автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Разработка системы контроля остаточного ресурса оборудования реакторной установки ВВЭР по критерию усталостного повреждения

/

БОГАЧЁВ АНАТОЛИЙ ВИКТОРОВИЧ

РАЗРАБОТКА СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ ОСТАТОЧНОГО РЕСУРСА ОБОРУДОВАНИЯ РЕАКТОРОЙ УСТАНОВКИ ВВЭР ПО КРИТЕРИЮ УСТАЛОСТНОГО ПОВРЕЖДЕНИЯ

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

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва-2006

БОГАЧЁВ АНАТОЛИЙ ВИКТОРОВИЧ

РАЗРАБОТКА СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ ОСТАТОЧНОГО РЕСУРСА ОБОРУДОВАНИЯ РЕАКТОРОЙ УСТАНОВКИ ВВЭР ПО КРИТЕРИЮ УСТАЛОСТНОГО ПОВРЕЖДЕНИЯ

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

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва-2006

Работа выполнена в ОАО "Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций" (ОАО «ВНИИАЭС»).

Научный руководитель: доктор технических наук, старший научный сотрудник

Бакиров Мурат Баязитович

Официальные оппоненты: доктор технических наук, профессор

Ведущая организация: ФГУП ОКБ «Гидропресс»

Защита диссертации состоится "15 " февраля 2006 г в 11 час. 00 мин. на заседании диссертационного совета IC201.001.01 при ОАО "Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций" по адресу: 109507, Москва, Ферганская ул., 25.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ОАО "Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций".

Автореферат разослан Л 2006 г.

Ученый секретарь диссертационного совета

Гетман Александр Федорович

доктор технических наук, старший научный сотрудник Тутнов Игорь Александрович

кандидат технических наук, старший научный сотрудник

Березин Б.Я.

Общая характеристика работы

Актуальность работы: Одной из основных проблем эксплуатации промышленных ядерных реакторов является сохранения целостности барьеров безопасности АЭС. Особенно это важно для оборудования и трубопроводов отработавшего значительный срок и в случае продления проектного срока службы. Наиболее актуально данная проблема стоит для оборудования и трубопроводов первого контура, замена которого либо невозможна, либо крайне дорогостояща. В процессе эксплуатации металл, из которого выполнены оборудование и трубопроводы подвергается термосиловому нагружению за счет изменения параметров теплоносителя (температуры, давления). Для эксплуатации корпусных реакторных установок (РУ) типа ВВЭР характерен целый спектр режимов нагружения связанных с пуском-остановом, изменением мощностных характеристик установки и срабатыванием защиты реактора. Данное эксплуатационное нагружение приводит к накоплению усталостного повреждения в металле различных зон оборудования и трубопроводов, которое может привести к появлению усталостных трещин и в конце концов к нарушению их целостности. Для исключения этого в технологическом регламенте указывается перечень режимов эксплуатации с указанием их количества, допустимого за проектный срок службы РУ.

В процессе эксплуатации РУ реальное нагружение существенно отличается от предполагаемого нагружения, принятого при проведении проектных расчетов на прочность. Это подтверждено различными измерениями на энергоблоках АЭС. Поэтому контроль усталостного повреждения по реальному нагружению, накопленного в процессе эксплуатации, является актуальным, и для его осуществления разрабатываются различные методы и средства его решения.

Целью работы является создание системы автоматизированного контроля остаточного ресурса (САКОР-М) оборудования 1 контура РУ ВВЭР-1000 в наиболее нагруженных (контрольных) точках, выбранных в соответствии с проектными поверочными расчетами на прочность.

Оценка накопленного усталостного повреждения САКОР-М производится по реальному термосиловому нагружению, которое регистрируется датчиками термосилового контроля. В процессе эксплуатации энергоблока САКОР-М создается база данных истории термосилового нагружения оборудования и трубопроводов, которая архивируется и может быть использована разработчиком оборудования.

В расчете напряжений учитываются нагружающие факторы от веса и монтажных усилий, давлений первого и второго контуров, нагрузки от температурной компенсации трубопроводов и непроектных перемещений, термопульсаций и термоударов теплоносителя, а также стратификации во всех эксплуатационных режимах. Напряжения рассчитываются по аппроксимирующим формулам, которые могут разрабатываться в том числе по данным проектных расчетов оборудования на прочность. В качестве нагружающих параметров для каждой контрольной точки выбираются параметры эксплуатации, изменение которых приводит к изменению напряжений в соответствии с выбранной моделью расчета конкретного узла.

Общая схема расчета накопленного усталостного повреждения САКОР-М заключается в определении по показаниям датчиков параметров эксплуатации, упругий расчет по параметрам эксплуатации приведенных напряжений, определение условных упругих напряжений при нагружении за пределами упругости, формирование циклов нагружения методом «дождя» и расчет усталостного повреждения от каждого цикла с его дальнейшим линейным суммированием.

Научная новизна диссертационной работы состоит в разработке методологии расчета напряженного состояния и оценки накопленного усталостного повреждения оборудования РУ в процессе эксплуатации.

Выведена общая формула для определения напряжений от веса и монтажных усилий, давлений первого и второго контуров, температурной компенсации трубопроводов, при термопульсациях, впрыске холодного теплоносителя и вследствие стратификации во всех эксплуатационных режимах с использованием интегрального метода Дюамеля.

Приведены различные методы определения коэффициентов в зависимостях напряжений от параметров эксплуатации, связанных как с проведением расчетов от

4

единичных воздействий, так и с использованием проектных поверочных расчетов на прочность. Предложены способы аппроксимации полученных зависимостей и определения в них коэффициентов.

Предложены алгоритмы оценки накопленного усталостного повреждения с использованием гостированных и утвержденных методов, и предложен метод оценки погрешности их расчета на основе данных проектных расчетов, выполненных МКЭ.

Проведен расчет определяющих коэффициентов для контрольных точек оборудования и трубопроводов РУ В-320 применительно к 1 энергоблоку Ростовской АЭС, выбраны параметры эксплуатации и штатные датчики, по которым эти параметры эксплуатации определяются.

С участием автора выпущена и внесена в состав проекта РУ В-320 документация технического проекта САКОР-М, на основе которой была разработана и внедрена на 1 энергоблоке Ростовской АЭС САКОР-М.

Под руководством и при непосредственном участии автора САКОР-М была аттестована в НТЦ ГАН, о чем получен паспорт.

Достоверность и обоснованность результатов обусловливается использованием математически выведенных формул для определения напряжений с использованием интеграла Дюамеля. Погрешности от принятых допущений при определении напряжений (зависимость модуля упругости от температуры, аппроксимация зависимостей напряжений от параметров эксплуатации, упругая постановка расчета) оценены с использованием результатов прочностных расчетов, выполненных МКЭ, в том числе поверочных прочностных расчетов для оборудования РУ ВВЭР-1000.

Схематизация циклов нагружения проводится в соответствии с методом «дождя» по ГОСТ 25.101-83, предназначенным для расчета усталостного повреждения незаконченного процесса нагружения, то есть когда неизвестно какой максимальных размах напряжений может реализоваться в дальнейшем. Определение условных упругих напряжений по приведенным напряжениям, и расчет усталостного повреждения для каждого цикла с его дальнейшим линейным суммированием проводится в соответствии с ПНАЭ -Г-7-002-86.

