close

Вход

Забыли?

вход по аккаунту

?

Методология контроля остаточного ресурса оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР с использованием автоматизированной системы

код для вставкиСкачать
ФИО соискателя: Богачёв Анатолий Викторович Шифр научной специальности: 05.14.03 - ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации Шифр диссертационного совета: Д 418.001.01 Название организации: Опытно
 На правах рукописи
БОГАЧЁВ АНАТОЛИЙ ВИКТОРОВИЧ
МЕТОДОЛОГИЯ КОНТРОЛЯ ОСТАТОЧНОГО РЕСУРСА ОБОРУДОВАНИЯ И ТРУБОПРОВОДОВ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК ВВЭР С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ АВТОМАТИЗИРОВАННОЙ СИСТЕМЫ Специальность 05.14.03 - Ядерные энергетические установки,
включая проектирование, эксплуатацию
и вывод из эксплуатации
Автореферат диссертации на соискание ученой степени
доктора технических наук
Автор:
Подольск-2012
Работа выполнена в Открытом акционерном обществе "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" (ОАО ОКБ "ГИДРОПРЕСС")
Официальные оппоненты: член-корр. РАН, доктор технических наук, профессор Махутов Николай Андреевич
доктор технических наук, профессор
Маркочев Виктор Михайлович
доктор технических наук
Сааков Эдуард Саакович Ведущая организация: ОАО НПО "ЦНИИТМАШ"
Защита диссертации состоится "09 " 10 2012 г.
в 11 час. 00 мин. на заседании диссертационного совета Д.418.001.01 при ОАО "Опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" по адресу: 142103, Московская обл., ул. Орджоникидзе, 21.
C диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ОАО ОКБ "ГИДРОПРЕСС"
Автореферат разослан "_____" ____________2012 г.
Ученый секретарь диссертационного совета Д.418.001.01 кандидат технических наук, Чуркин А. Н. Общая характеристика работы
Актуальность работы: В настоящий момент в отечественных и зарубежных нормативных документах особое внимание уделяется вопросам старения металла и управления ресурсными характеристиками оборудования и трубопроводов, решить которые невозможно без знания количественных характеристик накопленного повреждения металла по различным механизмам и прогноза исчерпания ресурса на дальнейшую эксплуатацию. При решении задач обоснования прочности оборудования на этапе эксплуатации необходимо учесть реальные нагрузки на оборудование от всех возможных нагружающих факторов, а также наличие начальной дефектности, максимально используя при этом имеющийся объем информации в проектных теплогидравлических и прочностных расчетах. В процессе эксплуатации реакторной установки (РУ) реальное нагружение существенно отличается от предполагаемого нагружения, принятого при проведении проектных расчетов на прочность. Это подтверждено различными измерениями на энергоблоках АЭС. Поэтому вопрос непрерывного контроля величины накопления повреждения металлом оборудования и трубопроводов РУ по реальному нагружению и реальному состоянию металла с оценкой остаточного ресурса в процессе эксплуатации АЭС становится основным элементом управления ресурсными характеристиками, является актуальным и требует дальнейшего развития.
Цель работы. В результате анализа предыдущих разработок была поставлена цель с использованием диагностического мониторинга параметров эксплуатации оборудования РУ, расчетным путем, проводить оценки остаточного ресурса оборудования РУ. Все решения должны быть увязаны в единую систему автоматизированного контроля остаточного ресурса (САКОР), которую представляется возможным поставлять на АЭС и которая может вести постоянный контроль остаточного ресурса без привлечения сложных расчетных схем, используемых при проектировании РУ. Для возможности создания такой системы необходимо создать методику расчета напряженного состояния оборудования и трубопроводов РУ по нагружающим факторам, а также определения нагружающих факторов по показаниям датчиков, установленных на энергоблоке. САКОР должна осуществлять автоматизированный контроль состояния металла оборудования и трубопроводов АЭС по его реальному нагружению и данным эксплуатационного контроля.
