплуатации, использования адекватных математических моделей и методов.

Таким образом, возникает необходимость строгого обоснования продления НСС оборудования ядерных энергетических установок (ЯЭУ) на основе реальных данных эксплуатации с учетом поддержания ЭБ на заданном уровне безопасности. Система накопления и дальнейшего использования статистических данных эксплуатации наряду с планированием планово-профилактических работ (ППР) и снабжением запасными частями, инструментом и принадлежностями (ЗИП) является основой для повышения безопасности и управления ресурсом АС.

Целью работы является разработка единой автоматизированной системы контроля работоспособности оборудования (АСКРО) АС и ее реализация для исследования надежности тепломеханического' оборудования (ТМО) действующих ЯЭУ.

Основу проведенных исследований составляют методы теории построения автоматизированных систем, теории надежности, оценки остаточного ресурса (ОР) оборудования АС, математической статистики, теории случайных процессов, численного анализа и теории обработки экспериментальных данных.

Научная новизна работы состоит в следующем:

• показана возможность автоматизации процесса управления сроком службы объектов ЯЭУ на этапе эксплуатации;

• разработан оригинальный метод построения регрессионных зависимостей применительно к износу оборудования ЯЭУ на основе трехмерных адаптивных оценок (АО);

• предложена модифицированная физико-статистическая модель (ФСМ) с использованием теории диффузионных процессов для случая, когда между несущей способностью (НС) и действующими нагрузками существует корреляционная зависимость;

• создан метод прогнозирования ресурса оборудования АС, отличающийся тем, что он учитывает не только проектные параметры и факторы нагружения, но и характеристики НС, контролируемые во время эксплуатации исследуемого объекта;

•^>езультаты теоретических исследований и моделирования на ЭВМ доведены до изобретения.

Практическая значимость работы заключается в том, что

• для конкретных типов оборудования Смоленской АЭС построен и внедрен компьютерный журнал (КЖ) «Регистр», в основе которого использованы современные алгоритмы накопления, передачи и обработки информации о работоспособности систем ЯЭУ;

• создан банк данных (БнД) по результатам ультразвуковой тол-щинометрии (УЗТ) компонентов конденсатно-питательного и парового трактов АЭС с реактором РБМК-1000;

• разработаны и внедрены графоаналитические методы расчета долговечности систем с постепенными отказами, позволяющие оперативно проводить анализ технического состояния объектов;

• на основе выработанных инженерных методик написан программный комплекс «Ресурс», применяемый для расчета надежности различных систем ЯЭУ;

• вычислены значения ОР трубопроводов большого диаметра (ТБД) ЭБ №1 и №2 Смоленской АЭС, даны рекомендации по частоте проведения инспекционных проверок и продлению НСС изученных компонентов.

Основные положения, выдвигаемые автором на защиту:

• принципы создания АСКРО АС на основе КЖ;

• запатентованный метод прогнозирования ОР ТМО ЯЭУ;

• разработанные модели и методы оценки показателей деградации, безотказности и долговечности конструкций и систем, характеризующихся постепенными отказами;

• методика исследования надежности ТБД трактов ЭБ с РБМК-1000 по данным многолетней эксплуатации и полученные результаты расчетов.

Личный вклад автора в работу. Автор непосредственно участвовал в качестве исполнителя на всех этапах проведенных исследований, включая постановку задачи, анализ литературы по проблеме,

патентный поиск, планирование исследований, сбор исходных данных, разработку моделей и методов, написание программного обеспечения, обобщение и интерпретацию результатов.

Апробация работы. По результатам работы получен патент на изобретение [5], основные материалы исследований опубликованы в статьях [1-4, 6-7) и отчетах о НИР [8-111, докладывались на научных семинарах профессорско-преподавательского состава института атомной энергетики в 1994-1997 гг., на 4-ом Международном симпозиуме «Проблемы материаловедения при производстве и эксплуатации оборудования АЭС» (Санкт-Петербург, 1996), на научно-технической конференции «Социально-экономические проблемы управления производством, создание прогрессивных технологий, конструкций и систем в условиях рынка» (Калуга, 1996), на 1-ом и 2-ом Международных симпозиумах «Ядерная энергетика в третьем тысячелетии» (Обнинск, 1996, 1998), на научно-технической конференции «Диагностика, информатика, метрология, экология, безопасность» (Санкт-Петербург, 1997), на научно-техническом семинаре «Автоматизация системы контроля работоспособности оборудования» (Сургут, 1998).

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, библиографического списка и приложений. Общий объем работы 150 страниц, в том числе основного текста 116 страниц, 25 рисунков, 10 таблиц, 6 приложений и список использованной литературы из 100 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении приводится обоснование актуальности исследования, сформулирована его цель, изложены основные положения и результаты работы,, представляющие научную новизну.

В первой главе рассматривается текущее состояние проблемы и выполнена постановка задач исследования.

Анализ существующих сегодня АСКРО АС - АССОИН на базе ВНИИАЭС и ИСКО на базе Интератомэнерго позволил сделать

следующие основные выводы.

1. Действующие системы нацелены на выяснения текущего состояния оборудования, но не пригодны для обоснования возможности продления НСС АЭС.

