автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Вибрационные исследования внутриреакторного оборудования ВВЭР на различных этапах жизненного цикла в задаче управления сроком службы АЭС

На правах рукописи

УСАНОВ АЛЕКСАНДР ИВАНОВИЧ / у

ВИБРАЦИОННЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ВНУТРИРЕАКТОРНОГО ОБОРУДОВАНИЯ ВЮР НА РАЗЛИЧНЫХ ЭТАПАХ ЖИЗНЕННОГО ЦИКЛА В ЗАДАЧЕ УПРАВЛЕНИЯ СРОКОМ СЛУЖБЫ АЭС

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

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

003471622

0бнинск-2009

003471622

Работа выполнена в Государственном образовательном учреждении высшего профессионального образования Обнинский государственный технический университет атомной энергетики

Научный руководитель: доктор технических наук, профессор

Трофимов Адольф Иванович

Официальные оппоненты: доктор технических наук

Лескин Сергей Терентьевич

доктор технических паук Федотове кий Владимир Сергеевич

Ведущая организация: Российский научный центр

«Курчатовский институт»

Защита Состоится « / ? » и ми $ 2009 г. в часов на заседании диссертационного совета Д212.176.01 при Обнинском государственном техническом университете атомной энергетики по адресу: Обнинск Калужской обл., Студгородок, 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Обнинского государственного технического университета атомной энергетики.

Автореферат разослан « / ^ » <м. 0.3 2009 г.

Ученый секретарь

диссертационного совета Д 212.176.01, доктор физ.-мат.наук,

профессор ВЛ.Шаблов

Общая характеристики работы

Актуальность работы определяется следующими основными обстоятельствами.

1 Эксплуатирующая организация российских АЭС совместно с обеспечивающими предприятиями реализует программу продления назначенного срока служб!,i действующих энергоблоков АЭС, которая в последнее время рассматривается в рамках более широкой задачи управления сроком их службы.

Решение этих задач включает следующие направления деятельности:

- подтверждение и поддержание эксплуатационной надежности незаменяемых элементов реакторов со смягчением, при необходимости, условий их эксплуатации для возможности продления срока их службы на 15-25 лег,

- своевременная замена элементов, выработавших ресурс;

- поддержание работоспособности остальных элементов средствами системы технического обслуживания и ремонта, включая модернизацию и реконструкцию.

Применительно к внутрикорпусным устройствам (ВКУ) и топливным сборкам (TBC) энергетических реакторов ни одно из вышеуказанных мероприятий не может быть реализовано без детального знания особенностей гидроупругого взаимодействия внутриреакгорного оборудования с потоком теплоносителя, фактического технического состояния оборудования и прогноза по его возможной деградации при дальнейшей эксплуатации энергоблоков. Это требует аккумулирования знаний по возможным вибросостояниям внутриреакгорного оборудования, а также усиления эксплуатационного контроля реакторов в конце назначенного срока службы и на этапе продленного периода эксплуатации.

2. С 2007 г. идет реализация программы увеличения выработки электроэнергии на действующих энергоблоках концерна «Энергоатом».

Одним из направлений программы является увеличение тепловой мощности энергоблоков с ВВЭР до 103-107% от проектной.

Поскольку при этом неизбежно произойдет изменение вибросостояний ВКУ и топливных сборок, методики натурного виброконтроля и расчетного анализа должны выступить в качестве инструмента, определяющего условия и саму возможность такого повышения мощности.

3. В последние годы проводится непрерывная модернизация конструкций топливных сборок ВВЭР, одной из основных задач которой является повышение их виброустойчивости. Подтверждением эффективности проводимых модернизаций может быть может быть только эксплуатационный контроль вибрационных состояний новых конструкций топливных сборок на этапе опытной эксплуатации.

Цель диссертации заключается в определении параметров, характеризующих вибрационную нагруженность ВКУ и топливиых сборок реакторов типа ВВЭР, а также допускаемых диапазонов изменения этих параметров для возможности управления сроком службы внутриреакгорного оборудования.

Научная новизна полученных результатов состоит в том, что:

1. Вопросы определения и прогнозирования вибросостояний реакторов типа ВВЭР рассмотрены комплексно на всех этапах их жизиешюго цикла с наращиванием банка данных о вибросостояниях ВКУ и топливных сборок по итогам стендовых испытаний, пусконаладочных вибрационных измерений, эксплуатационного виброконтроля, а также расчетного анализа виброхарактеристик.

2. Обоснована возможность практического применения сигналов нейтронного потока в системах виброшумовой диагностики реакторов ВВЭР с определением точности оценивания спектральных характеристик данных сигпалов.

3. По результатам проведенного комплекса работ выявлены низшие моды колебаний внутриреакгорного оборудования ВВЭР, которые реализуются при износах опорных конструкций элементов реактора и составляют остову раннего выявления непроектных вибросостояний реактора.

4. Разработаны диагностические уставки, выход за которые означает наступление непроекгного вибрационного состояния и необходимость корректирующих действий (ремонт, модернизация или замена элементов внутриреакгорного оборудования).

Степень достоверности результатов исследований подтверждается:

1. Использованием методик многофакторного дисперсионного анализа и взаимного спекгрального анализа результатов исследования.

2. Удовлетворительным соотношением расчетных и экспериментально определенных значений виброхарактеристик ВКУ.

Практическая ценность полученных автором результатов заключается в их использовании в практике управления сроком службы внутриреакгорного оборудования ВВЭР, включая положительные результаты ремонтов и модернизаций реальных конструкций ВКУ ВВЭР, которые проводились на основании анализа их вибрационных состояний на энергоблоках ВВЭР-1000 в период пусконаладочных работ, а также на реакторах ВВЭР-440 при продлении срока их эксплуатации.

Личное участие автора:

1. Выполнение в качестве ответственного исполнителя стендовых вибрационных исследований крупномасштабной модели ВКУ реактора ВВЭР-1000 и полномасштабных имитаторов TBC ВВЭР-1000 на этапе их проектирования.

2. Руководство пусконаладочными вибрационными измерениями ВКУ и TBC на головных реакторах ВВЭР-1000 по проектам В-187, В-302, В-338, а также приемка результатов таких измерений на серийных ВВЭР-1000 по проекту В-320.

3. Участие в сопровождении эксплуатации систем виброшумовой диагностики на энергоблоках с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

4. Дополнительный анализ параметров вибрации ВКУ ВВЭР-1000 (в первую очередь - вибрационных характеристик внутриреакгорного оборудования) для решения задач управления сроком его службы.

Положения, мы носимые па защиту:

1. Результаты интерпретации вибрационных сигналов при стендовых исследованиях, в системах пусконаладочных измерений и системах эксплуатационного виброконтроля с установлением взаимосвязи «спектральные особенности вибрационных сигналов - техническое состояние внутриреакгорного оборудования».

2. Обоснование состава средств виброконтроля на этапах пусконаладочных работ и промышленной эксплуатации внутриреакгорного оборудования ВВЭР.

3. Математическая вибрационная модель ВВЭР-440, обеспечивающая проведение вариантных расчетов виброхарактеристик ВКУ.

4. Контрольные (допускаемые) значения параметров вибрации для реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 (проект В-230).

5. Методика раннего выявления непроектных состояний внутриреакгорного оборудования ВВЭР для применения в задачах управления сроком его службы.

Апробация работы. Основные результаты проведенных исследований представлены на ряде семинаров и конференций: международный семинар «Теплофизические аспекты безопасности АЭС» (Обнинск, 1990 г.); отраслевой семинар министерства РФ по атомной энергии «Современные методы и средства диагностики ЯЭУ» (Обнинск, 2001 г.); 2-я, 3-я и 4-я международные научно-технические конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, 2001, 2003, 2005 гг.); 4-й, 5-й и 6-й международный семинар «Моделирование и экспериментальная поддержка эксплуатации топлива реакторов В БЭР» (Болгария, Албсна, 2001, 2003 и 2005 гг.); 9-я международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадроз» (Обнинск, 2005 г.); 2-я, 5-я и 6-я международные научно-технические конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (Москва, 2000,2006 и 2008 гг.).

Публикации. По результатам диссертационной работы опубликовано 12 печатных работ, включая 4 монографии с участием автора. Четыре печатные работы опубликованы в ведущих научных журналах, рекомендованных ВАК.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и приложений. Общий объем диссертации - 136 стр. Работа содержит 49 иллюстраций, 9 таблиц. Библиография включает 94 наименования.

Основное содержание работы

Во введении обоснована актуальность рассматриваемой проблемы, определена цель работы, изложено ее краткое содержание, приведены положения, составляющие научную новизну работы и являющиеся предметом защиты.

В первой главе проведен обзор вибрационных исследований реакторов с водой под давлением с рассмотрением основных методов анализа собственных и вынужденных колебаний внугриреакторного оборудования в потоке теплоносителя.

Отмечается, что на этапе проектирования и начального периода эксплуатации первых ВВЭР, как и зарубежных реакторов Р^?. с водой под давлением, значение возмущающих гидродинамических сил недооценивалось, результатом чего стали серьезные (и внезапные) повреждения элементов реакторов от вибрации. Последствия таких повреждений устранялись мероприятиями по ремонту, замене или модернизации элементов внугриреакторного оборудования. Реализацию данных мероприятий можно квалифицировать как этап устранения технологических промахов в проектировании.