Практическая ценность диссертационной работы состоит в следующем:

5

Разработанная методология определения напряженного состояния по параметрам эксплуатации и оценки остаточного ресурса может быть использована для разработки системы диагностики различных механизмов разрушения любого оборудования и трубопроводов любой РУ.

На основе этой методологии разработана и внедрена на 1 энергоблоке Ростовской АЭС САКОР-М. Внедрение на АЭС с ВВЭР-1000 САКОР-М обеспечивает проведение:

- автоматизированной ежемесячной оценки накопленного усталостного повреждения оборудования и трубопроводов РУ по реальному эксплуатационному нагруже-нию;

- перерасчета накопленного усталостного повреждения с любого момента времени с использованием новых данных, появляющихся в процессе эксплуатации РУ;

- прогнозирование выработки ресурса оборудования и трубопроводов в процессе эксплуатации РУ;

- оперативной оценки усталостного повреждения в случае непроектных ситуаций;

- создание материалов для обоснования продления срока службы РУ;

Реализация и внедрение результатов исследований

Разработано программное обеспечение (ПО) САКОР-М применительно к 1 энергоблоку Ростовской АЭС под системой Windows. Организован сбор информации со штатных датчиков. ПО САКОР-М энергоблока установлено на персональном компьютере (ПК) автоматизированного рабочего места (АРМ) САКОР-М в помещении лабораторно бытового корпуса (ЛБК) Ростовской АЭС. В соответствии с разработанной программой испытаний проведены испытания ПО САКОР-М на технических средствах Ростовской АЭС.

Ниже приведен пример использования САКОР-М в случае протекания аварийного непроектного режима на 1 энергоблоке Ростовской АЭС. 07.11.2003 года произошло отключение энергоблока от сети защитой генератора со срабатыванием АЗХ и не закрытием^ БРУ-А. В достаточно короткое время ПГ-1 был осушен и находился в таком состоянии длительное время. После закрытия БРУ-А ручным способом была реализована процедура заполнения ПГ-1 через штуцер периодической продувки теп-

6

доносителем 2-го контура из остальных парогенераторов. После достижения уровня более 2 метров дополнительное заполнение производилось через патрубок питательной воды. После достижения нормального уровня, персонал АЭС приступил к Плановому расхолаживанию энергоблока до его полного останова.

В результате прохождения аварийного режима, связанного с незакрытием БРУ-А, металл ГТГ-1 подвергся термосиловому нагружению. Состояние металла оценивалось на основании анализа изменения параметров эксплуатации в процессе прохождения аварийного режима на возможность возникновения условий повреждения.

Для решения данной задачи использовалась САКОР-М. В качестве исходной информации приняты показания штатных датчиков, задействованных САКОР-М, за период с начала аварийного режима до его окончания. Показания штатных датчиков передавались с блочных УВС на станционный сервер и далее на ПК АРМ САКОР-М, где уже проводилась их обработка. С учетом данных, полученных САКОР-М, было принято техническое решение о возможности допуска ПГ-1 энергоблока № 1 Ростовской АЭС без проведения инструментального контроля состояния металла.

САКОР-М находится в опытной эксплуатации на 1 энергоблоке Ростовской АЭС с ноября 2001 года. За этот промежуток времени САКОР-М прошла аттестацию в НТЦ ГАН и в настоящее время проводится внедрение системы в промышленную эксплуатацию.

Апробация работы

Диссертационная работа была рассмотрена научно-техническим советом ВНИИАЭС, НТС №2 ОКБ «Гидропресс», НТС ОКБМ им. Африкантова, НТЦ ГАН РФ, материалы диссертации обсуждались на совещаниях с представителями ИЦП МАЭ, РНЦ «Курчатовский институт», ЗАО «Атомстройэкспорт», ПКФ концерна «Росэнергоатом», Ростовской АЭС, Калининской АЭС и ЗАО «Диапром».

Публикации

По материалам диссертации опубликовано 6 статей и выпушено 25 проектных документов.

Автор защищает:

- создание системы контроля остаточного ресурса оборудования РУ ВВЭР по критерию усталостного повреждения;

- методику определения напряженного состояния по параметрам эксплуатации;

- способ выбора контрольных точек для конкретной РУ, в которых должны определяться напряжения в процессе эксплуатации и оцениваться остаточный ресурс по критерию усталостного повреждению;

- методы определения коэффициентов в зависимостях напряжений от параметров эксплуатации;

- алгоритмы расчета напряжений и оценки накопленного усталостного повреждения;

- методы верификации полученных зависимостей напряжений от параметров эксплуатации.

Структура и объем работы

Диссертация состоит из введения и 5 глав и заключения. Общий объем диссертации 133 страницы, 71 рисунок, 14 таблиц. Работа содержит 39 наименований использованной литературы.

Содержание работы

В первой главе проведен анализ состояния вопроса контроля усталостного повреждения РУ в процессе эксплуатации. Отмечено что, в процессе эксплуатации РУ реальное нагружение существенно отличается от предполагаемого нагружения, принятого при проведении проектных расчетов на прочность. Это подтверждено соответствующими измерениями на энергоблоках АЭС. Поэтому вопрос контроля реального усталостного повреждения, накопленного в процессе эксплуатации, является актуальным в атомной энергетике, и для его реализации разрабатываются различные методы и средства.

Контроль накопленного усталостного повреждения в процессе эксплуатации

в мировой и отечественной практике применяются давно, практически с момента

пуска первых энергоблоков. Один из первых примеров подобного контроля является

8

проведение измерений при пуско-наладочных работах на энергоблоках. При этом использовались методы термометрирования и тензометрирования на энергоблоке, по результатам которых проводилась ручная обработка результатов и расчет напряжений в отдельных режимах и оценивался уровень нагруженности данного узла.

Рассмотрен ранее использовавшийся метод определения регрессионной зависимости напряжений от параметров эксплуатации получаемой по данным тензометрирования, на основании которых внедрялась на Запорожской АЭС система контроля остаточного ресурса.

Рассмотрены зарубежные системы автоматизированного контроля остаточного ресурса, в частности система измерения температур «FAMOS», разработанная немецкой фирмой «Siemens» и установленная на 1 энергоблоке Кольской АЭС. Для энергоблоков с ВВЭР поставлялась аппаратная часть системы «FAMOS», включающая термопары, устанавливаемые на наружную поверхность оборудования и трубопроводов, сервер для ведения и хранения базы показаний термометров и блок коммутации между ними (кабели, преобразователи сигналов и т.п.).

В США фирмой «Вестингауз» используется на АЭС система диагностики состояния оборудования ALLY. В систему ALLY входит система контроля жизненного цикла материалов (MLCMS), которая состоит из первичных преобразователей сигналов, блоков сбора данных и центрального процессора.

На основе системы ALLY, от которой использовались технические средства (датчики и аппаратура сбора с них информации) для 1 энергоблока АЭС «Темелин» в Чешской республике была разработана система «Dialife». При разработке «Dialife» выполняются множественные упругие конечно-элементные расчеты напряженно-деформированного состояния от единичных нагружающих факторов. По результатам их расчетов определяются коэффициенты в функциональных зависимостях напряжений от нагружающих факторов. Оценка накопленного усталостного повреждения проводится в соответствии с кодами ASME. Схематизация циклов нагружения проводится с использованием метода «дождя».