2. С учетом того, что в конструкции ЯЭУ используются высоконадежные элементы, и статистика об отказах таких элементов ограничена, а также в силу специфики функционирования систем ЯЭУ на основании простой фиксации отказов объектов практически невозможно получить достоверные оценки характеристик надежности. Необходимо изучение всей истории эксплуатации оборудования, в том числе требуется контроль наработки узлов, устанавливаемых в систему взамен неисправных; наработки исправно действующего оборудования; вида, средств и методов технического обслуживания и ремонта (ТОиР) и многого др.

3. За исключением отдельных случаев ведение необходимой документации осуществляется персоналом АЭС вручную, а сбор сведений автоматизирован только на верхнем уровне действующих систем.

ТМО питательного и парового трактов АС было выбрано в данной работе в качестве исследуемого для построения системы АСКРО. Обзор литературы по методологии прогнозирования отказов ТМО, происходящих вследствие эрозионно-коррозионного износа (ЭКИ), выявил недостатки следующего плана.

1. Достоверность результатов расчетов с помощью детерминированной модели или модели циклического ресурса, применяемых сегодня, определяется точностью входных данных, которые не всегда известны или не представлены в нужной форме.

2. Полученные эмпирические зависимости величины ЭКИ от различных факторов характеризуются постоянной скоростью. Однако, известно, что процессы износа имеют нелинейный характер:

3. Используемые методы не учитывают вероятностный характер нагрузок. Ресурс - случайная величина, он должен определяться через стохастические показатели с оценкой доверительного интервала или доверительной вероятности.

4. В моделях прогнозирования ОР отсутствует параметр, отвечающий за действительное состояние металла ТЛЮ.

На основании полученных выводов были сформулированы основные задачи данной работы:

• разработка принципов и методов построения системы сбора, хранения и обработки первичных статистических данных, опирающейся на концептуальную схему управления ресурсом оборудования, на базе основных документов АССОИН АЭС;

• разработка и исследование математических моделей и методов прогнозирования ОР ТМО второго контура, учитывающих а) вероятностный характер действующих факторов, б) значения показателя НС компонентов, контролируемого во время эксплуатации, в) взаимосвязь ресурса с показателями безопасности ЭБ;

• создание КЖ учета эксплуатационных сведений для конкретных типов оборудования АС и практическое применение технологической цепочки управления ресурсом на примере ТМО.

Во второй главе описаны принципы построения АСКРО АС на основе КЖ контроля отдельных видов оборудования.

Общая идея базируется на циклической во времени схеме контроля, оценки, прогнозирования и управления ресурсом оборудования на этапе эксплуатации. На стадии «контроль» ведется учет данных о наработках, отказах, дефектах и повреждениях, результатах проведения ТОиР компонентов и систем и т.д. Главной составляющей является специальная компьютерная система или КЖ, на основе которого в цехах АС осуществляется сбор информации. На стадии «оценка» производится математическая оценка параметров работоспособности оборудования на основе базы данных (БД) КЖ. На стадии «прогнозирование» вычисляется ОР оборудования с помощью существующих методик. На стадии «управление» принимаются решения о ТОиР, замене, модернизации или продлении ресурса конструкций, и реализуется необходимый для этого комплекс мер. В работе предлагается объединение АСКРО отдельных ЭБ и

Рис.1. Построение КЖ как составной части АСКРО: 1-этап пред-проектного обследования объекта автоматизации; П-этап проектирования и реализации системы; Ш-этап внедрения и адаптации.

действующей сегодня АССОИН «Атомэнерго», при этом первая реализует научно обоснованный подход к решению задачи определения количественных оценок надежности и ресурса, а на вторую, учитывая опыт эксплуатации, возлагается организация обратной связи при проведении мероприятий по повышению надежности и качества оборудования.

Сформулированы цели, задачи; а также основные принципы, на которых основывается создание КЖ:

• обеспечения полной и достоверной информации;

• унифицированного сбора данных в соответствии с существующими на АС нормами ведения технической документации;

• использования уже имеющейся в цехах АС компьютерной техники в качестве аппаратного обеспечения.

Рис.2. Схема функционирования КЖ как локальной системы.

Предложен трехэтапный вариант проектирования и внедрения КЖ для отдельного цеха или лаборатории (рис.1). Особое внимание при этом уделено созданию библиотеки классификаторов, использующей и углубляющей классификатор «Перечень», и компьютерным формам сбора сведений на местах, отвечающим принципу изучения всей истории эксплуатации оборудования и конструкций.

Перечислены функции, которые должен выполнять локальный КЖ, в том числе такие функции как ведение журнала, вывод данных по запросу, контроль и защита информации, преобразование данных для обработки в пакетах прикладных программ (ППП); и в соответствии с этим разработаны функциональная (рис.2) и программная структуры КЖ.

Далее обсужден порядок развития системы по вертикали. По мере роста числа КЖ в цехах и адаптации ко всем типам оборудования возникает необходимость создания БнД АСКРО на уровне ЭБ. Цель создания такого БнД - объединение разрозненных КЖ на

Рис.3. Информационные потоки в рамках интегрированной системы.

базе общестанционного сетевого обеспечения для эффективного использования аппаратных и программных средств и осуществления обмена эксплуатационными сведениями. В работе приведена организационная структура БнД.