Одновременно с этим были разработаны программы детального анализа вибрации внугриреакторного оборудования:

- изучение возмущающих гидродинамических сил для выявления основных параметров, характеризующих нестабильность течения;

- исследования вибрационных характеристик элементов реакторов: частот и форм (мод) их собственных колебаний с учетом присоединенных масс жидкости, а также характеристик демпфирования колебаний;

- анализ фактической вибронагруженности элементов реакторов с оценками их циклической прочности.

Первоначально анализ вибраций ограничивался стендовыми вибрационными исследованиями с применением физических моделей различного масштаба. Цели,

задачи и средства таких исследований постоянно совершенствовались с развитием теории моделирования. Начииая со времени вибрационных исследований крупномасштабной модели реактора ВВЭР-440 по проекту В-213, начали создаваться и применяться математические вибрационные модели оборудования.

Подтверждение приемлемости как исходных проектных решений, так и проводимых модернизаций внутриреакторного оборудования может быть получено только на натурном реакторе при фактических гидродинамических нагрузках и реальных условиях наладки и эксплуатации внешних систем. В качестве такого инструме]гга первоначально выступали системы пусконаладочных измерений (СШШ) внутриреакторного оборудования ВВЭР. Вошедшие в практику обоснования и поддержания вибропрочности ВВЭР в середине 1970-х как реакция на групповые повреждения кассет ЛРК ВВЭР-440 (расследования которых показали, что условия гидродинамического нагружения оборудования могут значительно отличаться от реактора к реактору одной серии), такие измерения со времени ввода в действие ВВЭР-1000 стали обязательным этапом пусконаладки.

Между тем опыт эксплуатации АЭС с ВВЭР показывает, что мероприятия, проводимые во время ежегодных планово-предупредительных ремонтов, могут значимо изменить характеристики вибронагруженности реакторов. Очевидно, что и постепенный износ узлов крепления внутриреакторного оборудования при длительной эксплуатации меняет его вибронагруженность и может сделать непредставительными те оценки вибропрочности, которые проводились на этапе пусконаладочных работ.

С учетом этих обстоятельств, а также в связи с появлением в конце 1980-х нормативных требований по диагностике реакторов, начали разрабатываться и внедряться системы эксплуатационного контроля вибраций ВКУ и TBC. Результатом применения таких систем является или подтверждение приемлемости вибросостояннй элементов внутриреакторного оборудования, или раннее выявление непроектных вибрационных состояний. Своевременно такие мероприятия могут проводиться только при условии установления взаимосвязи «спектральный образ оборудования - его техническое состояние». Новое звучание приобретают и вопросы разработки, верификации и применения математических моделей ВКУ и TBC, которые должны выступать в качестве информационной поддержки рекомендуемых мероприятий по поддержанию и повышению эксплуатационной надежности внутриреакторного оборудования.

Исхода из вышеизложенного, в выводах к первой главе поставлена задача дополнительного анализа данных, ранее полученных при исследованиях вибрации ВКУ и TBC с применением масштабных моделей реактора ВВЭР-1000 на этапе его проектирования, систем измерения вибраций ВВЭР-1000 на этапе пусконаладки, а также систем вибродиагностики ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 на этапах назначенного и продленного периодов эксплуатации.

Во второй главе изложены результаты анализа экспериментальных исследований вибрации внутриреакторного оборудования ВВЭР-1000, выполненных на этапе проектирования этой реакторной установки с применением модели ВВЭР-1000 масштабом 1:5 в составе гидродинамического стенда, а также полномасштабных имитаторов TBC ВВЭР-1000 в составе 7-кассетного стевда.

Основное внимание уделено определению вибрационных характеристик оборудования (мод колебаний, декрементов колебаний), которые является основой для раннего выявления непроектных состояний в натурных условиях.

Определение вибрационных характеристик модели шахты как основного несущего элемента активной зоны проводилось с использованием трех различных методов и трех этапов выявления частот и мод ее собственных колебаний.

На первом этапе использовался традиционный метод возбуждения резонансных колебаний оборудования посредством электродинамических вибраторов с их регистрацией по показаниям смо1ггированных на моделях ВКУ тензорезисторов.

Значения частот собственных колебаний модели шахты были затем подтверждены при определении ее амплитудно-частотных характеристик с применением генератора колебаний давления в режимах с расходом теплоносителя через модель.

Третий этап определения вибрационных испытаний модели реактора проводился для выявления низших (балочной и маятниковой) мод колебаний шахты, которые представляют наибольший интерес для применения в системах вибродиагностики, так как могут реализовываться при виброизносе опорных конструкций.

С этой целью было проведено дооснащение стенда датчиками виброперемещений, а по ходу испытаний последовательно имитировался износ опорных конструкций.

По результатам взаимного спектрального анализа данных с привлечением к анализу результатов ранее проведенных испытаний (включая испытания на воздухе, где низшие моды колебаний модели оказались более возбудимыми) получены значения частоты первой балочной моды (4,7 Гц в пересчете на натуру) и балочной моды колебаний для проектных условий закрепления (8,9-10,0 Гц), а также диапазон возможных значений маятниковой моды (2,3-2,7 Гц).

При стендовых исследова1иях только в диапазоне возможных значений определена и частота балочных колебаний тепловыделяющей сборки ВВЭР-1000. Однако в этом случае появление диапазона связано не с применением ряда пересчетных коэффициентов, а с тем обстоятельством, что такая мода колебаний TBC существенно зависит от условий поджатая пружинного блока, меняясь от значения 4,6 Гц лри проектном поджатии до 3,4 Гц при отсутствии такого поджатая (табл.1).

С учетом того, что и в натурном реакторе усилия прижатия TBC также Moiyr меняться в зависимости от температуры, состояния пружинных блоков и разновысотности опорных стаканов шахты, собственные колебания TBC в натурном реакторе должны реализовываться в данном диапазоне частот.

Таблица 1

Результаты определенна чаотот собственных колебаний TBC_

Условия проведения испытаний Испытания на воздухе Испытания в воде

проектное закрепление отсутствие поджатая проектное закрепление отсутствие поджатая

Значение частот, Гц 5,5 4.0 4,7 3.4

Знание вибрационных характеристик оборудования позволяет проанализировать источники, характер и интенсивности его колебаний при широкополосном гидродинамическом нагружении.

Как следует из рис.1 с типичной спектрограммой вибрационных напряжений модели шахты, наибольшую интенсивность имеют частотные составляющие,

связанные с собственными колебаниями теплоносителя и выражающиеся в виде акустических стоячих волн (АСВ).

Собственные колебания оборудования

•Рфота насосов

ШШт^

Собственные колебания теплоносителя

Рис.1. Основные источники колебаний модели шахты при широкополосном гидродинамическом натружении

В спектре колебаний оборудования присутствуют также дискретные частотные составляющие на оборотной частоте циркуляционных насосов и ее гармониках.

Действие указанных источников происходит на фоне широкополосных явлений, связанных с турбулентностью потока, а также с вихреобразованиями в зонах изменения проходных ссчсний.

Интенсивность колебаний ВКУ на собственных частотах для проектных условий их закрепления невелика, что объясняется прежде всего конструкционным характером демпфирования колебаний.

Проведенная по результатам стендовых исследований идентификация всех сколь-нибудь значимых частотных составляющих спектра колебаний оборудования облегчает задачу последующего диагностирования конструкции.

В третьей главе представлены основные результаты вибрационных пусконаладочных измерений ВКУ и TBC головных реакторов ВВЭР-1000 в контексте расширения знаний об особенностях гидроупругого взаимодействия ВКУ и TBC с потоком теплоносителя. В части анализа основного источника

нестабильности потока теплоносителя -колебаний теплоносителя на собственных частотах- натурные измерения весьма информативны, поскольку:

1. Проводятся при различных температурах теплоносителя (рис.2), что позволяет непосредственно выделить частоты собственных колебаний теплоносителя, которые, в отличие от генерируемых работой ГЦН, зависят от температуры теплоносителя и связанной с ней скорости звука в воде.

2. Включают регистрацию приращений давления в режимах пуска ГЦН. На реакторных установках ВВЭР-1000 «малой» серии такие пуски проводятся на

н -пульсации давления от работы ГЦН; Д/- сдвиг частот АСВ от температуры

«!-ISS---—ÏKJ-} .гч,

Рис.2. Спектрограммы пульсаций давленш на параметрах холодной и горичкй обкатки (данные блока 5 Нововоронежской АЭС)

закрытые главные запорные задвижки, что создает резкие возмущения потока и инициирует возбуждение собственных колебаний теплоносителя.

3. Дают обширную информацию для применения взаимного спектрального анализа данных, который позволяет идентифицировать собственные частоты колебаний теплоносителя по характерным фазовым углам (0 или 180°) и присутствии во всех точках проточной части установки.