Научная новизна диссертационной работы состоит в разработке методологии расчетно-экспериментального подхода к диагностированию остаточного ресурса оборудования, которая включает в себя ряд этапов.
1 Предложены методы выбора контрольных точек и сечений для конкретной РУ, в которых должны определяться напряжения в процессе эксплуатации и оцениваться остаточный ресурс по различным механизмам повреждения.
2 Выведена общая формула зависимости напряжений от нагружающих факторов, вызванных давлениями первого и второго контуров, температурной компенсации трубопроводов в условиях стеснения реальными перемещениями оборудования и наличия стратификации теплоносителя, термопульсациями и термоударами от впрыска холодного теплоносителя во всех эксплуатационных режимах с использованием интегрального метода Дюамеля.
3 Разработана методика расчета нагружающих факторов по показаниям штатных датчиков. Методика позволяет рассчитывать реальные перемещения оборудования РУ, среднюю температуру по сечению трубопроводов, температурный момент от стратификации теплоносителя, температуру внутренней поверхности трубопровода по наружной температуре путем решения обратной задачи и использовать датчики косвенного влияния для определения температур внутренней поверхности оборудования в зоне узла.
4 Разработаны различные методы определения коэффициентов в зависимостях напряжений от нагружающих факторов, связанных с использованием проектных поверочных расчетов на прочность, и получения недостающих данных с проведением дополнительных расчетов от единичных воздействий нагружающих факторов.
5 Предложены алгоритмы оценки остаточного ресурса по различным механизмам повреждения с использованием нормативных методов.
Практическая ценность работы состоит в следующем:
Разработанная методология непрерывной оценки накопленного повреждения и остаточного ресурса позволяет решить важную научную и народно-хозяйственную проблему прогнозирования времени возможного исчерпания ресурса по критериям прочности оборудования и позволяет управлять ресурсными характеристиками оборудования РУ для своевременного принятия решения о реализации компенсирующих мероприятий, проведения неразрушающего контроля (НК), ремонта или замены оборудования.
Данная методология доведена до конечного продукта применительно к РУ ВВЭР (системы САКОР), который поставляется на вновь строящиеся и действующие АЭС, повышая их безопасность, обеспечивает расчетным обоснованием обоснование остаточного ресурса оборудования РУ. Внесение в проект РУ САКОР повышает его конкурентоспособность, как в полной мере соответствующего действующей международной нормативной документации и требованиям МАГАТЭ в части управления ресурсными характеристиками. Внедрение разработанной САКОР для РУ ВВЭР позволяет автоматизировано проводить оперативное прогнозирование выработки ресурса оборудования и трубопроводов по различным механизмам повреждения в процессе эксплуатации РУ и на его основе готовить материалы для обоснования безопасной эксплуатации оборудования РУ:
* при переходе на режимы суточного маневрирования мощностью (автоматический учет накопленного усталостного повреждения в режимах изменения мощности);
* при переходе на эксплуатации АЭС с увеличенным межремонтным периодом;
* для контроля напряженного состояния в процессе эксплуатации в зонах выявленных повреждений в том числе, кармана коллектора парогенератора (ПГ);
* при продлении срока службы РУ;
* при превышении проектного количества режимов, установленного в технологическом регламенте; * при обосновании остаточного ресурса оборудования РУ в случае протекания единичного по проекту и непроектного режима (например, режим, связанный с непосадкой предохранительного клапана БРУ-А); * для оптимизации эксплуатационных режимов и выявления неблагоприятных нагружающих факторов.
Основные положения, выносимые на защиту:
- методология контроля остаточного ресурса оборудования РУ ВВЭР;
- способы выбора контрольных точек для РУ конкретного энергоблока и механизмов накопления повреждения в этих контрольных точках;
- методика расчета нагружающих факторов на оборудование по показаниям штатных датчиков;
- методика определения напряженного состояния по нагружающим факторам;
- методы определения коэффициентов в зависимостях напряжений от нагружающих факторов; - верификация функциональных зависимостей напряжений от нагружающих факторов эксплуатации на основе проектных расчетов на прочность;
- выбор алгоритмов сбора информации по показаниям штатных датчиков, задействованных САКОР, ее хранения и обработки в процессе эксплуатации АЭС. - выбор алгоритмов оценки накопленного усталостного повреждения и остаточного ресурса.