Предложена схема обработки поступающей статистической информации, основанная на ППП, выполняющих расчет

• характеристик безотказности и тенденций их изменения во времени эксплуатации оборудования и систем АС;

• ОР оборудования;

• комплексных показателей надежности исследуемых объектов;

• обоснования и пополнения ЗИП;

• длительности межремонтных периодов и др.

Далее указаны способ интеграции КЖ в составе системы прогнозирования ресурса и информационные потоки в рамках трехуровневой интегрированной системы на базе ВНИИАЭС (рис.3).

Глава заканчивается описанием разработанных КЖ для контроля работоспособности ТМО и аппаратуры контроля радиационной безопасности (АКРБ) Смоленской АЭС.

Третья глава посвящена разработке метода прогнозирования ОР применительно к ТМО ЯЭУ.

Сущность метода заключается в следующем. Имеются данные контроля компонента, записанные в БД КЖ, и компьютерная программа расчета. После запуска программы запрашиваются сведения о геометрии компонента, месте его расположения в основной конструкции, а также сведения о материале, из которого изготовлен компонент, нормальные условия эксплуатации (НУЭ) и количественные требования к безопасной эксплуатации. Далее осуществляется оценка показателей безотказности и долговечности компонента, алгоритм проведения которой зависит от выбранной модели надежности. Периодический контроль компонента через определенные промежутки времени предназначен для получения уточненного ОР. Выходные документы, содержащие вычисленные характеристики, составляют основу для принятия решения об управлении ресурсом.

Для рассматриваемых объектов - ТБД второго контура, подверженных ЭКИ, - в главе обосновывается выбор базового класса ФСМ надежности типа «нагрузка - несущая способность», теоретические основы которых заложены А.С.Прониковым, Б.С.Сотсковым и др. В качестве нагрузок в работе выбраны давление Рр и температура Г° теплоносителя в компоненте, НС МО - толщина стенок компонентов М/). Предполагается, что - диффузионный марковский процесс, а процесс &,() является функцией нагрузки: Л/)«<»(/, 5)- Роль показателя безотказности (неразрушения) объекта выполняет вероятность того, что ордината процесса ни

разу не пересечет нуль на интервале [в, 71 при условии, что в момент в объект был работоспособен: Р(6, У)=Л У{/)>О;У/е[0,711 Ч\в)>0). Вероятность Р(в, У) есть решенне дифференциального уравнению в частных производных Фоккера-Планка-Колмогорова

ев v ' dY г тг

при начальном и граничном условиях f\T,Y)= 1; Ж7!0)=0, которое находится методом неявной разностной схемы. При этом коэффициенты сноса а{в,}) и диффузии fi2(0,ï) процесса 4\t) определяются методом изучения моментных функций нагрузки, а толерантный интервал Р(в, У) вычисляется по правилу Рунге. Окончательное значение вероятности безотказной работы (ВБР) объекта Ж/) вычисляется путем усреднения Ж/, У) по всем возможным значениям К

Далее формулируются критерии определения момента наступления предельного состояния объекта. Детерминированный критерий построен на основе коэффициента запаса прочности rj(t), определяемого в виде отношения значений так называемой «модели усталости» (зависимости математического ожидания НС от времени) к начальному значению действующей нагрузки: rj(t)-m/^.t)/S(0). При условии: т^Тп^Х объект переходит в неработоспособное состояние. Вероятностный критерий отражает невозможность дальнейшей эксплуатации объекта по требованиям безопасности. Здесь используется оценка ВБР и результаты расчета вероятностей возникновения аварийных ситуаций на конкретном ЭБ при вероятностном анализе безопасности (ВАБ). Если известно допустимое значение вероятности отказа конкретного вида оборудования Qaon, то из условия риска ЖT^=Paon=\-Qaon определяется ресурс Тр . При известной наработке объекта Тн ОР определяется как Тжт— Тр— Т„.

Особое внимание в главе уделено построению регрессионной модели износа металла объектов m^t) вследствие ЭКИ, являющейся главной составляющей функции «Х/,5). Помимо стандартного метода наименьших квадратов (МНК) предлагается использование трехмерных АО, скорость сходимости которых совпадает с оптимальной на всех наиболее популярных классах функций. Основной результат, полученный на основе обобщения оценок Ченцова, следующий. Если имеются полученные в ходе УЗТ измерения Лц/, тол-

щин стенок труб hijic = f(t(,ßj,xk) + g{jk, i = 1,1, j = 1, J, к = 1,K в

точках плана эксперимента {/,-, ßj, л*}, где /е(0,Л^ - величина толщины, ho - ее начальное значение, /е[0,оо) - время эксплуатации объекта, /?е[0.¿Vrj - угол измерения толщины, *е[0,/1 - длина наблюдаемого участка, - погрешности измерений - случайные, центрированные, независимые величины, то АО функции Ktß.x) по этим данным выглядит как

Ма Na Ра _

f{t,ß,x)= z z 1сшрРп(фл^(4

т=1 п=1 р=1

2М 2N 2Р {Ma,Na,Pa)= arg min Z Z Z Cp-MZ1,NSJ,PÜK m=M+l n=N+l p=P+l

Здесь Cmnp = AtA/HlZ £ ' оценка K0"

¡=1 j=i fc-i

эффициентов Фурье, {q>m(tf\, {rjßfi, {Xp(xfi - ортонормированные системы. В качестве были использованы экспоненциально

убывающие полиномы Чебышева-Лагерра, в качестве {rn(ßfl, {Лр(хЛ - тригонометрические функции. Требуемая в задаче консервативная оценка модели регрессии по времени представлена как

f(t)= inf f(t,ß,x). Кроме того, в работе вычислены доверительные ß,x

интервалы АО в метрике пространства ¿2 и в каждой точке.