Результаты виброизмерсний на головных реакторах ВВЭР-1000 и проведенные к тому времени расчеты частот и форм акустических колебаний теплоносителя позволяют проанализировать как их частоты, так и формы колебаний. Так, частота 0,8 Гц является общекоюурпой и связана с наличием паровой подушки в компенсаторе давления. На эксплуатационных параметрах эта форма реализуется с частотой 0,6 Гц. Форма колебаний теплоносителя с частотой 6,9 Гц доминирует в сигналах датчиков пульсаций давления, установленных в циркуляционных трубопроводах. Частоты 9,8 и 13,2 Гц имеют пучности в активной зоне.

Натурные

ш

JZL

SsssSSassat еэ. es

E5

«Ж. «с*

-Л. •»*? -L.11 Jj — ..J V—V ---1 Л/—

-а«»» \Угг/V LA. Sijs.

-г.п -Z. 9* Г \ B ------

вибрационные измерения, при условии применения к их сигналам методик взаимного спектрального анализа данных, являются также весьма

информативными в задачах уточнения вибрационных

характеристик контролируемого оборудования. В качестве примера на рис.3 представлены в ввде автоспектральных плотностей мощности и функции

когерентностей результаты

обработки сигналов

тензоакселерометров, в СПНИ устанавливаемых на головке (ЕЗ) и хвостовике центрального имитатора TBC (El), а также на шахте реактора (Е5).

Из представленных на рис.3 данных следует:

1. Представленные авто- и взаимные спектральные

характеристики обладают

максимумом на частоте 2,5 Гц. Этот факт, а также высокая добротность пика на частоте 2,5 Гц свидетельствует' о том, что данная спектральная особенность связана с вынужденными колебаниями TBC.

2. Пик на частоте ~4,2 Гц, наблюдаемый на всех спектральных характеристиках, но не являющийся доминирующим, связан с собственными колебаниями TBC.

Рис.3. Взаимный спектральный аналго сигналов тензоакселерометров СПНИ (данные блока 5 АЭС «Конюдуй»)

3. Остальные значимые частоты на графиках рис.3 соответствуют вынужденным вибрациям на частотах АСВ (6,9 Гц, 9,8 Гц).

Таким образом, полученные в ходе вибрационных пусконаладочных измерений данные дополняют и уточняют картину гидроупругих колебаний оборудования, полученную при стендовых вибрационных исследованиях.

При обработке результатов виброизмерений на головном реакторе ВВЭР-1000 блока 5 НВАЭС проведена оценка вибропрочности ВКУ с использованием тензорезисторов, установленных непосредственно на элементах ВКУ, по критерию усталостной повреждаемости. Оценка показала, что усталостная повреждаемость за период назначенного срока службы ВКУ не превышает 0,16 при допускаемой повреждаемости, равной единице.

Однако ориентация на критерии циклической прочности в данном случае представляется нецелесообразной, поскольку при таком подходе аномальное состояние будет выявляться на стадии нарушения прочности и целостности оборудования. Это не соответствует задачам диагностирования оборудования по выявлению аномалий на максимально ранней стадии. Кроме того, при таком подходе не учитываются, хотя бы косвенно, процессы виброизноса.

нормативных значений параметров вибрации выполнена на основе многофакторного дисперсионного анализа результатов измерения пульсаций, динамических напряжений и вибраций в головных реакторах ВВЭР-1000. В итоге получены обобщенные спектрограммы параметров вибрации, которые характеризуют вибрационную нагруженность всех трех головных реакторов (рис.4).

Полученные обобщенные параметры вибрации ВКУ были введены в документацию проекта ВВЭР-1000 в качестве контрольных (допускаемых) значений в виде допускаемых максимальных амплитуд сигналов и стандартов по каждой значимой частотной составляющей.

С использованием разработанных контрольных значений на нескольких последующих энергоблоках с ВВЭР-1000 выявлены и устранены повышенные вибрации оборудования (табл.2).

Рис.4. Обобщенна! спектрограмма вибрационных напряжений

В связи с этим после получения данных о вибросостояниях трех головных ВВЭР-1000 (блок 5 НВАЭС, блоки 1 Южно-Украинской и Калининской АЭС) была реализована идея выработки более жестких нормативных значений параметров вибрации ВВЭР-1000, которые при безусловном выполнении

критериев циклической

прочности накладывают

дополнительные ограничения на уровень параметров вибрации.

Разработка таких

таких

Таблица 2

Применение контрольных значений для раннего выявления непроектных вибросостояний ВКУ ВВЭР-1000_____

Характер и причина непроектного состояния (последующие мероприятия)

Спектрограммы параметров вибрации в сравнении о контрольными значениями

Низкочастотные пульсации давления из-за ослабления закреплен: ;я вала в главном упорном подшипнике одного из ПЩ блока 1 Калининской АЭС (Замена выемной части ГЦН)

Замер после замены кыешюЯ частя ГЦН

Замер [[До щюбнем пуске Г151

Повышенные пульсации давления и вибрации шахты на частотах вращения ГЦН блока 2 ЮУАЭС из-за несбалансированности системы «вал -электродвигатель насоса» (Дополнительная

балансировка электродвигателя)

кПо

Г .о о . х

J

а) пульсщдеи давления;

б) вибрационные гацфяжения

Повышенные вибрации шахты блока 1 ХмлАЭС при нормальной гидродинамической обстановке в контуре из-за повышенных зазоров в узлах ее закрепления (Ремонт посадочных поверхностей узлов закрепления шахты)

1 — измерения при обкатке о^орудашшкге;

2 — измерения при чн^ргопуоке

В последующие годы предложенный подход к выработке контрольных значений параметров вибрации был повторен с включением в рассмотрение результатов пусконаладочных виброизмсрений реакторов Балаковской и Запорожской АЭС.

В четвертой главе сформулированы цели, задачи и основные результаты эксплуатационного виброконтроля реакторов ВВЭР на этапах проектного и продленного сроков эксплуатации.

Вибрационные состояния реакторов ВВЭР-1000 рассмотрены с целью систематизации и расширения ранее полученных данных по вибрационным

\ аотм ; ! i ~

БлкАЭС

i

характеристикам оборудования в связи с тем, что головные реакторы данной серии в настоящее время приближаются к окончанию назначенного срока службы.

Такому рассмотрению предшествовал анализ возможности практического применения в системах вибродиагностики датчиков, входящих в штатные системы контроля и управления АКНП и CDPK. Проблема их использования для контроля вибросостояний оборудования заключается в том, что эти шумовые сигналы чувствительны как к вибрационным, так и теплогидравлическим источникам нейтронного шума, которые могут конкурировать между собой, находясь в одном частотном диапазоне. С этой целью проанализированы авто- и взаимные спектральные характеристики переменных составляющих сигналов ионизационных камер (ИК) и детекторов прямой зарядки (ДПЗ) в сравнении с сигналами специальных диагностических датчиков, входящих в состав отечественной системы виброшумовой диагностики: датчиками пульсаций давления и датчиками низкочхтогных виброперемещений.

Получено, что автоспектры сигналов ИК и ДПЗ отличаются малым числом резонансных особенностей.

В частности, низкочастотная область до 6,0 Гц, имеющая наибольшую ценность для вибрационного анализа, имеет форму «розового шума» из-за эффектов глобального нейтронного шума (рис.5 с автоспекграми нейтронных шумов на КлнАЭС и БлкАЭС). Гораздо более информативными являются взаимные спектральные характеристики сигналов. Так, функция когерентности пары «ИК-ИК» в контрастном виде при практическом отсутствии глобального фона выделяет все мощные явления, связанные с акустическими стоячими волнами (0,6 Гц, 6,1 Гц, 8,6 Гц, 12,8 Гц).

Спектральные характеристики сигналов ИК и ДПЗ воспроизводимы как по времени, так и по различным энергоблокам АЭС (см.рис.5). Небольшое отличие в частотах акустических стоячих волн объясняется различной геометрией главных циркуляционных KoirrypoB на Калининской и Балаковской АЭС.

Для выявления особенностей низкочастотной вибрации ВКУ и TBC весьма информативными оказываются взаимные спектральные характеристики различных пар ДПЗ (рис.6), а также определенные по методике многомерного регрессионного анализа источники появления той или иной частотной составляющей в сигналах датчиков пульсаций давления (ДГЩ), ИК и ДПЗ (рис.7).

Располагая теперь такими средствами оценки вибронагруженности оборудования, как сигналы ИК и ДПЗ, а также ориентируясь на информацию рис.5-7, вернемся к задаче идентификации частотных составляющих спектра колебаний внутриреакторного оборудования.

Подтверждено, что низшие (маятниковая и первая балочная) моды собственных

/,Гц

Рис.5. Автоспектры и функции когерентности пар «ИК-ИК» на блоке 1 ЮгаАЭС и блоке 3 БлкАЭС

2,6 /Ц

Рис.6. Функции когерешностн пар сигналов удаленных ДПЗ. Блок 3 БжЛЭС.

Piic7. Взаимные вклада сигналов ДГЩ, ИК и ДПЗ [%] на частотах колебаний TBC (2,6 Гц) и пихты (4,7 Гц). Блок 1 КлнАЭС

колебаний шахты реактора реализуются на частотах около 2,5 и 4,7 Гц. В вибрации TBC, дополнительно к моде их балочных колебаний, выявлены также маятниковые моды колебаний в диапазоне 2,3-3,2 Гц, которые реализуются как отклик на кинематическое нагружение со стороны шахты.