Достоверность и обоснованность результатов исследований обуславливается использованием математически точных формул для определения напряжений с использованием интеграла Дюамеля. Выведена общая формула зависимости напряжений от нагружающих факторов. Данная формула не является эмпирической, а выведена из общих уравнений теплопроводности и термоупругости. При этом показано, какие допущения сделаны при линеаризации задач, и какие частные задачи необходимо решить для получения каждого из коэффициентов в функциональных зависимостях напряжений от нагружающих факторов и при расчете нагружающих факторов. Расчет интегральных температур и температурных моментов на трубопроводах для учета нестационарных процессов прогрева трубы выполняется по формуле с использованием интегрального соотношения Дюамеля, которая получена в процессе вывода формулы для напряжений. Для верификации методики расчета перемещения корпуса ПГ по показаниям датчиков перемещения на гидроамортизаторах ПГ были проведены расчеты по реальным показаниям датчиков 3-го энергоблока Калининской АЭС и выполнено сравнение с результатами расчетов c использованием программы Mathcad. Решение обратной задачи для поверхностных термометров сопротивления верифицировано по данным измерений на АЭС "Тяньвань" путем сравнения температуры внутренней поверхности соединительного трубопровода, полученной решением обратной задачи по показаниям поверхностных термопар системы пуско-наладочных измерений (СПНИ), и показаний штатных погружных термометров сопротивления в режимах с пульсациями температуры теплоносителя. Балочные модели, используемые для получения коэффициентов в зависимостях напряжений от нагружающих факторов в виде интегральных температур и температурных моментов, а также непроектных перемещений верифицированы на основе балочных моделей, по которым проводилось обоснование прочности РУ. Для ряда узлов трубопроводов, таких как тройники и гибы, выполнено сравнение результатов расчетов напряжений с результатами, полученными на поляризационно-оптических моделях.
Погрешности от принятых допущений (зависимость модуля упругости от температуры, аппроксимация зависимостей напряжений от нагружающих факторов, проведение расчета напряжений в упругой постановке, постоянный коэффициент теплоотдачи в процессе протекания режима) оценены с использованием результатов проектных прочностных расчетов для каждой контрольной точки. Для оценки остаточного ресурса используются подходы, принятые в нормативной документации, а программное обеспечение проверено на тестовых примерах с использованием программы Mathcad.
Программное обеспечение САКОР аттестовано в научно-техническом центре по ядерной и радиационной безопасности (НТЦ ЯРБ) "Ростехнадзора" России (паспорт на программное средство № 161).
Апробация работы. Диссертационная работа была рассмотрена научно-техническим советом ОКБ "Гидропресс", материалы диссертации обсуждались на совещаниях с представителями ОКБМ им. Африкантова, НТЦ ЯРБ, ИЦП МАЭ, НИЦ "Курчатовский институт", ЗАО "Атомстройэкспорт", ПКФ концерна "Росэнергоатом", Ростовской АЭС, Калининской АЭС, Новоронежской АЭС и ЗАО "Диапром". Материалы доложены на международных конференциях в Китае, Украине, Финляндии. Автором лично разработана методика, содержащая аналитический вывод из уравнений теплопроводности и термоупругости функциональных зависимостей напряжений от нагружающих факторов, а также предложены:
- методы расчета интегральных температур и температурных моментов при стратификации теплоносителя; - методы расчета реального перемещения корпусов ПГ по показаниям датчиков перемещения на гидроамортизаторах;
- алгоритмы решения обратной задачи для поверхностных термометров сопротивления и верификация методов решения обратной задачи; - метод расчета коэффициентов в функциональной зависимости напряжений от нагружающих факторов, основанный на использовании проектных прочностных расчетов; - метод сбора информации по показаниям датчиков на АЭС и организации проведения расчетов накопленного усталостного повреждения; - метод диагностирования напряженного состояния кармана коллектора ПГ по показаниям датчиков, установленных на оборудовании РУ; - математический метод сравнения результатов экспериментального исследования и расчетов напряженного состояния, выполненных методом конечного элемента патрубковых соединений.