Глава завершается описанием разработанных графоаналитических методов - номограммы и квадриграммы - в задаче определения показателей надежности оборудования с постепенными отказами. Методы предназначены для эффективной инженерной оценки персоналом АС технического состояния исследуемых объектов без проведения вручную громоздких расчетов и сравнительного анализа большого количества табличной и графической информации. Построение схем автоматизировано на ПЭВМ и окончательный результат выдается в экранном или распечатанном виде. Схемы

ЛО), мм

26.5 26.0 25.5 250 24.5 24.0 23.5 23.0 22.5 22.0 21.5 21.0 20.5

1984 1988 1992 1996 2000 2004 2008 2012

I, год

Рис.4. Вид показательной модели усталости (прямой участок ТБД питательной воды за регулятором П1-1322, ЭБ №1): — - модель; ---- границы доверительного интервала; х - статистнч. данные.

позволяют оперативно определять значения характеристики надежности на заданный момент и прогнозировать ОР оборудования.

В четвертой главе приведены результаты практического применения АСКРО на примере ТМО Смоленской АЭС.

В главе дано краткое описание ППП «Ресурс», реализующего рассмотренные выше методы прогнозирования ОР, перечислены назначение пакета, решаемые задачи, требования к аппаратному обеспечению, входные и выходные данные, и представлен алгоритм блока «Диффузионные процессы».

В качестве объектов исследования были взяты те ТБД парового и питательного трактов ЭБ №1 и №2 Смоленской АЭС, которые обычно наиболее часто подвергаются повреждению вследствие ЭКИ на различных АЭС. Приводятся описание и НУЭ изучаемых участков (всего 52 компонента), а также подробные характеристики данных по многолетним замерам УЗТ во время ППР н действующим нагрузкам. Представительный статистический материал, накоплен-

Рис.5. Номограмма с участием АО модели усталости (прямой участок №7 ТБД питательной воды за расходомерной шайбой, ЭБ №1).

ный в БД ЮК «Регистр», позволил на основе комплекса «Ресурс» получить требуемые характеристики надежности оборудования.

Для всех исследуемых участков последовательно проведен статистический анализ; оценены параметры моделей усталости методом МНК для показательного, линейного и гипербодического типов зависимостей с построением 95%-ных доверительных интервалов. На рис.4 представлена модель износа металла для одного из рассмотренных участков ТБД. Результаты оценки скорости ЭКИ согласуются с данными, полученными другими исследователями.

Изучена возможность применения АО для построения модели износа металла стенок трубопроводов. Результаты анализа позволяют заключить, что точность оценки является приемлемой при соблюдении такого плана эксперимента: />10, 1>12, К>40, /<4м, Д/£1год. Сравнение различных моделей ЭКИ показало, что при

лет

Рис.6. Вид зависимости ВБР (прямой участок №4 ТБД питательной воды за дроссельной шайбой, ЭБ №1): 1 - вычислена по линейной модели усталости; 2 - по показательной; 3 - по гиперболической.

Значения ОР (в годах) для некоторых исследованных объектов

Наименование объекта Qjion > 1 / (р-год) Вид использованной модели усталости

линейный показат. гиперболич.

Прямой участок №4 ТБД ПВ за дроссельной шайбой (ЭБ№1) ю-9' 18 19 22

10"8 19 20 23

10"7 20 21 24

Прямой участок №11 ТБД ПВ за расходомерной шайбой (ЭБ№2) 10-9 12 13 15

10"® 13 14 16

ю-7 14 15 17

Прямой участок №107 ТБД ПВ за per. П1-1322 (ЭБ№1) К)"9 16 17 20

К)"8 17 18 21

10-7 18 19 22

Гибы паропровода свежего пара (ЭБ№1) 5х10-7 1 2 3

10* 2 3 4

5x10* 3 4 5

большом количестве данных АО дают значительно лучшие по точности (на 20-30%) результаты на интервале прогноза. На рнс.5 представлена номограмма с участием АО.

Далее проведен анализ вычисленных характеристик безотказности и прочности ТБД (рис.6) и рассчитан ОР с использованием результатов ВАБ реконструируемых ЭБ с РБМК-1000 (см. табл.).

В приложениях приводятся основные формы ведения документации КЖ «Регистр», статистические характеристики процессов нагрузки и НС отдельных изученных ТБД, а также табличное и графическое представление характеристик износа, безотказности, прочности и долговечности исследованного оборудования.

В заключении сформулированы следующие основные теоретические и практические результаты работы.

1. Выполнена постановка задачи построения автоматизированной системы сбора, хранения, обработки и передачи данных о работоспособности оборудования российских АС, реализующей научно обоснованной подход к управлению ресурсом объектов.

2. Разработаны принципы и порядок проектирования АСКРО на базе КЖ. Построены организационная, функциональная, информационная и программная структуры системы. Предложен порядок развития АСКРО по горизонтали и вертикали. Проанализированы особенности создания н внедрения систем на российских АЭС.