Вся информация но вибрационным характеристикам внутрирсакторного оборудования ВВЭР-1000, полученная по результатам стендовых виброисследований, пусконаладочных измерений и виброконтроля в ходе эксплуатации, представлена в табл.3 вместе с данными по характерным частотам гидродинамической нагрузки.

Таблица 3

Параметр Частота, Гц Комментарий

Характерные частоты гидродинамических возмущающих сил 0,6 «Резонанс» компенсатора давления

6,5 Первая пеглевая АСВ

9,2 Первая «корпусная» АСВ

13,2 Вторая «корпусная» АСВ

16,5 Частота вращения ГЦН

Виброхарактеристики оборудования Шахта внутрикорпус-ная 2,3-2,7 Маятниковая мода колебаний без опирания на разделитель потока и нижний опорный узел

4,7 Балочная мода колебаний без опирания на разделитель потока

8,910,0 Балочная мода колебаний при проектных условиях закрепления

TBC 2,1-3,2 Маятниковые моды колебаний TBC

4,2-4,6 Первая балочная мода колебаний TBC при проектных условиях закрепления

Представленная информация достаточно полно описывает условия гидроупругого взаимодействия ВКУ и TBC с теплоносителем и является основой для управления сроком службы этого оборудования.

Традиционные виды деятельности по этому направлению (оптимизация условий эксплуатации оборудования или его замена, ремонт, модернизация) применительно к гидроупругим колебаниям оборудования реализуются следующим образом:

- снижением нагрузок на ВКУ и TBC со стороны теплоносителя за счет лучшей балансировки электродвигателей ГЦН, а также оптимизации расхода через реактор в проектных диапазонах;

- своевременной регистрацией повышенных вибраций TBC со стороны шахты в случае ослабления ее закрепления в опорных узлах;

- корректирующими мероприятиями по ремонту или модернизации оборудования при сдвиге частот его собственных колебаний.

Такие мероприятия, заявляемые как возможность применительно к ВВЭР-1000, уже реализованы на ряде энергоблоков с ВВЭР-440.

Вибрационные состояния В-440 контролируются с начала 1990-х с применением систем виброшумовой диагностики на базе системы виброконгроля SUS (фирма «Сименс»), дооснащенной шумовыми измерительными каналами силами российских организаций (ВНИИАЭС, ФЭИ, СНИИП). Применены также мобильные средства диагностирования разработки предприятий СНИИП-Систсматом и «Диапром». К настоящему времени внутриреакгорное оборудование ВВЭР-440 классифицировано по степени вероятности вибрационных инцидентов (табл.4).

Таблица 4

_Сводка вибросостояний ВВЭР-440__

Энергоблок

Блок 2 КолАЭС

Блок 1 АЭС «Богунице»

Блок 2 АЭС «Богунице»

БлокЗ НВАЭС

Блок 1 КолАЭС

Блок 4 НВАЭС

БлокЗ КолАЭС

Блок 4 КолАЭС

□сходное состояние

Состояние опор_

J.

±

Воэмущаю-щие силы

±

+

Состояние после ремонта

Состояние опор

Возмущающие силы

хорошее

удовлетворительное - требуется непрерывный котропь

I |

Г"

Стерши ута

крепления

2 - разделитель потока

1 „3 - нижний j шпоночный узел

Основные этапы и состав мероприятий по управлению вибронагружснностью ВКУ ВВЭР-440 продемонстрированы на примере работ в период продления назначенного срока службы энергоблока 2 Кольской АЭС.

Одновременно дшшые работы были направлены на снижение вибронагруженности рабочих кассет (РК) на реакторах ВВЭР-440 по проекту В-230.

Состав работ на энергоблоке 2 Кольской АЭС может быть прокомментирован следующим

образом.

1. На этапе подготовки к продлению срока службы энергоблока 2 была проведена обработка архивов виброизмерений, которая показала, что в последние годы произошло ухудшение вибросостояний ВКУ со сдвигом спектра колебаний в низкочастотную область и нарастанием уровня вибрации шахты реактора (рис.8).

Дополнительные измерения с использованием сигналов ИК и ДПЗ подтвердили данный вывод, а также показали, что повышенные вибрации шахты ухудшили вибросостояния и рабочих кассет реактора.

2. Для идентификации изменений в спектрах колебаний ВКУ и РК была доработана, верифицирована и применена полномасштабная модель реактора ВВЭР-440 по проекту В-230.

Полномасштабность модели обеспечена тем, что приняты во внимание массово-жесткостные характеристики не только внутриреакторного оборудования, но и другого влияющего на его вибрации оборудования: корпуса реактора, опорной фермы, верхнего блока реактора.

Расчеты по модели указали на износ металла разделителя потока с реализацией колебаний шахты по маятниковой форме.

3. В период ППР, предшествующий выходу энергоблока на продленный срок эксплуатации, проведены обмеры опорных конструкций ВКУ реактора, подтвердившие износ разделителя потока.

Обмеры также позволили связать реальные зазоры в опорных конструкциях с интенсивностью характерных частот спектра колебаний ВКУ и перейти при анализе шумовых сигналов к физическим единицам.

4. В этот же ППР принято и реализовано решение о восстановлении проектного закрепления шахты реактора, а также о снижении (в рамках проектного диапазона) расхода теплоносителя через реактор.

к А.<ГГ*М м А.П

1 1

ь > ^ ю зи я 199!» поаврь Ь—уХЖ*-/^ г* -»о г

Рис.8. Результата обработки архивов виброюмереннй ш блоке 2 КолАЭС

5. Контроль вибросостояний ВКУ и рабочих кассет в следующей эксплуатационной кампании показал, что вибрации шахты и РК снизились не менее, чем в 4 раза, с одновременным восстановлением спектра колебаний (рис.9).

Рис.9. Результаты виброконтрол! ВКУ и РК до и после ремонтных мероприятий

Таким образом, при работах на блоке 2 Кольской АЭС была реализовада полная цепочка действий по диагностированию оборудования: «натурный виброконтроль -раннее выявление непроектных состояний - рекомендации по объемам контроля оборудования при ППР - подтверждение непроектных условий -мероприятия по восстановлению проектных условий - проверка эффективности проведенных мероприятий».

Принимая за основу эту реализованную цепочку контрольно-диагностических мероприятий (которая затем была практически повторена на энергоблоке 2 АЭС «Богунице» с реактором ВВЭР-440 по проекту В-230), можно предложить методику раннего выявления непроектных состояний этого типа реактора и управления его вибронагруженностью (рис.10).

Основные положения методики сводятся к следующим.

1. Спектрограммы параметров вибрации, соответствующие данным энергоблока 2 КолАЭС после ремонта, объявляются эталонными, поскольку соответствуют отремонтированному состоянию опор шахты и приемлемым гидродинамическим нагрузкам.

2. Вводится диапазон допускаемого изменения интенсивности параметров вибрации, учитывающий погрешность оценивания спектральных характеристик и зависимость уровня нейтронных шумов от продолжительности топливной кампании.

3. Вводится диапазон допускаемого изменения частот собственных колебаний оборудования на основании результатов их расчетного анализа.

4. Конкретизируется набор контрольно-диагностических мероприятий при пуске энергоблока: подтверждение приемлемости гидродинамической обстановки при пусках ГЦН по эталонным спектрограммам пульсаций давления, оценка уровня вибраций при разогреве по эталонным спектрограммам внешних датчиков виброперемещений, виброконтроль по спектральным характеристикам сигналов ИК и ДПЗ при наборе мощности и эксплуатации энергоблока.

Наличие средств измерения пульсаций давления и вибрационного отклика конструкции

НЕТ

Соответствие текущего вибросостояния проектному

Расчетный анализ виброхарактеристик

п,-

Выход на вероятную причину аномалии

Принятие и реализация решения о ремонте

ДЛ

Экспериментальное определение мод колебаний

р, - 'Т

и Г2 - з .... , А -

ы ИЗЯОС ИЗН опор 2,3 опор эс износ ыЗ опор ],3

Формирование

эталонных сиектро1рамм нагрузки и отклика

Анализ вибросостояний с

участием обеспечивающих поелппиятий

ДА

Виброконтроль при пуске

Пуск ГЦН А;<[Ад]

НЕТ

. ДА

Разогрев

НЕТ А,<[Ак-|

< ДА

НЕТ Выход на мощность А, < {Аик] и 1Адш]

, ИотикгонмтькигебмшА

Дщпазон изменения ДА; и А{,

гх

Пульсации давления [Ад]

Вибрации корпуса [Ак] Вибрации ВКУи'ШС

[Аик] И [Адш]

Виброконтроль по ходу эксплуатации и рекомендации по объемам контроля при ПНР

Рис.10. К методике раннего выявления непроекгаых вибросостоянии ВВЭР

5. Намечаются мероприятия «обратной связи» при превышении фактической вибрации над эталонными значениями, включающие подключение специалистов специализированных предприятий отрасли со своим арсеналом методов исследования (полномасштабные и локальные расчётные вибрационные модели, специализированные программы обработки нейтронных шумов и т.д.).