Автором с использованием данных САКОР выполнены анализы: - протекания режимов, связанных с непосадкой предохранительных клапанов на оборудовании РУ и эксплуатационных случаев, в которых применение САКОР является наиболее актуальным;
- стратификации теплоносителя для различных трубопроводов, реальных перемещений корпусов ПГ и напряжений в зоне кармана коллектора первого контура;
- достаточности объемов и методов расчетного определения ресурса для задачи управления ресурсными характеристиками оборудования РУ.
Реализация и внедрение результатов исследований
Результаты исследований доведены до конечного продукта - системы внедренной на ряде энергоблоков АЭС с ВВЭР и готовой к внедрению на РУ проектов нового поколения.
САКОР-М введена в эксплуатацию на 1 энергоблоке Ростовской АЭС с ноября 2001 года, установлена на персональном компьютере автоматизированного рабочего места системы (ПК АРМ) САКОР-М. Программное обеспечение САКОР-М разработано под операционной системой Windows. С ноября 2004 года начата эксплуатация САКОР-М в составе системы контроля, управления и диагностики (СКУД) на 3-ем энергоблоке Калининской АЭС. Программное обеспечение САКОР-М применительно к 3-ему энергоблоку Калининской АЭС разработано под операционной системой Linux. С ноября 2005 года начата эксплуатация САКОР-428 в составе СКУД на реальной базе данных, получаемой со штатных датчиков 1-го энергоблока АЭС "Тяньвань". Программное обеспечение САКОР-428 разработано под операционной системой Unix (Solaris-8). В 2009 году САКОР-М введена в промышленную эксплуатацию на 2-ом энергоблоке Хмельницкой АЭС и 4-ом энергоблоке Ровенской АЭС. В 2011 году внедрена САКОР-446 на 1 энергоблоке АЭС "Бушер" и выполнена поставка САКОР-412 на 1, 2 энергоблоках АЭС "Куданкулам". При этом ПО САКОР-412 реализовано в виде прикладной задачи системы верхнего блочного уровня (СВБУ), работающей в автоматическом режиме. Данные системы можно отнести к системам первого поколения, аналогичным САКОР-М. В САКОР-М использовались упрощенные консервативные подходы определения температур в зонах патрубков подачи теплоносителя в оборудование РУ, не рассчитывались и не учитывались при расчете напряжений нагружающие факторы от реальных перемещений корпусов ПГ и стратификации на трубопроводах, что было связано с нехваткой объема штатного термосилового контроля. Остаточный ресурс контролировался в наиболее нагруженных (контрольных) точках, выбранных в соответствии с проектными поверочными расчетами на прочность и только по критерию накопления усталостного повреждения.
В 2009 году разработана и внедрена на 2-ом энергоблоке Ростовской АЭС система нового поколения САКОР-320 для РУ В-320, в которой учтены недостатки САКОР-М. В 2010 году САКОР-213 установлена на 1, 2 энергоблоке Ровенской АЭС применительно к проекту В-213 ВВЭР-440, которая тоже относится к системам второго поколения. В этой системе предусмотрен дополнительный термоконтроль стратификации на соединительном трубопроводе поверхностными термопарами и использованы показания датчиков относительных перемещений системы СВРШД, которые установлены на ПГ.
Разработан технический проект САКОР-392М и САКОР-491 применительно к АЭС-2006 в двух конфигурациях, которые также являются системами нового поколения и предусмотрен дополнительный объем штатного термосилового контроля на этапе разработки технического проекта РУ.