3. Новый подход к прогнозированию ресурса ТМО ЭБ с учетом реальных динамических характеристик НС, регулярно контролируемых во время эксплуатации, доведен до патента на изобретение (№96114501/28).

4. Исследован математический вид моделей износа конструкционных материалов оборудования ЯЭУ. Разработан метод трехмерных АО для построения регрессионных моделей описания износа трубопроводов и сосудов давления, вычислены доверительные интервалы оценок.

5. Разработана модифицированная ФСМ надежности с применением диффузионных процессов, учитывающая корреляцию между НС и

действующими нагрузками. Для вычисленного показателя безотказности найдены толерантные интервалы. Сформулированы детерминированный и вероятностный критерии оценки долговечности объектов с постепенными отказами.

6. Предложены графоаналитические методы (номограмма и квадри-грамма) проведения инженерного анализа технического состояния оборудования по расчетным данным.

7. Указанные модели и методы были алгоритмизированы и программно реализованы. Принципы разработки КЖ легли в основу системы «Регистр» для контроля работоспособности ТМО и АКРБ Смоленской АЭС. Методики расчета ОР вошли в состав ППП «Ресурс», применяемого для оценки показателей надежности объектов ЯЭУ различных типов.

8. Объединение КЖ и программных комплексов позволило сформировать единую технологическую цепочку управления ресурсом ТМО, на основе которой были рассчитаны количественные оценки долговечности ТБД ЭБ с РБМК-1000 по данным многолетней эксплуатации.

Основные материалы диссертации опубликованы в работах:

1. Осецкий А.Ю., Острейковский В.А. Автоматизация контроля работоспособности оборудования атомных станций / / Известия вузов. Ядерная энергетика. - 1998. - №3. - с. 18-24.

2. Осецкий А.Ю., Острейковский В.А. О роли компьютерных журналов прн автоматизации контроля технического состояния оборудования атомных станций // Известия вузов. Ядерная энергетика. - 1997. - №2. - с.8-13.

3. Осецкий А.Ю., Острейковский В.А. Постановка задачи и характеристика статистических данных для определения моделей деградации материалов трубопроводов большого диаметра энергоблоков с РБМК-1000 Смоленской АЭС // Сб. тр. каф. АСУ №11. - Обнинск: ИАТЭ, 1996. - с.5-8.

4. Осецкий А.Ю., Острейковский В.А. Применение стохастических дифференциальных уравнений для оценки и прогнозирования ре-

сурса трубопроводов атомных станций по эксплуатационным данным // Сб. тр. каф. АСУ №10. - Обнинск: ИАТЭ, 1995. - с. 13-25.

5. Осецкий А.Ю., Острейковский В.А. Способ определения остаточного ресурса тепломеханического оборудования ядерных энергетических установок. Заявка №96114501/28 (026690) // Изобретения России. - 1999. - №5-6.

6. Осецкий А.Ю., Острейковский В.А. Физические основы выбора вида математических моделей и определение значений их параметров для описания процессов деградации материалов трубопроводов в процессе эксплуатации энергоблока №1 Смоленской АЭС // Сб. тр. каф. АСУ №11. - Обнинск: ИАТЭ, 1996. - с.9-15.

7. Осецкий А.Ю., Островский Е.И. Применение адаптивного непараметрического оценивания в задаче построения моделей усталости конструкционных , материалов тепломеханического оборудования ЯЭУ // Сб. тр. каф. АСУ №12. - Обнинск: ИАТЭ, 1998. - с.60-66.

8. Оценка и прогнозирование ресурса трубопроводов большого диаметра энергоблоков №1 и №2 Смоленской АЭС по результатам эксплуатации / / Острейковский В.А., Осецкий А.Ю., Заха-ренкова Л.А. и др. Отчет о НИР. - Обнинск: ИАТЭ, 1996. - 170с.

9. Разработка и исследование физико-статистических методов, алгоритмов и программного обеспечения оценки и прогнозирования ресурса оборудования ядерных установок / / Острейковский В.А., Осецкий А.Ю., Буртаев Ю.Ф. Отчет о НИР РФФИ №р.95-02-04283-а. - Обнинск: ИАТЭ, 1997. - 42с.

10. Разработка компьютерного журнала регистрации отказов оборудования, обеспечивающего радиационный контроль на АЭС / / Острейковский В.А., Осецкий А.Ю. Отчет о НИР. - Обнинск: ИАТЭ, 1997. - 32с.

11.Разработка математических методов оценки и прогнозирования ресурса оборудования ядерных установок с учетом риска от эксплуатации / / Острейковский В.А., Осецкий А.Ю. Отчет о НИР №г.р.01.9.40. - Обнинск: ИАТЭ, 1995. - 43с.