Эта же методика может быть применена к оценке вибрационных состояний реакторов ВВЭР-1000 с учетом полученной детальной информации по виброхарактеристикам внутриреакторного оборудования и при наличии на энергоблоке средств измерения пульсаций давления и вибрационного отклика оборудования (как минимум, в виде переменных составляющих сигналов ИК и ДПЗ).

Основные результаты и выводы

1. По результатам комплексного исследования вибросостояний внутрикорпусных устройств и топливных сборок реакторов типа ВВЭР на этапах проектирования, ввода в действие, промышленной эксплуатации определены параметры, характеризующие их вибрационную нагруженность.

Идентифицированы все сколь-нибудь значимые частотные составляющие колебаний внутрикорпусной шахты, являющейся основным несущим элементом активной зоны, и топливных сборок реактора.

2. Разработаны и апробированы контрольные (допускаемые) значения параметров вибрации ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 (проект В-230) для их использования в системах вибродиагностики.

3. Разработана и апробирована методика раннего выявления непроектных вибросостояний внутриреакторного оборудования ВВЭР для применения в задаче управления сроком его службы.

4. Результаты проведенных исследований использованы для снижения вибронагруженности реакторов ВВЭР-1000 энергоблоков 1 Калининской АЭС, Хмельницкой АЭС и энергоблока 2 Южно-Украинской АЭС на этапе пусконаладочных работ, реактора блока 2 Кольской АЭС при продлении назначенного срока службы.

5. Дана сводка параметров, определяющих вибронагруженность реакторов серии ВВЭР-1000, а также сводка вибросостояний внутриреакторного оборудования реакторов ВВЭР-440 по проектам В-179, В-230, В-213 для использования в задачах вибродиагностики на этапе продленного срока эксплуатации.

6. По результатам стендовых исследований, пусконаладочных вибрационных испытаний и эксплуатационного виброконтроля с применением расчетного анализа выявлены низшие моды собственных колебаний внутрикорпусной шахты ВВЭР-1000, которые составляют основу раннего выявления непроекгных вибросостояний реактора.

7. Разработана и апробирована математическая полномасштабная вибрационная модель ВВЭР-440 (проект В-230), обеспечивающая проведение вариантных расчетов виброхарактеристик при различных условий закрепления внутриреакторного оборудования, включая наиболее вероятные непроектные.

Основные публикации по теме диссертации

1. Махутов Н.А., Гусаров А.А., Каплунов С.М., Вальес Н.Г., Усанов А.И. Вибропрочность оборудования АЭС // Проблемы машиностроения и автоматизации. -1988. - т. 22. -С.68-80.

2. Махутов НА, Фролов КВ., Стекольников В.В, Дайчик МЛ,...Усанов А.И. и др. Экспериментальные исследования деформаций и напряжений в ВВЭР. М.: Наука, 1990.-296 с.

3. Дранченко Б.Н, Усанов А.И. Хайретдинов В.У. Обоснование эксплуатационной вибронадежности ВВЭР-1000 по результатам пусконаладочных измерений // Энергетика. 1991 - №2(6). - С.104-119.

4. Смирнов JI.B., Овчинников В.Ф., Яскеляин АВ, Усанов А.И. Динамические свойства системы циркуляции теплоносителя первого контура ЯЭУ // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов. -1991. - Вып.З. - С.25-31.

5. Махутов НА, Дайчик М.Л., Маслов C.B., Михалев Ю.К.,...Усанов А.И. и др. Методы и результаты исследований напряженного состояния реакторной установки ВВЭР-1000 при эксплуатации. М.: Международный центр научной и технической информации, 1992.-116 с.

6. Усанов А.И, Афров А.М. Дранченко Б.Н. Вопросы внбродиагностики реакторов ВВЭР // Прикладные проблемы теории колебаний: Мсжвуз.сб.науч.тр., Н.Новгород ННГУ: 1993. -С.90-107.

7. Аркадов ГЛ., Калинин АД., Матвеев В.П., Овчаров О.В.,...Усанов А.И. и др. Программно-технический комплекс системы виброшумовой диагностики РУ ВВЭР // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов. - 2002. • ВыпЗ. -С.35-44.

8. Аркздов Г.В., Павежо В.И., Усанов А.И. Виброшумовая диагностика ВВЭР. М.: Энергоатомиздат, 2004. - 344 с.

9. Махутов НА., Драгунов Ю.Г, Фролов К.В., Каплунов С.М,.. .Усанов А.И. и др. Динамика и прочность водо-водяных энергетических реакторов. М.: Наука, 2004.440 с.

Ю.Аникеев Ю.А, Аркадов Г.В., Никитенко МЛ., Овчаров О.В.,...Усанов А.И. и др. Разработка норм вибрации внутрикорпусных устройств реакторов ВВЭР-440 // Сборник докладов «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», 4-я международная научно-техническая конференция, Подольск, 23-23 мая 2005. - СЛ11-225.

11. Аркадов Г.В., Болотов П.А., Перов СЛ., Усанов А.И. Полномасштабная вибрационная конечно-элементная модель ВВЭР-440 и ее применение в системах виброшумовой диагностики ВВЭР // Сборник докладов «Безопасность АЭС и подготовка кадров», 9-я международная конференция, Обнинск, 24-28 октября 2005-С.45-57.

12. Аркадов Г.В., Трофимов А.И., Усанов А.И. Вибрационные исследования водо-водяных энергетических реакторов на этапах проектирования, ввода в действие, назначенного и продленного сроков эксплуатации //Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2007. - №4. - СЗ-14.

13'.

Компьютерная верстка А.И. Усанов

ЛР № 020713 от 27.04.1998

Подписано к печати 42.0S',0 0 Формат бумаги 60x84/16

Печать ризограф. Заказ № 25V" Бумага MB Тираж 100 экз Печ. л. 1,25 Цена договорим

Отдел множительной техники ИАТЭ 249035, г. Обнинск, Студгородок, 1

Введение. ^

Глава 1. Обзор виброшумовых исследований реакторов с водой под давлением.

1.1. Основные направления исследований вибрации внутриреакторного оборудования в потоке теплоносителя.

1.2. Первые натурные измерения параметров вибрации реакторов ВВЭР.

1.3. Опыт виброшумового контроля реакторов в ходе эксплуатации.

1.4. Стендовые виброисследования с применением масштабных моделей.

1.5. Расчетное моделирование вибросостояний реактора.:

1.6. Выводы по главе 1.

Глава 2. Вибрационные исследования на этапе проектирования.

2.1. Цели, задачи и методики исследований применительно к реактору ВВЭР-1000.

2.2. Виброхарактеристики исследованного оборудования.

2.3. Гидродинамическая нестабильность потока.

2.4. Колебания оборудования в потоке теплоносителя.

2.5. Пересчет результатов на натурную конструкцию.

2.6. Выводы по главе 2.

Глава 3. Измерения параметров вибрации ВКУ на этапе пусконаладочных испытаний.

3.1. Общие положения.

3.2. Экспериментальные результаты.

3.3. Разработка контрольных (допускаемых) значений параметров вибрации ВКУ.

3.4. Выводы по главе 3.

Глава 4. Эксплуатационный виброшумовой контроль ВКУиТВС.

4.1. Роль СВШК в задаче обеспечения назначенного и продленного сроков службы ВКУ.

4.2. Виброконтроль внутриреакторного оборудования

ВВЭР-1 ООО на этапе назначенного срока службы.

4.3. Виброконтроль оборудования ВВЭР-440 на этапах назначенного и продленного периода эксплуатации.

4.3.1. Сводка вибросостояний ВВЭР-440.

4.3.2. Работы при продлении назначенного срока службы.

4.3.3. Разработка контрольных (допускаемых) значений параметров вибрации реакторов В

4.4. Выводы по главе 4.

Выводы.

Проблема вибрации внутриреакторного оборудования в потоке теплоносителя имеет длительную и весьма драматичную историю.

При проектировании первого поколения водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) значение гидродинамических возмущающих сил недооценивалось и, соответственно, не было уделено достаточного внимания вопросам обоснования вибропрочности проектируемого оборудования.

Однако уже на этапе ввода в действие головного реактора ВВЭР-1 на Нововоронежской АЭС, а именно, при ревизии оборудования после его обкатки, было обнаружено, что из-за воздействия теплоносителя произошли повреждения сетчатых фильтров во входных коллекторах парогенераторов, а также швов приварки граненого пояса «корзины» реактора [1]. Таким образом, первые же месяцы работы реактора показали, что в проточной части установки действуют грозные (и на тот период неизученные) гидродинамические силы.

Последующее десятилетие эксплуатации установок ВВЭР, как и западных реакторов с водой под давлением, подтвердило серьезность проблемы, поскольку в эти годы произошел ряд внезапных повреждений оборудования от вибрации в потоке теплоносителя.

Именно с тех лет начала вырабатываться стратегия вибрационных исследований внутрикорпусных устройств и топливных сборок реакторов ВВЭР. По ряду причин (сложность проблемы, переоценка результатов первых успешных ремонтов поврежденного от вибрации оборудования, ведомственная разобщенность) выработка этой стратегии растянулась на многие десятилетия. Показательно, что и само отношение к проблеме колебаний оборудования в потоке теплоносителя было подвержено колебаниям.