В 2011 году внедрена на 4-ом энергоблоке Калининской АЭС САКОР-320, аналогичная внедренной на 2-ом энергоблоке Ростовской АЭС. Основное содержание работы
В главе 1 определяются основные требования к САКОР, для выполнения которых была создана методология автоматизированной оценки напряженного состояния и оценки остаточного ресурса оборудования РУ в процессе эксплуатации по реальному нагружению, проведен обзорный анализ опыта внедрения подобных систем на АЭС, а также случаев повреждения оборудования в процессе эксплуатации. Для выбора подходов, связанных с организацией сбора информации передачи ее для расчета остаточного ресурса, создания прикладного ПО и баз данных, решения организационных вопросов разработки и внедрения САКОР на АЭС выполнен обзор литературы. Рассмотрены проблемы создания систем автоматизированного контроля остаточного ресурса в частности системы основанной на тензометрии, системы температурного контроля "FAMOS" фирмой "Siemens", системы диагностики ALLY фирмой "Вестингауз", чешской системы "Dialife", системы контроля термомеханических состояний парогенераторов.
В главе 2 предложены методы выбора контрольных точек для конкретной РУ, в которых должны определяться напряжения в процессе эксплуатации и оцениваться остаточный ресурс по различным механизмам повреждения. В связи с тем, что рассчитывать напряженное состояние по реальным изменениям температур и давлений (используя их в качестве граничных условий) по всему объему металла невозможно, необходимо выбрать контрольные точки и сечения в наиболее нагруженных узлах, по которым и оценивать целостность оборудования РУ. Составляется перечень критических элементов и узлов основного оборудования и трубопроводов первого контура РУ с точки зрения проектного усталостного циклического повреждения, и выбираются точки, подлежащие контролю в рамках определения остаточного ресурса. Первоначально выбор критических узлов и контрольных точек проводится на основе анализа результатов поверочных проектных расчетов. В САКОР в контрольные точки внесены узлы теплосмен, и отдельно решен вопрос по количеству контрольных точек на патрубке впрыска в компенсатор давления (КД), патрубке питательной воды и на соединительном трубопроводе КД, которые характеризуются возникновением стратификации. Сечения в сварных соединениях трубопроводов с дефектами, обнаруженными в процессе НК, контролируются по критерию вязкой и хрупкой прочности с учетом усталостного роста дефектов. В контролируемые зоны вносятся сварные соединения трубопроводов РУ при необходимости контроля в них выполнения критериев концепции "течь перед разрушением" (ТПР) в процессе эксплуатации.
В зонах повреждений, выявленных в процессе эксплуатации, также выбираются контрольные точки и сечения. К этим зонам можно отнести - зону радиусного перехода кармана коллектора ПГ, сварных соединений с конструктивным непроваром рубашки на патрубках СУЗ, теплообменных трубок ПГ и т.д.
В главе 3 выведена формула зависимости напряжений от нагружающих факторов во всех эксплуатационных режимах с использованием интегрального метода Дюамеля. При расчете напряжений учитываются все нагружающие факторы, действующие на оборудование РУ, такие как нагрузки от давлений первого и второго контуров, температурной компенсации трубопроводов в условиях стратификации теплоносителя и непроектных перемещений оборудования, термопульсаций и термоударов со стороны теплоносителя. Формула имеет следующий вид:
(1) где (2)
Здесь:
D, Al, SUj , B1m, B2m B3m, B4k - определяющие коэффициенты;
pl - давления различных контуров; uj(t) - компоненты вектора перемещений, измеряемые в некоторых точках;
Tm(t) - интегральная температура сечения протяженных конструкций; МXTm (t) , МXTm (t) - температурные моменты сечения протяженных конструкций;
- температура теплоносителя, омывающая узел;
bk (t) - базовая функция интеграла Дюамеля для к-ой температуры, омывающей узел; Twi - температуры теплоносителя в одном сечении на протяженных конструкциях при стратификации теплоносителя;
t и t - текущее время и характерное время выхода напряжений на стационарный режим;
I - число участков с различными температурами на одном сечении; J - число краевых перемещений трубопроводов;
M - число участков с различными температурами теплоносителя; K - число поверхностей узла, омываемых теплоносителем с различными температурами;
В главе 4 представлены методы расчета нагружающих факторов по показаниям датчиков. Разработаны методы расчета интегральной температуры по сечению трубопроводов и температурного момента от стратификации теплоносителя по формулам (2) применительно к конкретной форме расстановки датчиков для учета их температурной компенсации трубопроводов. Разработана методика расчета реальных перемещения корпусов ПГ по показаниям штатных датчиков перемещения, установленных на гидроамортизаторах ПГ, позволяющая учитывать их в напряженном состоянии оборудования РУ в виде нагружающих факторов. Для этого локальные перемещения, снятые с датчиков на гидроамортизаторах, пересчитываются на центр парогенератора в виде набора параметров определяющих положение всего корпуса ПГ и далее рассчитываются перемещения необходимых патрубков ПГ.