На основании проведенного анализа для решения задачи оценки накопленного усталостного повреждения была создана САКОР-М, предназначенная для контро-

9

ля накопленного усталостного повреждения оборудования 1 контура РУ ВВЭР-1000 в наиболее нагруженных (контрольных) точках, выбранных на основании проектных поверочных расчетов на прочность.

Схема расчета накопленного усталостного повреждения САКОР-М включает определение по показаниям штатных датчиков параметров эксплуатации, расчет с их использованием приведенных напряжений, корректировка приведенных напряжений за пределами упругости и определение условных упругих напряжений, формирование циклов нагружения методом «дождя» и расчет накопленного усталостного повреждения для каждого полуцикла с его дальнейшим линейным суммированием.

Во второй главе приведена методика расчета напряженного состояния оборудования РУ в процессе эксплуатации.

На первом этапе разработки САКОР-М составляется перечень критических элементов и узлов основного оборудования и трубопроводов первого контура РУ по критерию проектного усталостного циклического повреждения на основе усталостных расчетов, и выбираются точки, подлежащие контролю с целью определения остаточного ресурса.

В этих контрольных точках выводятся зависимости напряжений от параметров эксплуатации (температура, давление). В качестве нагружающих параметров для каждой контрольной точки выбираются параметры эксплуатации, изменение которых приводит к изменению напряжений в соответствии с выбранной моделью расчета конкретного узла.

В расчете напряжений учитываются нагружающие факторы от давлений первого и второго контуров, нагрузки от температурной компенсации трубопроводов, термопульсаций теплоносителя и стратификации во всех эксплуатационных режимах. Для расчета местных температурных напряжений используются функциональные зависимости, основанные на интеграле Дюамеля. Использование интеграла Дюамеля вызвано тем, что местные температурные напряжения зависят от истории изменения температурного поля за некоторое характерное время соответствующее данному узлу и позволяет, единожды вычислив зависимость напряжения от времени при единичном температурном скачке теплоносителя, определять изменение напря-

10

жений при любом виде изменения температуры теплоносителя и любой геометрии узла.

Выведена общая формула для определения напряженного состояния в наиболее нагруженной точке узла.

К) = D + Aj. р} +SU,. u,(t) + В 1га. Tmcp(t) + B2m. MXTm(t) + B3m. MYTm(t) + t

+ B4 k. Gk(t) + i (abk(t-x). д 9k(x)/3 x) dx , t - tMaxk

где D - напряжения от веса, затяга, монтажа и остаточные напряжения;

Aj pj - напряжения от давления первого и второго контуров;

SU| u (t) - напряжения от непроектных перемещений;

В1Ш Ттср - напряжения от компенсации при температурном расширении;

В2га МХп]0^, B3m MYmcp - напряжения от стратификация;

B4k 0к (t) - местные напряжения при стационарном нагреве;

abk (t) - базовая функция интеграла Дюамеля отвечающая за напряжения от изменения температуры (термопульсации и термоудары).

Для верификации применяемого математического метода рассмотрена задача определения базовой функции abk (t) путём решения задачи термоудара при единичном скачке температуры теплоносителя и ее зависимость от критерия Био на примере расчёта трубопровода. Для этого использовано аналитическое решение осесиммет-ричной задачи прогрева однородного трубопровода Ду 850 при скачке температуры среды со стороны внутренней поверхности.

Приведены примеры получения функциональных зависимостей напряжений от параметров эксплуатации. Рассмотрены различные методы вычисления определяющих коэффициентов аппроксимирующих формул. Один из методов расчёта нестационарных температурных напряжений по аппроксимирующим формулам требует выполнение специальных расчётов с использованием методов конечных элементов для различных узлов сложной формы. Альтернативой этому является использование

проектных прочностных расчетов, выполненных в ОКБ "Гидропресс" для РУ В-320. Приведен пример расчета определяющих коэффициентов для патрубка Ду 850 корпуса реактора, как для одного из наиболее ответственных узлов.

В третьей главе приведены основные принципы построения САКОР-М

Исходя из поставленной задачи, ПО САКОР-М состоит из трех основных программ:

- сбора информации показаний штатных датчиков за месяц;

- графического представления показаний датчиков и накопленного усталостного повреждения;

- расчета накопленного усталостного повреждения и остаточного ресурса.

Все программы контролируются и вызываются из общей программной оболочки, дополненной сервисными функциями.

Программа сбора показаний датчиков АСУТП энергоблока должна обеспечивать выбор показаний штатных датчиков АСУТП энергоблока.

Программа графического представления показаний штатных датчиков и накопленного усталостного повреждения обеспечивает:

- просмотр в графическом режиме 8 произвольных параметров одновременно с выдачей информации по текущим значениям всех параметров в любой момент времени;

- возможность просмотра в графическом виде зависимости накопленного усталостного повреждения от времени для каждой контрольной точки;

- возможность вывода просматриваемой информации на печать.

Программа расчета усталостного повреждения и остаточного ресурса обеспечивает:

- расчет текущего значения накопленного усталостного повреждения и прогнозирование остаточного ресурса в контрольных точках;

- настройку на требуемую базу данных по свойствам материалов;

- настройку на требуемую базу данных по коэффициентам запаса.

ПО в автоматизированном режиме распределяет по соответствующим каталогам следующие базы данных:

- базы показаний штатных датчиков для расчета напряжений и усталостного повреждения, а также для анализа прохождения режимов;

- базы несвернутых циклов на каждый месяц, полученных в соответствии с методом «дождя»;

- базы данных по накоплению повреждения для каждого узла по месяцам

ПО САКОР-М позволяет использовать настройку на любую базу данных по свойствам материалов, утвержденную в установленном порядке. В качестве такой базы данных может быть использована база данных по физико-механическим свойствам и фактической дефектности материалов полученная по результатам безобразцового неразрушающего контроля, проводимого на всех этапах жизненного цикла РУ. Была разработана и внедрена для РУ ВВЭР схема проведения такого неразрушающего контроля, представленная на рисунке 1.

Блок-схема комплексного неразрушающего контроля оборудования и трубопроводов

1шЙ Ы>ИГр<1 1Ь

Уш СМИ««

ЙШ£

1—т к«к,.ш—^

Рисунок 1 - Схема проведения неразрушающего контроля металла оборудования и трубопроводов РУ.

Верификация САКОР-М выполнялась для каждого расчетного модуля.

Для проверки модуля расчета местных напряжений по параметрам эксплуатации использовался специально разработанный модуль «Тестирование». При разработке аналитических зависимостей между напряжениями и параметрами эксплуатации и расчете определяющих констант в качестве контрольных напряжений использовались данные поверочных прочностных расчетов, выполненных ОКБ «Гидропресс». Для сопоставления рассчитанных местных напряжений по проекту и соответствующих местных напряжений, полученных программным обеспечением САКОР-М, использовались блоки нагружения, составленные для сравнения результатов полученных по аппроксимирующей формуле с напряжениями, полученными в результате проектных расчетов на прочность.