Являясь участником вибрационных исследований реакторов ВВЭР на этапах их проектирования, ввода в действие и эксплуатации на этапах назначенного и продленного сроков службы, а также будучи, в определенной степени, участником выработки этой стратегии, автор в настоящей работе попытался обобщить приобретенный опыт с акцентированием внимания на взаимосвязи методов и результатов виброисследований на различных этапах жизненного цикла реакторных установок.

Автор считает своим долгом выразить глубокую благодарность доктору технических наук А.И.Трофимову, а также кандидатам технических наук Г.В.Аркадову и В.И.Павелко за ряд ценных замечаний, сделанных ими в процессе исследований и при обсуждении настоящей работы.

Актуальность работы определяется следующими основными обстоятельствами.

1 Эксплуатирующая организация российских АЭС совместно с обеспечивающими предприятиями реализует программу продления назначенного срока службы действующих энергоблоков АЭС, которая в последнее время рассматривается в рамках более широкой задачи управления сроком их службы.

Решение этих задач включает следующие направления деятельности:

- подтверждение и поддержание эксплуатационной надежности незаменяемых элементов реакторов со смягчением, при необходимости, условий их эксплуатации для возможности продления срока их службы на 15-25 лет;

- своевременная замена элементов, выработавших ресурс;

- поддержание работоспособности остальных элементов средствами системы технического обслуживания и ремонта, включая модернизацию и реконструкцию.

Применительно к внутрикорпусным устройствам (ВКУ) и топливным сборкам (TBC) энергетических реакторов ни одно из вышеуказанных мероприятий не может быть реализовано без детального знания особенностей гидроупругого взаимодействия внутриреакторного оборудования с потоком теплоносителя, фактического технического состояния оборудования и прогноза по его возможной деградации при дальнейшей эксплуатации энергоблоков. Это требует аккумулирования знаний по возможным вибросостояниям внутриреакторного оборудования, а также усиления- эксплуатационного контроля реакторов в конце назначенного срока службы и на этапе продленного периода эксплуатации.

2. С 2007 г. идет реализация программы увеличения выработки электроэнергии на действующих энергоблоках концерна «Энергоатом».

Одним из направлений программы является увеличение тепловой мощности энергоблоков с ВВЭР до 103-107% от проектной.

Поскольку при этом неизбежно произойдет изменение вибросостояний ВКУ и топливных сборок, методики натурного виброконтроля и расчетного I анализа должны выступить в качестве инструмента, определяющего условия и саму возможность такого повышения мощности.

3. В последние годы проводится непрерывная модернизация конструкций топливных сборок ВВЭР, одной из основных задач которой является повышение их виброустойчивости. Подтверждением эффективности проводимых модернизаций может быть может быть только эксплуатационный контроль вибрационных состояний новых конструкций топливных сборок на этапе опытной эксплуатации.

Цель диссертации заключается в определении параметров, характеризующих вибрационную нагруженность ВКУ и топливных сборок реакторов типа ВВЭР, а также допускаемых диапазонов изменения этих параметров для возможности управления сроком службы внутриреакторного оборудования.

Научная новизна полученных результатов состоит в том, что:

1. Вопросы определения и прогнозирования вибросостояний реакторов типа ВВЭР рассмотрены комплексно на всех этапах их жизненного цикла с наращиванием банка данных о вибросостояниях ВКУ и топливных сборок по итогам стендовых испытаний, пусконаладочных вибрационных измерений, эксплуатационного виброконтроля, а также расчетного анализа виброхарактеристик.

2. Обоснована возможность практического применения сигналов нейтронного потока в системах виброшумовой диагностики реакторов ВВЭР с определением точности оценивания спектральных характеристик данных сигналов.

3. По результатам проведенного комплекса работ выявлены низшие моды колебаний внутриреакторного оборудования ВВЭР, которые реализуются при износах опорных конструкций элементов реактора и составляют основу раннего выявления непроектных вибросостояний реактора.

4. Разработаны диагностические уставки, выход за которые означает наступление непроектного вибрационного состояния и необходимость корректирующих действий (ремонт, модернизация или замена элементов внутриреакторного оборудования).

Степень достоверности результатов исследований подтверждается:

1. Использованием методик многофакторного дисперсионного анализа и взаимного спектрального анализа результатов исследования.

2. Удовлетворительным соотношением расчетных и экспериментально определенных значений виброхарактеристик ВКУ.

Практическая ценность полученных автором результатов заключается в их использовании в практике управления сроком службы внутриреакторного оборудования ВВЭР, включая положительные результаты ремонтов и модернизаций реальных конструкций ВКУ ВВЭР, которые проводились на основании анализа их вибрационных состояний на энергоблоках ВВЭР-1000 в период пусконаладочных работ, а также на реакторах ВВЭР-440 при продлении срока их эксплуатации.

Личное участие автора:

1. Выполнение в качестве ответственного исполнителя стендовых вибрационных исследований крупномасштабной модели ВКУ реактора ВВЭР-1000 и полномасштабных имитаторов TBC ВВЭР-1000 на этапе их проектирования.

2. Руководство пусконаладочными вибрационными измерениями ВКУ и TBC на головных реакторах ВВЭР-1000 по проектам В-187, В-302, В-338, а также приемка результатов таких измерений на серийных ВВЭР-1000 по проекту В-320.

3. Участие в сопровождении эксплуатации систем виброшумовой диагностики на энергоблоках с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

4. Дополнительный анализ параметров вибрации ВКУ ВВЭР-1000 (в первую очередь — вибрационных характеристик внутриреакторного оборудования) для решения задач управления сроком его службы.

Положения, выносимые на защиту:

1. Результаты интерпретации вибрационных сигналов при стендовых исследованиях, в системах пусконаладочных измерений и системах эксплуатационного виброконтроля с установлением взаимосвязи «спектральные особенности вибрационных сигналов - техническое состояние внутриреакторного оборудования».

2. Обоснование состава средств виброконтроля на этапах пусконаладочных работ и промышленной эксплуатации внутриреакторного оборудования ВВЭР.

3. Математическая вибрационная модель ВВЭР-440, обеспечивающая проведение вариантных расчетов виброхарактеристик ВКУ.

4. Контрольные (допускаемые) значения параметров вибрации для реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 (проект В-230).

5. Методика раннего выявления непроектных состояний внутриреакторного оборудования ВВЭР для применения в задачах управления сроком его службы.

Апробация работы. Основные результаты проведенных исследований представлены на ряде семинаров и конференций: международный семинар «Теплофизические аспекты безопасности АЭС» (Обнинск, 1990 г.); отраслевой семинар министерства РФ по атомной энергии «Современные методы и средства диагностики ЯЭУ» (Обнинск, 2001 г.); 2-я, 3-я и 4-я международные научно-технические конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, 2001, 2003, 2005 гг.); 4-й, 5-й и 6-й международный семинар «Моделирование и экспериментальная поддержка эксплуатации топлива реакторов ВВЭР» (Болгария, Албена, 2001, 2003 и 2005 гг.); 9-я международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров» (Обнинск, 2005 г.); 2-я, 5-я и 6-я международные научно-технические конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (Москва, 2000, 2006 и 2008 гг.).

В первой главе проведен обзор вибрационных исследований реакторов с водой под давлением, начиная с первых виброисследований реакторов типа ВВЭР.

Показана необходимость анализа вибраций внутриреакторного оборудования на всех этапах его жизненного цикла с целью выбора оптимальных технических решений в новых проектах, их проверки в натурных условиях и эксплуатационного виброконтроля для раннего выявления аномальных состояний, а также проверки эффективности мероприятий по модернизации и реконструкции на этапе его эксплуатации.

Во второй главе представлены методики и основные результаты стендовых вибрационных исследований крупномасштабных моделей и фрагментов натурного оборудования ВВЭР-1000.

Определены источники и характер колебаний внутриреакторного оборудования ВВЭР при широкополосном гидродинамическом нагружении. Идентифицированы все сколь-нибудь значимые частотные составляющие колебаний внутрикорпусной шахты, являющейся основным несущим элементом активной зоны.

Показана необходимость уточнения виброхарактеристик оборудования в натурных условиях с привлечением аппарата взаимного спектрального анализа стохастических процессов.

В третьей главе изложены методика и основные результаты пусконаладочных вибрационных измерений ВКУ и TBC головных реакторов серии ВВЭР-1000.

Уточнены параметры, характеризующие вибрационную нагруженность внутрикорпусных устройств и топливных сборок данных реакторов. Выявлен и устранен ряд непроектных условий нагружения и сборки ВКУ реакторов, что подтверждает возможности СПНИ как средства раннего диагностирования внутриреакторного оборудования. Разработаны контрольные (допускаемые) значения параметров вибрации внутриреакторного оборудования и проведена их апробация на последующих вводимых в действие реакторах серии ВВЭР-1000. По результатам взаимного спектрального анализа результатов пусконаладочных измерений подтверждены и уточнены некоторые частоты собственных колебаний внутриреакторного оборудования.