На рисунке 1 представлены реальные перемещения горячего патрубка главного циркуляционного трубопровода насосного агрегата (ГЦТ) на ПГ, используемые в дальнейшем в расчете напряжений. Рисунок 1 - Графическое представление результатов расчета перемещения горячего патрубка ГЦТ на корпусе ПГ
В качестве нагружающих факторов, действующих на горячую нитку ГЦТ и зону патрубка ПГ, рассматриваются отличие продольного перемещения (вдоль оси ГЦТ) горячего патрубка приварки ГЦТ к ПГ от температурного расширения горячей нитки ГЦТ, поперечное перемещение (перпендикулярно оси ГЦТ) горячего патрубка приварки ГЦТ к ПГ, угол поворота ПГ относительно вертикальной оси. Аналогично учитываются перемещение холодного патрубка ГЦТ на ПГ.
Разработан метод, позволяющий решать обратную задачу для поверхностных термометров сопротивления. Тестирование программы решения обратной задачи теплопроводности проводилось по реальным экспериментальным данным, полученным по показаниям штатных термопар СПНИ на АЭС "Тяньвань". Временной интервал, для которого решались обратные задачи, соответствовал измерениям с 09.02.2006 12:12 по 09.02.2006 12:20 с временным шагом равным 10 с. Начало процесса было выбрано с учетом того, что это состояние приближенно можно считать стационарным, так как на протяжении нескольких шагов температура наружной поверхности мало изменялась. Сформированный файл из значений температуры на наружной поверхности состоял из 10 значений температуры равной 300 0С, предшествующих значениям экспериментальных данных, и 50 значений данных реальных измерений. Всего на наружной поверхности было задано 60 значений температур с временным шагом в 10 с. На рисунке 2 приведены следующие входные данные и результаты решения обратной задачи: круги - температуры на наружной поверхности, являющиеся исходными данными для решения обратной задачи; квадраты - результаты решения обратной задачи в виде температуры внутренней поверхности трубопровода; звездочки - показание погружного термометра сопротивления, установленного в непосредственной близости от поверхностной термопары; треугольники- рассчитанное значение температуры теплоносителя с учетом принятого коэффициента теплоотдачи 7000 Вт/(м2·0С) (). По оси абсцисс приведены шаги интегрирования по времени, где каждый шаг равен 10 с.