Для проверки работы модуля расчета напряжений проводится расчет напряжений в каждой контрольной точке по проектной последовательности нагружения. При этом используется те же расчетные модуля и те же настроечные файлы с определяющими коэффициентами и свойствами материала. Файл с параметрами эксплуатации создается отдельно для каждой контрольной точки и имеет имя, совпадающее с идентификатором данной контрольной точки. Дополнительно в отдельный файл заведены проектные значения напряжений для той же последовательности нагружения. Далее с использованием модулей САКОР-М проведен расчет накопленного усталостного повреждения по проектной цепочке нагружения и по проектной цепочке напряжений. Критерием точности расчета является относительная погрешность величины усталостного повреждения определяемой по формуле: Л = 100 % * (аслкор- апроЕктУ ^проект

где Эсакор - накопленное усталостное повреждение по САКОР-М, аПроЕкг-накопленное усталостное повреждение рассчитанное по проектным напряжениям.

По рассмотрению результатов сравнения проектных и расчетных напряжений в виде графиков, отмечается удовлетворительная точность совпадения, и относительная погрешность по усталостному повреждению по всем контрольным точкам лежит в пределах от 5 % до 50 %.

В случае получения высокого уровня усталостного повреждения, решение о контроле металла в данной зоне должно приниматься на основании экспертного анализа результатов работыСАКОР-М.

Для проверки остальных модулей, используемых для расчета накопленного усталостного повреждения по последовательности напряжений, использовалась программа МАТНСАБ 2000. В программе МАТНСАЭ 2000 были запрограммированы формулы из ПНАЭ-Г-7-002-86 для расчета условных упругих напряжений по приведенным напряжениям и накопленного усталостного повреждения по напряжениям в цикле нагружения. Так как данные модуля едины для всех контрольных точек, то для проверки правильности их работы тест проводится по одной контрольной точке, в качестве которой выбрана точка на корпусе реактора в зоне обечайки патрубков ДУ850. По результатам тестирования было показано, что реализуется абсолютное совпадение.

Аттестация ПО САКОР-М 1 энергоблока Ростовской АЭС проводилась в соответствии с документом РД-03-34-2000. Замороженная версия ПО САКОР-М 1 энергоблока Ростовской АЭС депонирована в «Центр организации и проведения экспертизы», о чем составлен акт № 540 от 10.12.2002 года. После проведения экспертизы, экспертами, назначенными на секции НТЦ ГАН, ПО САКОР-М было аттестовано, о чем получен паспорт на программное средство № 161.

В четвертой главе описан опыт внедрения САКОР-М на 1 энергоблоке Ростовской АЭС.

ПО САКОР-М устанавливается на АРМ САКОР-М, которое представляет собой ПК с требуемой конфигурацией, связанный локальной сетью с сервером технологических параметров. Для начала работы САКОР-М необходимо в директорию на жестком диске ПК АРМ САКОР-М поместить файлы файловой структуры тина 1 с показаниями штатных датчиков.

На действующих энергоблоках АЭС с ВВЭР-1000 информация со всех штатных

датчиков контроля термомеханического состояния поступает в блочную УВС Для

создания файловой структуры типа 1 требуется станционный сервер, имеющий связь

15

через шину с блочной УВС. На станционном сервере создается общая база данных технологических параметров РУ для анализа эксплуатации АЭС. В общую базу данных технологических параметров РУ, находящуюся на сервере, согласованная информация поступает с управляющих вычислительных систем (УВС) блока. Информация за каждые сутки заносится в отдельный файл, которому также присваивается имя, соответствующее дате этих суток. В дальнейшем создается копия общей базы данных технологических параметров РУ на CD-R дисках, которая хранится на АЭС. Далее с использованием программного продукта независимого от ПО САКОР-М из общей базы данных технологических параметров РУ выбираются показания датчиков, задействованных САКОР-М. В результате на ПК АРМ САКОР создаются файлы файловой структуры типа 1. Схема организации сбора информации представлена на рисунке 2.

сервер технологических

Рисунок 2. Схема организации сбора информации

По результатам опытной эксплуатации САКОР-М на 1 энергоблоке Ростовской АЭС были сделаны следующие выводы:

- количество прошедших режимов за период опытной эксплуатации достаточен для проверки работоспособности ПО;

- ПО выполняет функции, предусмотренные техническим заданием на САКОР-М;

16

- простота интерфейса ПО позволяет оператору работать без дополнительного обучения и использовать в работе только инструкции, поставляемые в пакете вместе с САКОР-М;

- характерные времена выборки информации и расчета накопленного усталостного повреждения не препятствуют ежемесячной выдачи протоколов расчета,

- сервисные функции программы позволяют вывести на экран перечень контрольных точек, их расположение на оборудовании и перечень штатных датчиков, что дает возможность не обращаться к проектной документации САКОР-М при ее эксплуатации;

- при замене элементов ПК АРМ САКОР-М автоматически перенастраивался на новые технические средства;

- графическое представление показаний штатных датчиков позволяет вес ж экспертный анализ режимов эксплуатации с оценкой вклада каждого из режимов в накопленное усталостное повреждение.

САКОР-М может быть введена в промышленную эксплуатацию.

В пятой главе приведены перспективы развития САКОР-М

Расширение контролируемых точек на оборудовании проводится на основании опыта эксплуатации РУ данного проекта. Известны случаи обнаружения начальной дефектности в сварных соединениях ГЦТ при проведении предэксплуата-ционного контроля. Ремонт незначительной дефектности в сварных соединениях ГЦТ является технологически сложным, дорогостоящим и без гарантии его успешного выполнения, хотя ГЦТ может проработать проектный срок службы без проведения ремонта. В качестве компенсирующего мероприятия можно применить метод расчетной оценки подрастания начальной дефектности, что позволит оптимизировать периодический неразрушающий контроль данных сварных соединений. Поэтому эти сварные соединения должны быть включены в контролируемые зоны.

В случае выявления дополнительных непроектных воздействий на отдельные узлы или элементы в этих зонах также необходимо выбрать контрольные точки и

разработать методику расчета напряженного состояния по параметрам эксплуатации. В качестве примера можно привести зону сварного соединения № 111 на патрубке приварки горячего коллектора к корпусу парогенератора, где отмечались случаи возникновения развивающихся трещин вплоть до сквозных, а также патрубки системы управления защитой (СУЗ) на крышке реактора.

По опыту внедрения САКОР-М на 1 энергоблоке Ростовской АЭС штатных датчиков не всегда достаточно, поэтому приходится использовать косвенные параметры (расходы, положение задвижек и регуляторов), приводящие к консерватизму расчетов и принимать, что перемещения оборудования являются проектными.

Для оптимизации объема термосилового контроля оборудования в процессе эксплуатации необходимо принять во внимание следующее:

- погружные термопары оптимально установить в требуемых зонах на этапе проектирования и изготовления оборудования РУ;

- при установке поверхностных термопар понадобиться решать обратную задачу определения температуры теплоносителя по температуре внешней поверхности оборудования, которая является некорректной;

- датчиков перемещения должно быть столько же, сколько степеней свободы у оборудования, которое можно считать жестким телом.