В четвертой главе представлены основные результаты эксплуатационного виброшумового контроля реакторов ВВЭР-1000 на этапе назначенного срока эксплуатации и реакторов ВВЭР-440 на этапе продления срока эксплуатации.

Дана сводка вибросостояний внутриреакторного оборудования реакторов ВВЭР-440 по проектам В-179 , В-230, В-213 для использования в задачах виброконтроля на этапе продленного срока эксплуатации, а также в задачах управления вибронагруженностью при предстоящем увеличении тепловой мощности энергоблоков.

Разработаны и апробированы контрольные (допускаемые) значения параметров вибрации внутриреакторного оборудования ВВЭР-440 (проект В-230), а также методика раннего выявления непроектных состояний с использованием этих контрольных значений.

С учетом результатов работ на предыдущих этапах жизненного цикла реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 сформированы итоговые перечни виброхарактеристик ВКУ и TBC, включая частоты собственных колебаний шахты по низшим балочным и маятниковым формам.

выводы

1. По результатам комплексного исследования вибросостояний внутрикорпусных устройств и топливных сборок реакторов типа ВВЭР на этапах проектирования, ввода в действие, промышленной эксплуатации определены параметры, характеризующие их вибрационную нагруженность.

Идентифицированы все сколь-нибудь значимые частотные составляющие колебаний внутрикорпусной шахты, являющейся основным несущим элементом активной зоны, и топливных сборок реактора.

2. Разработаны и апробированы контрольные (допускаемые) значения параметров вибрации ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 (проект В-230) для их использования в системах эксплуатационного виброконтроля.

3. Разработана и апробирована методика раннего выявления непроектных вибросостояний внутриреакторного оборудования ВВЭР для применения в задаче управления сроком его службы.

4. Результаты проведенных исследований использованы для снижения вибронагруженности реакторов ВВЭР-1000 энергоблоков 1 Калининской АЭС, Хмельницкой АЭС и энергоблока 2 Южно-Украинской АЭС на этапе пусконаладочных работ, реактора блока 2 Кольской АЭС при продлении назначенного срока службы.

5. Дана сводка параметров, определяющих вибронагруженность реакторов серии ВВЭР-1000, а также сводка вибросостояний внутриреакторного оборудования реакторов ВВЭР-440 по проектам В-179, В-230, В-213 для использования в задачах виброконтроля на этапе продленного срока эксплуатации.

6. По результатам стендовых исследований, пусконаладочных вибрационных испытаний и эксплуатационного виброконтроля с применением расчетного анализа выявлены низшие моды собственных колебаний внутрикорпусной шахты ВВЭР-1000, которые составляют основу раннего выявления непроектных вибросостояний реактора.

7. На примере работ по энергоблоку 2 Кольской АЭС показаны возможности систем виброшумовой диагностики по оценке технического состояния элементов реактора, проверке эффективности мероприятий по ремонту и модернизации оборудования, а также по снижению вибронагруженности внутриреакторного оборудования.

8. Разработана и апробирована математическая полномасштабная вибрационная модель ВВЭР-440 (проект В-230), обеспечивающая проведение вариантных расчетов виброхарактеристик при различных условий закрепления внутриреакторного оборудования, включая наиболее вероятные непроектные.

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

2. Sweeny F.S., Fry D.N. Thermal Shield Support Degradation in Pressurized Water Reactors // Flow Induced Vibration.1986. PVP-vol.104. P.243-257.

3. Абрамов В.В. и др. Динамические напряжения в элементах конструкций, работающих в потоке жидкости // Экспериментальные исследования и расчет напряжений в конструкциях. М.: Наука, 1975. С. 149160.

4. Овчинников Ф.Я. и др. Эксплуатация реакторных установок Нововоронежской АЭС. М.: Атомиздат, 1972. — 243 с.

5. Федоров Ю.Г., Синявский В.Ф. Основные вопросы обоснования вибропрочности ВКУ парогенераторов и реакторов АЭС // Динамические характеристики и колебания элементов энергетического оборудования. М.: Наука, 1980. — С.53-71.

6. Finn J. Design Improvements and Operating Experience of Westinghouse Internal Reactor Structure // Intern. Fachmesse Kerntechn. Ind., 1972. P.l 12-124.

7. Jeenpeezze F., Livolant M. Experimental and Theoretical Methods for Assessment of Flow Induced Vibration of Nuclear Reactor Internals Structure. SNiRT-3, 1975. -P.118-131.

8. Денисов В.П. и др. Ввод в эксплуатацию реакторных установок ВВЭР на АЭС завершающий этап разработки проектов. М.: ИздАТ, 2006. — 496 с.

9. Дайчик M.JL, Пригоровский Н.И., Хуршудов Г.Х. Методы и средства натурной тензометрии. М.: Машиностроение, 1989. — 240 с.

10. Дайчик M.JL, Махутов Н.А., Михалев Ю.К. и др. Исследование вибрационных напряжений в элементах ВКУ и пульсаций давления в корпусе реактора ВВЭР-440 на АЭС // Исследование напряжений в конструкциях. М.: Наука, 1980.-С.З 5-49.

11. Федоров В.Г. и др. Исследование колебаний кассет АРК // Динамические деформации в элементах энергетического оборудования. М.: Наука, 1987.-С. 14-26.

12. Bauernfield V. Vibration and Pressure Signals as Sources of Information for an on-line Monitoring Systems in PWR Power Plants. — Nucl.Eng. and Des., 1977, v.40, No.2. -P.140-151.

13. Stolden H., Welding H.-J. Vibration Monitoring of Kraftwerk Union Pressurized Water Reactor Review, Present Status and Future Development. -Nucl.Technology, 1988, v.80. -P.28-41.

14. Sunder R., etc. Experience and Results with Comos an one-line Vibration Analysis and Monitoring system. SMORN-VI, 1991. -P.235-243.

15. Hrosso P., Maudiy J., Korek J. Technical Diagnostics of VI and V2 NPP at Bohunice. A symposium on nuclear reactor surveillance and diagnostics., June 1923, 1995, Avignon, France, SMORN-7. P. 561-571.

16. Geilhausen R., Reznik V., Titov S., Wehling H.-J. PC-based vibration monitoring in KOLA nuclear power plant system and commissioning results. In: Proceedings of 24th informal meeting on reactor noise. June 23-25, 1993, - P.43-53.

17. Kunze U., Bechold В. New generation of monitoring systems with on-line diagnostics. Progress in Nuclear Energy, 1995, v.29, No.3/4. -P.103-112.

18. Schumann P., Liewers P., Schmitt W., Weiss F.-P. Detection of core barrel motion at WWER-440 type reactors (SMORN 5). Progress in Nuclear Energy, 1988, v.21, - P.89 - 93.

19. Schumann P. Zur abschatzung des einflusses ' von relativen regelekementbewgungen bei anomalen rectorkorbbew egungen. Kernenergie, 1990, Bd.33, - P.223-227.

20. Kunze U., Meyer K. In-core reactor noise measurements at PWRs of WWER type and their interpretation. Progress in Nuclear Energy, 1985, v. 15, p.351 -358.

21. Bernard P., Brillon A., Carre J.C. Neutron noise measurements of PWR" s. -Progress in Nuclear Energy, 1977, v.l, SMORN 2. P.333-339.

22. Bernard P., Cloue J., Messainguiral C. PWR core monitoring by in-core noise analysis. Progress in Nuclear Energy, 1982, v.9, SMORN 3. - P.541 - 546.

23. Bernard P., Messainguiral C., Carre J.C. Quantitative monitoring and diagnosis of French PWR's internal structures vibrations by ex-core neutron noise and accelerometers analysis. - Progress in Nuclear Energy, 1982, v.9, SMORN 3. -P.465 - 468.

24. Trenty A. Operational feedback on internal structure vibration in 54 French PWRs during 300 fuel cycles. Progress in Nuclear Energy, 1995, v.29, No.3/4. -P.347-356.

25. Bernard P. Monitoring, Diagnostic tools and Organisation for Machines at EDF. Operational Monitoring of Primary Circuit Components. Regional Workshop IAEA, 28-31 января 2003, г. Удомля. P. 12-19.

26. Barbosa E., Perota J., Silva J. Angra 1 Fuel assembly flow induced vibration monitoring and inspection. Progress in Nuclear Energy, 2003, v.43, SMORN-8.-P.235-242.

27. Por G, L. P. Kantor, L. Sokolov: Experiences with a Reactor Noise Diagnostics system for WER-1000 MWe Type Russian Reactors. SMORN VII Avignon (France) Vol.1. 19-23 June, 1995.-P.92-104.

28. Por G. Monitoring and Diagnosis Systems to Improve NPP Realiability and Safety Monitoring and Diagnosis Systems to Improve Nuclear Power Plant Reliability and Safety. Proceedings of the specialists' meeting IAEA, 14-17 may 1996 Gloucester, UK. P.33-39.

29. Аркадов Г.В., Павелко В.И., Усанов А.И. Виброшумовая диагностика ВВЭР. М.: Энергоатомиздат, 2004. 344 с.

30. Miroslav Jakes. Monitoring and Diagnostic system of NPP TEMELÎN Operational Monitoring of Primary Circuit Components. Regional Workshop IAEA, 28-31 января 2003, г. Удомля. -P.20-28.