/у/: Я й - 5 ¡665" 2

СУ / V V /

Министерство общего и профессионального образования

Российской Федерации

Обнинский институт атомной энергетики

На правах рукописи

ОСЕЦКИЙ АЛЕКСАНДР ЮРЬЕВИЧ

РАЗРАБОТКА АВТОМАТИЗИРОВАННОЙ СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ РАБОТОСПОСОБНОСТИ ОБОРУДОВАНИЯ (НА ПРИМЕРЕ ОБОРУДОВАНИЯ СМОЛЕНСКОЙ АЭС)

Специальность 05.13.07 ~ «Автоматизация технологических процессов и производств (по отраслям)»

ДИССЕРТАЦИЯ на соискание ученой степени кандидата технических наук

Научный руководитель -доктор технических наук профессор В.А.Острейковский

Обнинск - 1998

ОГЛАВЛЕНИЕ

ВВЕДЕНИЕ..............................................................................4

ГЛАВА 1. ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ ПО ТЕМЕ ИССЛЕДОВАНИЯ

И ПОСТАНОВКА ЗАДАЧИ................................................8

1.1. Организация сбора, учета, хранения и дальнейшего использования информации о работоспособности систем ЯЭУ в настоящее время..........8

1.2. Тепломеханическое оборудование энергоблоков АЭС: старение,

отказы и продление назначенного срока службы........................... 16

1.3. Постановка задачи исследования............................................. 31

ГЛАВА 2. РАЗРАБОТКА КОМПЬЮТЕРНЫХ ЖУРНАЛОВ СБОРА

ДАННЫХ О РАБОТОСПОСОБНОСТИ ОБОРУДОВАНИЯ АЭС...... 32

2.1. Принципы построения........................................................ 32

2.1.1. Технология и предпосылки к автоматизации.......................... 32

2.1.2. Схема контроля, оценки, прогнозирования и управления

ресурсом АЭС............................................................ 34

2.2. Создание компьютерных журналов с учетом специфики

сбора данных на российских АЭС............................................ 38

2.2.1. Общие положения и проектирование................................... 38

2.2.2. Порядок функционирования и развитие............................... 45

2.2.3. Интеграция компьютерного журнала в составе

системы прогнозирования ресурса...................................... 52

2.3. Компьютерный журнал для контроля работоспособности оборудования Смоленской АЭС............................................... 55

2.4. Выводы по второй главе...................................................... 59

ГЛАВА 3. РАЗРАБОТКА И ИССЛЕДОВАНИЕ МЕТОДОВ

ОЦЕНКИ НАДЕЖНОСТИ ТЕПЛОМЕХАНИЧЕСКОГО ОБОРУДОВАНИЯ ЯЭУ................................................... 60

3.1. Обоснование выбора класса моделей прогнозирования ресурса............ 60

3.2. Методы оценивания регрессии в задаче построения

моделей усталости конструкционных материалов.......................... 65

3.2.1. Выбор параметров модели прогнозирования ресурса................. 65

3.2.2. Построение моделей усталости параметрическим методом........... 67

3.2.3. Построение моделей усталости непараметрическим методом........ 71

3.3. Метод диффузионных марковских процессов в задаче параметрической оценки надежности оборудования........................ 77

о

3.4. Метод определения остаточного ресурса тепломеханического

оборудования.................................................................. 86

3.5. Графоаналитические методы в задаче определения показателей

безотказности и долговечности оборудования............................... 89

3.5.1. Метод номограммы....................................................... 90

3.5.2. Метод квадриграммы.................................................... 91

3.6. Выводы по третьей главе..................................................... 96

ГЛАВА 4. РЕЗУЛЬТАТЫ ИССЛЕДОВАНИЯ НАДЕЖНОСТИ

ТЕПЛОМЕХАНИЧЕСКОГО ОБОРУДОВАНИЯ ЯЭУ

НА ОСНОВЕ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ ДАННЫХ..................... 97

4.1. Программный комплекс «Ресурс» для решения задач

оценки долговечности систем................................................. 97

4.2. Расчет характеристик надежности трубопроводов большого

диаметра энергоблоков АЭС с реакторами РБМК......................... 100

4.2.1. Исходные данные....................................................... 100

4.2.2. Проведение статистического анализа.................................. 105

4.2.3. Оценка моделей усталости конструкционных материалов........... 107

4.2.4. Оценка показателей безотказности и долговечности................. 111

4.3. Выводы по четвертой главе.................................................. 114

ЗАКЛЮЧЕНИЕ...................................................................... 115

БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ.... 117

ПРИЛОЖЕНИЕ 1.................................................................... 126

ПРИЛОЖЕНИЕ 2.................................................................... 130

ПРИЛОЖЕНИЕ 3.................................................................... 132

ПРИЛОЖЕНИЕ 4.................................................................... 141

ПРИЛОЖЕНИЕ 5.................................................................... 143

ПРИЛОЖЕНИЕ 6.................................................................... 149

ВВЕДЕНИЕ

Ядерная энергетика играет немаловажную роль в общемировой энергетической отрасли и, скорее всего, сохранит свои позиции в XXI веке. Однако ядерные энергетические установки (ЯЭУ) в промышленно развитых странах, в том числе и в России, приближаются к первому «промежуточному финишу» - постепенно заканчивается назначенный срок службы (НСС) энергоблоков (ЭБ) атомных станций (АС) с реакторами первых поколений. Например, в США примерно 50 АЭС вплотную подошли к этому рубежу, в Великобритании 14 реакторов проработали 25-30 лет, в России и странах СНГ 8 реакторов почти выработали свой НСС.