Для определения мест расстановки датчиков перемещения, предлагается следующая модель расчета перемещений оборудования. В принятой модели реактор и компенсатор давления считаются неподвижно закрепленными, так как установлены на неподвижных опорах. Температурные расширения данного оборудования учитываются в соответствии с практикой проведения поверочных расчетов на прочность. Парогенераторы и главные циркуляционные насосы установлены на катковых опорах для возможности компенсации температурных расширений ГЦТ и поэтому перемещаются в процессе эксплуатации РУ. При определении их перемещений приняты следующие предположения, что ПГ и ГЦНА перемещаются как жесткое тело и все перемещения реализуются в горизонтальной плоскости. При этом каждое из оборудования будет иметь три степени свободы расположенные в горизонтальной

плоскости. Поэтому для определения перемещения любой точки на ПГ и ГЦНА необходимо и достаточно установить по три датчика измерения перемещений.

В новой версии САКОР-М проведено расширение числа контролируемых механизмов разрушения и использование критериев хрупкой прочности для сварных соединений трубопроводов большого диаметра. Как определяющие факторы предельного состояния по этому механизму входят максимальная расчетная нагрузка (МРН), геометрия трубопровода, свойства материала, размеры дефекта с учетом его подрастания в процессе эксплуатации. База данных начальной дефектности формируется по результатам имеющихся данных и корректируется по результатам неразрушающего контроля. В базу данных заносятся геометрия трубопроводов и линейные размеры дефектов (глубина и длина). Расчет подрастания дефектов по реальному нагружению в качестве входных данных использует базу данных по обнаруженной дефектности и проводится с использованием уравнения Париса.

Выводы.

В результате работы создана система автоматизированного контроля остаточного ресурса оборудования (САКОР-М) РУ ВВЭР по критерию усталостного повреждения, которая внедрена на действующих АЭС. Основными достижениями данной работы являются:

1. Разработана методика определения напряженного состояния по параметрам эксплуатации при помощи аппроксимирующих функций с использованием интегрального соотношения Дюамеля. При расчете напряжений учитываются нагружающие факторы от веса и монтажных усилий, давлений в первом и втором контуре, температурной компенсации трубопроводов с учетом реальных перемещений оборудования, термопульсаций, термоударов и стратификации теплоносителя во всех эксплуатационных режимах. Нагружающие факторы рассчитываются по показаниям штатных датчиков.

2. Разработан перечень наиболее нагруженных (контрольных) точек на оборудовании и трубопроводах РУ в объеме достаточном для оценки остаточного ресурса металла РУ. Количество контрольных точек для оборудования и трубопроводов РУ

19

В-320 составляет - 20 точек для реактора; по 13 точек для каждого из 4-х ПГ (всего 52); 7 точек для КД; по 6 точек для 4 петель ГЦТ (всего 24); 3 точки для соединительного трубопровода; 5 точек для трубопроводов СКД; 7 точек для врезок в ГЦТ. Общее число точек, выбранных для контроля САКОР-320, составляет 118.

3. Разработан метод определения функциональных зависимостей напряжений от параметров эксплуатации, на основе выполненных прочностных расчетов на этапе обоснования проекта РУ. Метод позволяет значительно уменьшить трудозатраты по определению коэффициентов в аппроксимирующих функциях. С использованием этого метода рассчитаны аппроксимирующие функции для всех контрольных точек реактора (с крышкой), ПГ и КД для РУ В-320 применительно к 1 энергоблоку Ростовской АЭС.

4. Проведена верификация функциональных зависимостей для каждой контрольной точки оборудования и трубопроводов РУ ВВЭР-1000. Сравнение напряжений проводилось для различных проектных режимов нагружения, полученных по аппроксимирующим функциям САКОР-М и значениями напряжений, рассчитанных МКЭ. Проведена оценка относительной погрешности в определении накопленного усталостного повреждения по представительной последовательности изменения параметров РУ, которая находится в пределах от 5 до 50 %. Для большинства точек данная погрешность не превышает 20 %

5. Разработаны алгоритмы сбора показаний штатных датчиков, задействованных САКОР-М, хранения этой информации и обработки. Данная информация используется для ведения базы данных по показаниям штатных датчиков.

6. Разработаны алгоритмы расчета напряженного состояния по показаниям штатных датчиков и расчета накопленного усталостного повреждения по полученной истории изменения напряжений. При работе САКОР-М напряжения определяется в каждую секунду, что позволяет гарантированно определить максимумы и минимумы в последовательности нагружения. При расчете условных упругих напряжений по приведенным упругим напряжениям и накопленного усталостного повреждения по циклу напряжений используются подходы ПНАЭ -Г-7-002-86. Для схематизации циклов нагружения используется метод «дождя» по ГОСТ 25.101-83. Все

20

это в совокупности позволило проводить расчет накопленного усталостного повреждения по всем контрольным точкам.

7. Использование штатных датчиков существенно снижает трудо и дозозатраты при установке и эксплуатации САКОР. Использование погружных термопар позволяет отказаться от решения некорректной обратной задачи теплопередачи и вести расчет накопленного усталостного повреждения в автоматическом режиме.

8. Возможность использования двух механизмов разрушения при оценке остаточного ресурса - накопление усталостного повреждения и циклического подрастания дефектов, обнаруженных в процессе эксплуатационного контроля позволяет контролировать предельные состояния по критериям «Течь перед разрушением»;

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

Использование результатов работы САКОР-М наиболее актуально в следующих эксплуатационных ситуациях:

1. В случае протекания непроектного режима эксплуатации на АЭС с использованием специального модуля САКОР-М проводится расчет усталостного повреждения за незаконченный месяц и выводится протокол расчета накопленного усталостного повреждения на данный момент времени. После этого на основании анализа прошедшего режима и результатов расчета накопленного усталостного повреждения выполняется обоснование остаточного ресурса оборудования РУ. В связи с тем , что САКОР-М контролирует усталостное повреждение всего оборудования РУ, то в кратчайшие сроки может быть подписано техническое решение о возможности допуска в эксплуатации РУ без проведения контроля состояния металла.

2. При переходе на график эксплуатации АЭС с большим количеством режимов, связанных с изменением мощности, учет которых крайне трудоемок. При этом можно снижать мощность на любую величину и с произвольной скоростью, а САКОР-М автоматически оценит накопленное усталостное повреждение. Предварительные оценки показывают, что по критерию усталостного повреждения оборудования, РУ

может работать в регулируемом режиме при условии контроля накопленного усталостного повреждения по реальному протеканию проектных режимов.

3. При оптимизации программы неразрушающего контроля оборудования РУ с целью сокращения времени 111 IF. Как уже отмечалось выше, если оборудование за данный период не подвергалось большому количеству переходных режимов, и соответственно не было накоплено усталостное повреждение и начальная дефектность (если она имелась) не могла подрасти, можно перенести контроль на следующий ППР. Корректировка программы неразрушающего контроля сварных соединений проводится по результатам расчета коэффициентов запаса на выполнение условий прочности. В качестве входных данных также используются результаты неразрушающего контроля состояния оборудования и трубопроводов. При этом предусматривается расширение перечня сварных соединений, освидетельствованных автоматизированной системой УЗК.

4. При превышении проектного количества режимов, установленного в технологическом регламенте. Подобная ситуация неоднократно складывалась на реально действующих АЭС и при обосновании увеличения количества режимов приходилось заново выполнять обоснование циклической прочности РУ на проектный срок службы. Однако с учетом того, что реальный режим в большинстве случае протекает более плавно, чем в принятых теплогидравлических предположениях при проектных обоснованиях, в реальности их количество может быть увеличено, опираясь на результаты расчетов САКОР-М конкретно по данному режиму.