31. Kozlosky T., Lowenfeld S., Bauman D. Advanced Plant Information Systems Using Intelligent Monitoring and Diagnostics and the ALLY. Plant Monitoring and Diagnostics System, SMIRT Conference Post Conference Siminar, 1993, Konstanz, Germany. P.47-54.

32. Аркадов Г.В., Калинин A.H., Матвеев В.П., Овчаров О.В., .Усанов А.И. и др. Программно-технический комплекс системы виброшумовой диагностики РУ ВВЭР // Вопросы атомной науки и техники. Серия Физ.ядер.реакторов. 2002. Вып.З. С.35-44.

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

34. Dudourg М., etc. Model Experimentation and Analysis of Flow-Induced Vibration of PWRInternals. -Nucl.Eng. and Des., 1974, v.27, No3. P.34-52.

35. Assedo R., Gastello G., etc. Vibration Study on a Three-loop PWR Internals Model. SmiRT-V, 1979, F2/1. - P. 112-119.

36. Keane J.A. A Feasibility Study of Model Testing to Establish the Vibrational Integrity of Reactor Core Components. — Trans.Amer.Nucl.Soc., 1961, v.4, No 1.-P.23 8-245.

37. Лихнов П.П. Динамика системы цилиндр-оболочка. М.: Машиностроение, 1988. — 153 с.

38. De Santo D.F. Added Mass and Hydrodynamic Damping of Perforated Plates Vibrating in Water. Journal of Pressure Vessel Technology, 1981, vol. 103/175. — P.239-244.

39. Zevin L., Milan D. Couple Breathing Vibrations of the Thin Cylindrical Coaxial Shells in Fluid. Int.Symp. on Vidration Problems in Industry, Keswick, 1973. — P.33-39.

40. Chung Н, etc. Analysis of a Cylindrical Shell Vibrating in a Cylindrical Fluid Region.-Nucl.Eng. and Des. 1981, v.61, Nol. -P. 116-124.

41. Bert C.W. Material Damping: An Introductory Review of Mathematical Models, Measures and Experimental Techniques. — Journal of Sound and Vibration, 1973, v.29, No5. P.77-85.

42. Хайретдинов В.У. Разработка методики контроля вибродинамической нагруженности внутриреакторного оборудования ВВЭР-1000. Автореферат диссертации на соискание ученой степени канд.тех.наук, 2007. — 24 с.

43. Au-Yang М.К., Galford J.E. Fluid-Structure Interaction A Survey with Emphasis on its Application to Nuclear Steam System Design. - Nucl.Eng.and Des., 1982, v.70, No3. - P.48-66.

44. Смирнов JI.B., Николаев Н.Я., Усанов А.И., Яскеляин А.В. Исследование гидродинамических процессов в первом контуре ВВЭР-1000 // Тезисы докладов международного семинара «Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР», Обнинск, 1990. С.100-101.

45. Смирнов JI.B., Овчинников В.Ф., Яскеляин А.В., Усанов А.И. Динамические свойства системы циркуляции теплоносителя первого контура ЯЭУ // Вопросы атомной науки и техники. Физика ядерных реакторов, 1991, вып.З. С.25-31.

46. Kinelev V., Perov S., Sulimov V. Theoretical Modeling of Fuel Assembly Vibrations for WER-type Reactors// Specialists' Meeting on In-Core Instrumentation and Reactor Core Assessment (INCORE-96): Proceedings, 14-23 October, 1996, Mito (Japan).- P.41-49.

47. Кинелев В.Г., Перов C.JI. Вибрационные модели для диагностики оборудования первого контура реакторов ВВЭР// Тезисы докладов 15 Международной конференции «Неразрушающий контроль и диагностика», 1999, Москва.- С.56-57.

48. Perov S., Е. Altsdat, Werner М. Vibration analysis of the pressure vessel internals of WWER-1000 type reactors with consideration of fluid-structure interaction// Annals of Nuclear Energy. 27 (2000), P. 1441-1457

49. Махутов H.A., Фролов K.B., Стекольников B.B., Дайчик M.JI., .Усанов А.И. и др. Экспериментальные исследования деформаций и напряжений в ВВЭР. М.: Наука, 1990. 296 с.

50. Усанов А.И., Афров A.M. Дранченко Б.Н. Вопросы вибродиагностики реакторов ВВЭР // Прикладные проблемы теории колебаний. Н.Новгород: 1993. С.90-107.

51. Махутов Н.А., Гусаров А.А., Вальес Н.Г., Усанов А.И. Вибропрочность оборудования АЭС // Проблемы машиностроения и автоматизации. 1988. - т. 22. -С.68-80.

52. Добрынин С.А., Фельдман М.С., Фирсов Г.И. Методы автоматизированного исследования вибрации машин. М.: Машиностроение, 1987.-213 с.

53. Dranchenko B.N., Usanov A.I. Investigation of Hydroelastic Vibration of WWER-1000 Reactor Internals on Model and Under Field Conditions // Engineering AERO-Hydroelasticity. International Conference IAEA, Prague, 1989.-P.317-322.

54. Махутов H.A., Дайчик M.JI., Маслов C.B., Михалев Ю.К., .Усанов А.И. и др. Методы и результаты исследований напряженного состоянияреакторной установки ВВЭР-1000 при эксплуатации. М.: Международный центр научной и технической информации, 1992. 116 с.

55. Махутов Н.А., Драгунов Ю.Г., Фролов К.В., Каплунов С.М., .Усанов А.И. и др. Динамика и прочность водо-водяных энергетических реакторов. М.: Наука, 2004. 440 с.

56. Дранченко Б.Н., Усанов А.И. Хайретдинов В.У. Обоснование эксплуатационной вибронадежности ВВЭР-1000 по результатам пусконаладочных измерений // Энергетика. 1991, №2(6). — С. 104-119.

57. Гущик И.А., Дранченко Б.Н., Усанов А.И. Датчик пульсаций давления. Патент РФ: №1296870, 1987.

58. Kuzelka V. Dynamic Response of PWR Core Barrel Under Opération Two of Four Circulation Loops // Engineering AERO-Hydroelasticity. International Conférence IAEA, Prague, 1989. -P.289-297.

59. Вереземский Ю.Г., Каплунов C.M. Динамические экспериментальные исследования на крупномасштабной модели первого контура АЭС // Динамические характеристики и колебания элементов энергетического оборудования. М.: Наука, 1980. С.103-115.

60. Чарный И.А. Неустановившееся движение реальной жидкости в трубах. М.: Недра, 1975.-238 с.

61. Логвинов С.А. и др. Исследование пульсаций давления теплоносителя в проточной части реакторов'типа ВВЭР-440 // Динамические напряжения и деформации в элементах энергетического оборудования. М.: Наука, 1977. -С.28-32.

62. Пустыльник Е.И. Статистические методы анализа и обработки наблюдений. М.: Наука, 1968. 326 с.

63. Аркадов Г.В., Трофимов А.И., Усанов А.И. Вибрационные исследования водо-водяных энергетических реакторов на этапах проектирования, ввода в действие, назначенного и продленного сроков эксплуатации // Ядерная энергетика, 2007, №4. С.3-14.

64. Thie J.A. Theoretical considerations and their application to experimental data in the determination of reactor internals' motion from stochastic signals. -Annals of Nuclear Energy, 1975, v.2. P.253-259.

65. Robinson J.C., Sharokhi F. Determination of core barrel motion from the neutron noise spectral density data-scale factor. Trans. Am. Nucl. Sos., 1976, v.23. - P.458 - 462.

66. Dragt J.B., Turkan E. Borssele PWR noise measurements, analysis and interpretation. Progress in Nuclear Energy, 1977, v.l. - P.293 - 296.

67. Thie J.A. Core motion monitoring. Nuclear Technology, 1979, v.45, No.l. -P.5- 18.

68. Thompson J.P., Me Coy G.R., Lubin C.T. Experimental value of percent variation in root-mean-square ex-core detector signal to the core barrel amplitude scale factor. Nuclear Technology, 1980, v.48. -P. 122-127.

69. Wehling H.-J., Kingler K., Stolben H: Vibration monitoring of KWU pressurized-water reactor review, present status and-further development; - Nuclear Technology, 1988, v.80. - P. 87 - 91.

70. Аркадов Г.В., Павелко В.И., Титов С.И: Нейтронно-шумовая вибродиагностика шахты активной зоны ВВЭР-440 // Атомная» энергия- 2001, т.91, вып.4. — С.46-58.

71. Гуцев Д.Ф., Павелко В.И. Шумовые методы диагностики ВВЭР // Атомная энергия, 1997, т.82, №4. С.36-47.

72. Аркадов Г.В., Павелко В.И., Усанов А.И. и др. Измерение расхода теплоносителя через топливный канал ВВЭР-440 по флуктуациям сигналов датчиков прямого заряда // Атомная энергия.-2001.-т.91.-вып.З. С.34-45.

73. Овчаров О.В., Павелко В.И., Усанов А.И. Способ измерения скорости теплоносителя через тепловыделяющую сборку реакторной установки типа ВВЭР-440. Патент РФ: № 2001122069, 2001.