Согласно утвержденной 21 июля 1998г. правительством РФ «Программе развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998-2005 годы и на период до 2010 года» на первом месте среди основных мероприятий стоит продление срока эксплуатации действующих АЭС. Это обусловлено прежде всего экономической необходимостью, особенно в нынешней ситуации, когда государство не может финансировать возведение новых АЭС. Анализ состояния основного оборудования ЭБ, в том числе реакторных установок, показал принципиальную возможность продления НСС по крайней мере на 5-10 лет за счет проведения соответствующего комплекса работ для каждого ЭБ. Затраты на эти работы, указано в «Программе», во много раз меньше доходов от дополнительно вырабатываемой электроэнергии, и тем более меньше затрат на сооружение новых АЭС.

Вопрос об эксплуатации за пределами установленных сроков службы напрямую связан с обеспечением надежности и безопасности АЭС. Обеспечение безопасной эксплуатации действующих ЭБ - центральная задача, которая решается выполнением долговременных мероприятий, предусмотренных в соответствующих планах реконструкции и модернизации. Ведь ввода в эксплуатацию реакторов нового типа с повышенной безопасностью можно ожидать только через 10-15 лет.

Перечисленные пути развития атомной энергетики России в ближайшей перспективе требуют разработки комплексного подхода к решению

<J

проблем, связанных со старением реакторов, и реализации программ по обоснованию возможности продления сроков их службы.

В настоящее время в России сложился следующий подход к эксплуатации оборудования АС: эксплуатация до наступления предельного состояния в условиях и режимах применения, установленных в проектной и эксплуатационной документации. Решение вопроса о возможности его дальнейшего использования за пределами НСС не обеспечено необходимым объемом научно-исследовательских работ, проектно-конструкторскими разработками и нормативной документацией. Анализ перечня оборудования АС, подлежащего замене, модернизации и продлению срока службы, показывает, что процедура принятия решений по вопросам, напрямую связанным с эксплуатационной безопасностью АС, часто выполняется без грамотного учета накопленных данных эксплуатации, использования адекватных математических моделей и методов.

Таким образом, актуальность темы диссертации определяется необходимостью строгого обоснования продления НСС оборудования ЯЭУ на основе реальных данных эксплуатации с учетом поддержания ЭБ на заданном уровне безопасности. В работе эта проблема решается на основе системы накопления и дальнейшего использования статистических данных о техническом состоянии объектов и сооружений.

Целью работы является разработка единой автоматизированной системы контроля работоспособности оборудования АС и ее реализация для исследования надежности тепломеханического оборудования действующих ЯЭУ.

Основу проведенных исследований составляют методы теории построения автоматизированных систем, теории надежности, оценки остаточного ресурса оборудования АС, математической статистики, теории случайных процессов, численного анализа и теории обработки экспериментальных данных.

Научная новизна работы состоит в следующем:

а) показана возможность автоматизации процесса управления сроком службы объектов ЯЭУ на этапе эксплуатации;

б) разработан оригинальный метод построения регрессионных зависимостей во времени применительно к износу оборудования ЯЭУ на основе трехмерных адаптивных оценок;

в) предложена модифицированная физико-статистическая модель с использованием теории диффузионных процессов для случая, когда между несущей способностью и действующими нагрузками существует корреляционная зависимость;

г) создан метод прогнозирования ресурса оборудования АС, отличающийся тем, что он учитывает не только проектные параметры и факторы нагружения, но и характеристики несущей способности, контролируемые во время эксплуатации исследуемого объекта;

д) результаты теоретических исследований и моделирования на ЭВМ доведены до изобретения.

Практическая значимость работы заключается в том, что ^

а) для конкретных типов оборудования Смоленской АЭС построен и внедрен компьютерный журнал «Регистр», в основе которого использованы современные алгоритмы накопления, передачи и обработки информации о работоспособности систем ЯЭУ;

б) создан банк данных по результатам ультразвуковой толщинометрии компонентов конденсатно-питательного и парового трактов АЭС с реактором РБМК-1000;

в) разработаны и внедрены графоаналитические методы расчета долговечности систем с постепенными отказами, позволяющие оперативно проводить эффективный анализ технического состояния;

г) на основе выработанных инженерных методик написан программный комплекс «Ресурс», применяемый для расчета надежности различных систем ЯЭУ;

д) вычислены значения остаточного ресурса трубопроводов большого диаметра ЭБ №1 и №2 Смоленской АЭС, даны рекомендации по частоте проведения инспекционных проверок и продлению НСС изученных компонентов.

Основные положения, выдвигаемые автором на защиту:

а) принципы создания автоматизированной системы сбора и анализа данных об отказах, наработках, техническом обслуживании и ремонте оборудования и систем АС на стадии эксплуатации;

б) запатентованный метод прогнозирования остаточного ресурса тепломеханического оборудования ЯЭУ;

в) разработанные модели и методы оценки показателей деградации, безотказности и долговечности конструкций и систем, характеризующихся постепенными отказами;

г) методика исследования надежности трубопроводов большого диаметра питательного и парового трактов ЭБ с РБМК-1000 по данным многолетней эксплуатации и полученные результаты расчетов.