5. При продлении срока службы РУ результаты работы САКОР-М должны быть положены в обоснование накопленного усталостного повреждения, выборе мест контроля оборудования и трубопроводов. По результатам расчета накопленного усталостного повреждения САКОР-М за проектный срок службы можно оценить срок продления службы РУ.

6. Для оптимизации эксплуатационных режимов и выявления неблагоприятных нагружающих факторов. В случае если какой-либо из переходных режимов вносит достаточно большой вклад в накопление усталостного повреждения, представляется

возможным путем рекомендаций персоналу АЭС по ведению режима сделать данный режим боле мягким и снизить его повреждающее влияние.

Основные положения диссертации опубликованы в следующих работах-

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

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

3. A.B. Богачев, P.C. Галиев. Внедрение на 1-ом энергоблоке Ростовской АЭС системы автоматизированного контроля остаточного ресурса оборудования и трубопроводов 1-го контура реакторной установки с реактором В-320. г. Москва 2002 г. Теплотехника № 7, 21 ноября 2002 г.

4. A.B. Богачев, М.Б. Бакиров, Б.Н. Дранченко, В.П. Семишкин. Система автоматизированного контроля остаточного циклического ресурса оборудования первого контура РУ ВВЭР-1000. 3-я Международная конференция по проблемам атомной энергетики «Надежность и безопасность эксплуатации АЭС», Украина, г. Севастополь, 21-26 сентября 2004 г.

5. М.Б. Бакиров, A.B. Богачев, В.А.Загребаев, Б.Н. Дранченко, В.П. Семишкин, А.В.Воронков. Перспективы развития системы САКОР-М. 4-ая Всероссийская научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», г. Подольск, 23-25 мая 2005 г.

6. Operating experience of system of the automated control of a residual cyclic resource for RP with WER-1000. Bogachev A.V., Bakirov M.B. (VNIIAES) Dranchenko B.N., Semishkin V.P. (OKB "Gidropress").18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 18). Beijing, China, August 7-12, 2005.

Тираж 70 экз. Отпечатано в ОАО «ВНИИАЭС»

12 72

Условные обозначения.

Введение.

Глава

СОСТОЯНИЕ ВОПРОСА КОНТРОЛЯ УСТАЛОСТНОГО ПОВРЕЖДЕНИЯ РУ В ПРОЦЕССЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ.

1.1 Проблемы контроля целостности оборудования и трубопроводов в процессе эксплуатации.

1.2 Существующие методы прогнозирования усталостного повреждения в процессе эксплуатации.

1.3 Постановка задачи и развитие методики контроля накопленного усталостного повреждения в процессе эксплуатации.

Глава

МЕТОДОЛОГИЯ ОЦЕНКИ НАПРЯЖЕННОГО СОСТОЯНИЯ ОБОРУДОВАНИЯ РУ В ПРОЦЕССЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ.

2.1 Выбор контрольных точек на оборудовании и трубопроводах РУ и нагружающих параметров эксплуатации.

2.2 Выбор нагружающих параметров эксплуатации для каждой контрольной точки.

2.3 Методика расчета напряженного состояния по параметрам эксплуатации.

2.3.1 Определение температурного поля в конструкции по известным температурам теплоносителя и коэффициентам теплоотдачи.

2.3.2 Определение краевых усилий от нагружающих факторов в задаче нахождения напряжений в контрольной точке узла.

2.3.3 Определение нагружающих факторов от температур теплоносителя.

2.3.4 Определение напряжений от внутреннего давления, от температурного поля и от краевых усилий в узле.

2.3.5 Общая формула для определения напряженного состояния в наиболее нагруженной точке узла.

2.3.6 Упрощенная формула для расчета приведенного напряжения в контрольной точке.

2.4 Верификация применяемых математических методов.

2.5 Примеры получения функциональных зависимостей напряжений от параметров эксплуатации.

Глава

ОСНОВНЫЕ ПРИНЦИПЫ ПОСТРОЕНИЯ АВТОМАТИЗИРОВАННОГО КОНТРОЛЯ НАКОПЛЕННОГО УСТАЛОСТНОГО ПОВРЕЖДЕНИЯ И ОСТАТОЧНОГО РЕСУРСА ОБОРУДОВАНИЯ РУ.

3.1 Структура программного обеспечения САКОР-М.

3.2 Обоснование местоположения и типа датчиков термосилового контроля для определения параметров эксплуатации РУ.

3.3 Информационное обеспечение САКОР-М.

3.4 Описание работы комплекса программ САКОР-М.

3.5 Верификация и аттестация программного обеспечения САКОР-М.

3.5.1 Проверка модуля расчета местных напряжений по параметрам эксплуатации.

3.5.2 Проверка модуля расчета условно-упругих напряжений.

3.5.3 Проверка модуля схематизации циклов по «методу дождя».

3.5.4 Проверка модуля расчета усталостного повреждения по амплитуде напряжений.

3.5.5 Результаты верификации и обоснования программного обеспечения.

Глава

ВНЕДРЕНИЕ САКОР-М НА ДЕЙСТВУЮЩИХ ЭНЕРГОБЛОКАХ.

4.1 Установка программного обеспечения САКОР-М на 1 энергоблоке Ростовской АЭС.

4.2 Опыт эксплуатации САКОР-М на 1 энергоблоке Ростовской АЭС.

Глава

ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ СИСТЕМЫ САКОР-М.!.

5.1 Расширение контролируемых точек на оборудовании.

5.2 Оптимизация объема термосилового контроля оборудования в процессе эксплуатации.

5.3 Разработка аппроксимирующих формул для определения напряжений в контрольных точках.

5.4 Расширение числа контролируемых механизмов разрушения.

5.5 Общая структура системы САКОР-М.

Одной из основных проблем эксплуатации промышленных ядерных реакторов является сохранения целостности барьеров безопасности РУ. Особенно это важно для оборудования и трубопроводов отработавшего значительный срок и в случае продления проектного срока службы. Наиболее актуально данная проблема стоит для оборудования и трубопроводов первого контура, замена которого либо невозможна, либо крайне дорогостояща. В процессе эксплуатации металл, из которого выполнены оборудование и трубопроводы подвергается эксплуатационному нагружению со стороны теплоносителя за счет изменения его температуры, давления и агрегатных состояний в процессе эксплуатации. Для корпусных РУ типа ВВЭР существует целый спектр режимов эксплуатации связанных как с изменением мощностных характеристик установки, так и со срабатыванием защиты реактора. Данное эксплуатационное нагружение приводит к накоплению усталостного повреждения в металле различных зон оборудования и трубопроводов, которое может привести к появлению развивающейся дефектности и в конце концов к нарушению целостности барьеров безопасности. Для недопущения такой возможности на АЭС применяются различные методы контроля состояния металла.

В данной работе рассмотрены принципы построения системы автоматизированного контроля остаточного циклического ресурса (САКОР-М) для РУ ВВЭР-1000 основанной на расчетной оценке накопленного усталостного повреждения по реальному нагружению.

Описаны принципы построения САКОР-М, которая позволяет получать не только историю накопления усталостного повреждения, но и создает возможность использования регистрируемого напряженного состояния оборудования и трубопроводов для оценки механизмов разрушения в случае повреждения металла.