и

ГЛАВА 1. ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ ПО ТЕМЕ ИССЛЕДОВАНИЯ

И ПОСТАНОВКА ЗАДАЧИ

1.1. Организация сбора, учета, хранения и дальнейшего использования информации о работоспособности систем ЯЭУ в настоящее время

Система сбора и обработки статистических данных эксплуатации наряду с планированием планово-профилактических работ (ППР) и снабжением запасными частями, инструментом и принадлежностями (ЗИП) является основой для повышения безопасности и управления ресурсом АС. Сбор эксплуатационной информации, ее анализ и обмен данными между АЭС, проектно-конструкторскими, научно-исследовательскими и другими организациями помогает выявлять «слабые» места АЭС и принимать решения по их устранению. К тому же системы контроля технического состояния оборудования экономически выгодны. В [81] показано, что система сбора рентабельна, если полученная информация позволяет предотвратить остановку одного ЭБ АЭС мощностью 1000 МВт всего на 10 часов в год.

В странах, осуществляющих программы по ядерной энергетике, сбору и анализу информации о надежности оборудования АЭС в настоящее время уделяется большое внимание. К этой проблеме привлечено значительное число специалистов и на ее решение выделяются необходимые средства. В США, Великобритании, Германии, Франции и Японии уже действуют такие системы. В качестве примера можно назвать три получившие известность системы: NPRDS - сбора, обработки и реализации данных по надежности АЭС (США); SEE-IN - оценки значительных событий (США); SRS - сбора, хранения и использования данных о работе оборудования для оценки надежности и безопасности АЭС (Великобритания) [34]. Кроме того, в МАГАТЭ создана и успешно функционирует информационная система по инцидентам на АЭС мира (ИСИ-МАГАТЭ) [74], в которой, начиная с 1982г., участвует и Россия.

В соответствии с ОПБ-88 [41] - основным нормативным документом по безопасности АС России - при эксплуатации АЭС должны обеспечиваться

сбор, обработка, анализ, хранение и передача информации о нарушениях в работе АЭС, отказах и повреждениях оборудования, ошибках персонала. В настоящее время на ЭБ в России ведется сбор информации в рамках двух крупных систем: информационной системы сбора, обобщения и обмена данными по качеству и надежности оборудования (ИСКО) АЭС и автоматизированной системы сбора и обработки информации о надежности оборудования АЭС (АССОИН «Атомэнерго»).

Система АССОИН. Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации АЭС (ВНИИАЭС) является центральной организацией по обеспечению функционирования системы сбора информации по качеству и надежности оборудования, систем, сооружений. На базе этой организации в 1977г. была создана система для обеспечения систематизированного учета информации о техническом состоянии оборудования с целью повышения качества и надежности оборудования АЭС [1,34]. Эксплуатация системы ведется в соответствии с разработанной нормативной документацией. Основным документом, определяющим порядок сбора, обработки и передачи информации о надежности оборудования ЯЭУ, является положение [64]. Это положение регламентирует структуру регистрируемой на АС информации, определяет порядок сбора, обработки и передачи данных и является основой для создания автоматизированной информационной системы. Классификаторы системы опираются на "Перечень основного оборудования АС для сбора информации о дефектах, повреждениях, отказах", который является приложением к [64]. Расследование нарушений в работе АЭС проводится на основании действующего положения [63].

Кратко рассмотрим организацию работ по сбору и обработке информации (рис.1). Для регистрации первичной информации на ЭБ используются следующие документы: составленные акты расследования нарушений в работе АЭС, заполненные карты неисправности оборудования (куда заносятся данные о дефектах, повреждениях и отказах, не учитываемые в актах расследования нарушений), заполненные ведомости учета физико-механического состояния металла поврежденного оборудования. Кроме того, собираются сведения о плановых ремонтах и наработке отказавшего оборудо-

1и

Внедрение мероприятий на АЭС для повышения качества и надежности оборудования

Рис.1. Схема передачи информации в АССОИН «Атомэнерго»: - первичная информация; -» - переработанная информация;--» - обратная связь.

вания, паспортные данные и условия эксплуатации оборудования. Вся необходимая информация с АЭС, включающая также сведения по технико-экономическим показателям, высылается в регламентируемые сроки во ВНИИАЭС, где она вносится в банк данных (БнД). На этом уровне системы данные подвергаются подробному и обобщенному анализу для выяснения причин отказов и других параметров, составляющих понятие надежности и безопасности АЭС.

На данном этапе развития информационная система во ВНИИАЭС состоит из объединенной в вычислительную сеть системы следующих баз данных (БД) на ПЭВМ [18].

1. БД по технико-экономическим показателям содержит информацию о показателях работы АЭС в целом, каждого ЭБ, ядерной паропроизводящей установки и турбоагрегата; данные о ежесуточной выработке и потерях электрической энергии, основных причинах снижения выработки, включая плановые и неплановые остановки, разгрузки и ограничения электрической мощности ЭБ. Эта информация позволяет выполнять анализ использования установленной мощности, анализ экономичности работы энергетического оборудования и технического уровня его эксплуатации.

2. БД по нарушениям в работе АЭС содержит информацию о нарушениях, расследование которых проведено на основании положения [63]. Информация о нарушениях, полученная с АЭС, обрабатывается с учетом решения следующих основных задач: получения статистических данных о нарушениях; расчета основных показателей, характеризующих безопасность АЭС для выявления тенденций и сравнительной оценки; разработки рекомендаций по предупреждению нарушений.

3. Распределенная БД по дефектам, повреждениям и отказам оборудования АЭС включает БД по неисправностям основного тепломеханического и электротехнического оборудования, а также контрольно-измерительных приборов и средств автоматики. Распределенная БД ориенти