Актуальность работы: Одной из основных проблем эксплуатации промышленных ядерных реакторов является сохранения целостности барьеров безопасности РУ. Особенно это важно для оборудования и трубопроводов отработавшего значительный срок и в случае продления проектного срока службы. Наиболее актуально данная проблема стоит для оборудования и трубопроводов первого контура, замена которого либо невозможна, либо крайне дорогостояща. В процессе эксплуатации металл, из которого выполнены оборудование и трубопроводы подвергается эксплуатационному нагружению со стороны теплоносителя за счет изменения его температуры, давления и агрегатных состояний в процессе эксплуатации. Для корпусных РУ типа ВВЭР существует целый спектр режимов эксплуатации связанных как с изменением мощности установки, так и со срабатыванием защиты реактора. Данное эксплуатационное нагружение приводит к накоплению усталостного повреждения в металле различных зон оборудования и трубопроводов, которое может привести к появлению развивающейся дефектности и в конце концов к нарушению целостности барьеров безопасности. Для контроля данного процесса в технологическом регламенте предусмотрен перечень режимов эксплуатации с указанием их количества допустимого за проектный срок службы РУ.

В процессе эксплуатации РУ реальное нагружение существенно различается от предполагаемого нагружения, принятого при проведении проектных расчетов на прочность. Это подтверждено различными измерениями на энергоблоках АЭС. Поэтому вопрос контроля усталостного повреждения, накопленного в процессе эксплуатации, остается актуальным до настоящего времени в атомной энергетике, и разрабатываются различные методы и средства его решения.

Целью работы является создание системы автоматизированного контроля остаточного ресурса (САКОР-М). САКОР-М предназначена для контроля циклического ресурса элементов каждого типа оборудования 1 контура РУ с ВВЭР-1000 в наиболее нагруженных (контрольных) точках, выбранных в соответствии с проектными поверочными расчетами на прочность.

Оценку накопленного усталостного повреждения САКОР-М производится по реальному термосиловому нагружению, которое контролируется по показаниям датчиков термосилового контроля. В процессе эксплуатации энергоблока системой САКОР-М создается база данных истории термосилового нагружения оборудования и трубопроводов, которая архивируется и может быть использована разработчиком оборудования для проведения при необходимости уточненных расчетов. Для организации сбора информации разрабатывается перечень датчиков термосилового контроля, необходимых для работы САКОР-М.

В расчете напряжений учитываются нагружающие факторы от давлений первого и второго контуров, температурной самокомпенсации трубопроводов, термопульсаций теплоносителя и стратификации в переходных и аварийных режимах. Напряжения рассчитываются по аппроксимирующим формулам, которые разрабатываются по данным проектных расчетов оборудования на прочность. Для расчета накопленного усталостного повреждения в контрольных точках напряжения приводится к наиболее нагруженной площадке [1].

В качестве алгоритма учета циклов используется "метод дождя"[2]. В соответствии с этим методом организуется и ведется база данных по несвернутым циклам и накопленного усталостного повреждения по свернутым циклам за весь срок эксплуатации.

В качестве нагружающих параметров для каждой контрольной точки выбираются параметры эксплуатации, изменение которых приводит к изменению напряжений в соответствии с выбранной моделью расчета конкретного узла.

Общая схема проведения расчета накопленного усталостного повреждения САКОР-М заключается в определении по показаниям датчиков параметров эксплуатации, расчет по параметрам эксплуатации приведенных напряжений, определение условно-упругих напряжений по приведенным напряжениям, схематизация, циклов нагружения по методу «дождя» и расчет усталостного повреждения для каждого полуцикла с его дальнейшим линейным суммированием.

Научная новизна диссертационной работы состоит в разработке методологии оценки напряженного состояния и оценки накопленного усталостного повреждения оборудования РУ в процессе эксплуатации.

Выведена общая формула зависимости напряжений от параметров эксплуатации с уче-. том нагружающих факторов от давлений первого и второго контуров, температурной компенсации трубопроводов, термопульсаций, впрыска холодного теплоносителя и стратификации в переходных и аварийных режимах с использованием интегрального метода Дюамеля.

Предложен способ выбора контрольных точек для конкретной РУ, в которых должны определяться напряжения в процессе эксплуатации и оцениваться остаточный ресурс по критерию усталостного повреждения.

Приведены различные методы определения коэффициентов в зависимостях напряжений от параметров эксплуатации, связанных как с проведением расчетов от единичных воздействий, так и с использованием проектных поверочных расчетов на прочность. Предложе-. ны способы аппроксимации полученных зависимостей.

Предложены алгоритмы расчета напряжений и оценки накопленного усталостного повреждения с использованием тестированных и утвержденных методов, и предложен метод оценки погрешности расчета напряжений на основе данных проектных расчетов, выполненных МКЭ.

Проведен расчет определяющих коэффициентов для контрольных точек оборудования и трубопроводов РУ В-320 применительно к 1 энергоблоку Ростовской АЭС, выбраны параметры эксплуатации и штатные датчики, по которым эти параметры эксплуатации определяются.

Выпущена документация технического проекта на САКОР-М и внесена в состав проекта РУ В-320. На базе выполненного технического проекта разработано программное обеспечение САКОР-М с реализацией заложенных функций. Проведено оснащение 1 энергоблока Ростовской АЭС техническими средствами, необходимыми для функционирования САКОР-М. Система САКОР-М аттестована в НТЦ ГАН и внедрена на 1 энергоблоке Ростовской АЭС.

Достоверность и обоснованность исследований обуславливается использованием математически точных формул для определения напряжений с использованием интеграла Дюамеля. Погрешности от принятых допущений при определении напряжений (зависимость модуля упругости от температуры, аппроксимация зависимостей напряжений от параметров эксплуатации, расчет проводится в упругой постановке, коэффициент теплоотдачи является постоянным в процессе протекания режима) оценены с использованием результатов проектных прочностных расчетов.

Схематизация циклов нагружения по методу «дождя», приведенным в ГОСТ и предназначенным для расчета усталостного повреждения незаконченного процесса нагружения.

Определение условно-упругих напряжений по приведенным напряжениям, и расчет усталостного повреждения для каждого полуцикла с его дальнейшим линейным суммированием проводится в соответствии с ПНАЭ.

Практическая ценность состоит в следующем:

Разработанная методика определения напряженного состояния по параметрам эксплуатации может быть использована для разработки системы диагностики различных механизмов разрушения любого оборудования и трубопроводов любой РУ.

Внедрение разработанной системы автоматизированного контроля остаточного циклического ресурса САКОР-М для РУ В-320 обеспечивает проведение:

- автоматизированной ежемесячной оценки накопленной повреждаемости оборудования и трубопроводов РУ в процессе эксплуатации, выполненной по реальному эксплуатационному нагружению;

- автоматизированное ведение архивированных баз данных по параметрам нагружения и накопленной циклической повреждаемости, необходимых для принятия решений по оптимизации режимов эксплуатации;

- перерасчета накопленной циклической повреждаемости с любого момента времени с использованием новых данных, появляющихся в процессе эксплуатации РУ;

- прогнозирование выработки ресурса оборудования и трубопроводов в процессе эксплуатации РУ;

- оперативной оценки циклической повреждаемости в случае непроектных ситуаций

- использование результатов работы САКОР-М для обоснования продления срока службы РУ, основная часть оборудования которой является либо незаменяемым, либо его замена дорогостояща.

По опыту эксплуатации САКОР-М возможно принятие решение об установке дополнительных датчиках термоконтроля, конструктивных изменений в последующих проектах РУ, решение проблемных узлов.

Реализация и внедрение результатов исследований

Разработано программное обеспечение САКОР-М применительно к 1 энергоблоку Ростовской АЭС под системой Windows. Организован сбор информации со штатных датчиков. Программное обеспечение САКОР-М энергоблока установлено на ПК АРМ САКОР-М в помещении ЛБК Ростовской АЭС. В соответствии с разработанной программой испытаний проведены испытания программного обеспечения САКОР-М на технических средствах Ростовской АЭС.

Система САКОР-М находится в опытной эксплуатации на 1 энергоблоке Ростовской АЭС с ноября 2001 года. За данный промежуток времени САКОР-М прошла аттестацию в НТЦ ГАН и на настоящий момент проводится работа по внедрению системы в промышленную эксплуатацию.

Апробация работы

Диссертационная работа была рассмотрена научно-техническим советом ВНИИА-ЭС, НТС №2 ФГУП ОКБ «Гидропресс», НТС ОКБМ им. Африканова, НТЦ ГАН РФ, материалы диссертации обсуждались на совещаниях с представителями ИЦП МАЭ, РНЦ «Курчатовский институт», Атомстройэкспорт, ПКФ концерна «Росэнергоатом», Ростовской АЭС, Калининской АЭС и ОАО «Диапром».

Публикации

По материалам диссертации опубликовано 6 статей и выпушено 25 проектных документов.

Автор защищает:

- создание системы контроля остаточного ресурса оборудования РУ ВВЭР по критерию усталостного повреждения;

- методику определения напряженного состояния по параметрам эксплуатации;

- способ выбора контрольных точек для конкретной РУ, в которых должны определяться напряжения в процессе эксплуатации и оцениваться остаточный ресурс по критерию усталостного повреждения;

- методы определения коэффициентов в зависимостях напряжений от параметров эксплуатации;

- алгоритмы сбора информации по показаниям штатных датчиков задействованных САКОР-М ее хранения и обработки.

- алгоритмы расчета напряжений и оценки накопленного усталостного повреждения;

- верификация функциональных зависимостей напряжений от параметров эксплуатации.

Результаты работы САКОР-М, внедренной на действующем энергоблоке, могут быть использованы:

- при обосновании остаточного ресурса оборудования РУ в случае протекания непроектного режима;

- для оптимизации программы неразрушающего контроля оборудования РУ с целью сокращения времени ППР;

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

- при продлении срока службы РУ;

- для оптимизации эксплуатационных режимов и выявления неблагоприятных нагружающих факторов.

6 ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В результате работы создана система автоматизированного контроля остаточного ресурса оборудования РУ ВВЭР по критерию усталостного повреждения имеющая следующие основные характеристики:

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

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

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

- использование погружных термопар позволяет отказаться от решения некорректной обратной задачи теплопередачи и вести расчет накопленного усталостного повреждения в автоматическом режиме;

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

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

- использование двух механизмов разрушения при оценке остаточного ресурса (накопление усталостного повреждения и циклического подрастания дефектов, обнаруженных в процессе эксплуатационного контроля) позволяет контролировать предельные состояния по критериям «Течь перед разрушением»;

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

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

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

3. В. П. Денисов, Ю. Г. Драгунов. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. М., ИздАТ, 2002.

4. Научно-технический прогресс в машиностроении. Выпуск 36. Методы и результаты исследований напряженного состояния реакторной установки ВВЭР-1000 при эксплуатации. М., 1992.

5. ПНАЭ-Г-07-010-80 Методы и средства неразрушающего контроля оборудования и трубопроводов ЯЭУ.

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

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

8. А.Ф. Гетман Ресурс эксплуатации сосудов и трубопроводов атомных электростанций- М., Энергоатом издат, 2000 г.

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

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

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

12. Внедрение концепции ТПР на АЭС с РУ ВВЭР-440 Бакиров М. Б., Богачев А. В., Григорьев В. А. и др. 3-я Международная конференция по проблемам атомной энергетики

13. Надежность и безопасность эксплуатации АЭС», Украина, г. Севастополь. 21-26 сентября 2004 г.

14. Обзор. Описание системы диагностики состояния оборудования ALLY. Описание комплекса технических и программных средств для АСУ ТП компании Фосборо. ЭНИЦ ВНИИАЭС. г. Электрогорск, 2001 г.

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

16. Система автоматизированного контроля остаточного циклического ресурса РУ ВВЭР-1000. Технические требования (на И листах), приложение к входящему № 3309 от 2000. Инв. ОКБ «Гидропресс», № 320/42200.

17. Система автоматизированного контроля остаточного ресурса РУ В-320 1 энергоблока Ростовской АЭС. Техническое задание. 320-Пр-461, ГКАЭ ОКБ «Гидропресс», 2002.

18. Комбинации нагрузок, проектные переходные режимы и пределы напряжений. ПООБ. 428-Пр-120, ОКБ "Гидропресс", 1999.

19. АЭС Тяньвань. Тематический отчет. Результаты расчетов прочности основного оборудования реакторной установки, 428-Пр-372, ОКБ «Гидропресс», 2000.

20. Система автоматизированного контроля остаточного циклического ресурса РУ ВВЭР-1000. Методика расчета напряженно-деформированного состояния оборудования и трубопроводов РУ ВВЭР-1000 по параметрам эксплуатации, 320-Пр-445, ГКАЭ ОКБ «Гидропресс», 2000.

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

22. Исаченко В.П., Осипова В.А., Сукомел A.C. Теплопередача. М.: Энергоиз-дат,1981.

23. Тимошенко С.П. Теория упругости. Л.М.:ОНТИ, ПТИ,1934.

24. Система автоматизированного контроля остаточного ресурса САКОР-М I энергоблока Ростовской АЭС (САКОР-М). Отчет о верификации и обосновании программного обеспечения. ФГУП ВНИИАЭС. Инв. № ОЭ-3303/2002, М., 2002, На 93 листах.

25. Система автоматизированного контроля остаточного ресурса РУ В-320 I энергоблока Волгодонской АЭС. Перечень штатных датчиков. 320-Пр-427, ГКАЭ ОКБ «Гидропресс», 2002.

26. Система автоматизированного контроля остаточного ресурса РУ В-320 1 энергоблока Волгодонской АЭС. Пояснительная записка. 320-Пр-462, ГКАЭ ОКБ «Гидропресс», 2002.

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

28. Система автоматизированного контроля остаточного ресурса САКОР-М 1 энергоблока Ростовской АЭС (САКОР-М). Опытная эксплуатация системы на 1 энергоблоке Ростовской АЭС. ФГУП ВНИИАЭС. Инв. № 03-3304/2002, М., 2002, На 73 листах.

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

30. Концепция «Течь перед разрушением» применительно к ГЦТ и дыхательным трубопроводам 3, 4 энергоблоков НВАЭС. Отчет «Выбор максимальных расчетных напряжений», ВНИИАЭС, Москва, 2002; Инв. № ОЭ-2352/2002.