Рисунок 2 - Результаты решения обратной задачи для соединительного трубопровода
В главе 5 для каждой контрольной точки выбираются нагружающие факторы, изменение которых приводит к изменению напряжений в соответствии с моделью расчета конкретного узла. Наиболее трудоемкой работой по объему требуемой информации является получение коэффициентов и базовых функций в функциональных зависимостях напряжений от нагружающих факторов. Предложенный в работе вариант использования уже выполненных ранее поверочных прочностных расчетов на порядки сокращает трудоемкость работы, позволяя избегать проведения большого числа расчетов МКЭ. Предложены способы аппроксимации базовых функций, что позволяет свести расчет базовой функции к определению нескольких коэффициентов. Разработаны различные методы определения коэффициентов в зависимостях напряжений от нагружающих факторов, связанных с использованием проектных поверочных расчетов на прочность, и получения недостающих данных с проведением дополнительных расчетов от единичных воздействий нагружающих факторов. Предложены алгоритмы расчета напряжений и разработан метод оценки погрешности расчета напряжений на основе результатов проектных поверочных расчетов на прочность, выполненных МКЭ. Приведен пример получения функциональных зависимостей напряжений от нагружающих факторов, а также показан метод верификации этих функциональных зависимостей.
В главе 6 предложены алгоритмы оценки остаточного ресурса по различным механизмам повреждения с использованием нормативных методов. Оценка остаточного ресурса по критерию накопления усталостного повреждения заключается в расчете по последовательности локальных минимумов-максимумов приведенных напряжений в контрольных точках условно-упругих напряжений, схематизации циклов нагружения по методу "дождя" и расчете усталостного повреждения для каждого полуцикла с его дальнейшим линейным суммированием. При этом возможен расчет накопления усталостного повреждения, как без учета влияния среды, так и с учетом влияния среды на циклическую прочность. В случае обнаружения методами НК дефектов, имеющих технологический характер, результаты этого контроля с использованием протоколов схематизируются в начальную дефектность. В процессе эксплуатации ведется расчет усталостного подрастания дефектов по реальному эксплуатационному нагружению с периодической корректировкой данных по результатам последующих НК и проверкой критериев вязкой и хрупкой прочности.
В главе 7 показаны результаты внедрения САКОР различных конфигураций на АЭС и результаты эксплуатации. Приведены примеры расчета САКОР нагружающих факторов по показаниям датчиков, расчета напряжений и оценки остаточного ресурса для энергоблоков с внедренной САКОР. Приведены примеры выявления непроектных воздействий на оборудования САКОР. Температурный момент по сечению горячей нитки ГЦТ № 1, измеренный с использованием штатных датчиков, представлен на рисунке 3. Рисунок 3 - Стратификация теплоносителя на ГЦТ первой петли по показаниям штатных датчиков на этапе горячей обкатки.
Температурный момент горячих ниток ГЦТ, обезразмеренный на геометрические характеристики сечения, не превышает 60 0С, что примерно соответствует перепаду температур на ГЦТ между верхом и низом в 40 0С при линейном профиле температур. Данное явление было вызвано подачей холодного теплоносителя в ГЦТ от системы планового и аварийного расхолаживания при отключенных главных циркуляционных насосных агрегатах (ГЦНА).
На рисунке 4 видны множественные пульсации в соединительном трубопроводе возле ГЦТ, обусловленные тем, что на начальном этапе проведения пуско-наладочных испытаний на 2 энергоблоке Ростовской АЭС регулятор тонкого впрыска в КД использовался для регулирования давления. При периодическом малом открытии регулятора на трубопроводе впрыска (на величину около 15%), в условиях перепада давления между напором ГЦНА и КД осуществлялся периодический впрыск в паровой объем КД за счет изменения степени открытия регулятора. Теплоноситель, поступавший в КД через патрубок впрыска, вталкивал теплоноситель из нижней части КД в соединительный трубопровод. Причем этот процесс обладал периодом, равным периоду открытия регулятора на трубопроводе впрыска. Все это приводило к возникновению пульсации температуры теплоносителя в соединительном трубопроводе возле ГЦТ. Рисунок 4 - Изменение температуры в соединительном трубопроводе возле ГЦТ
Анализ показал, что эти термопульсации с частотой примерно один цикл в 3-3,5 минуты и амплитудой 55 0С приводили к ускоренному накоплению усталостного повреждения. После выявления термопульсаций и настройки регулятора тонкого впрыска данное воздействие прекратилось, а уже накопленное усталостное повреждение было невелико и автоматически учтено САКОР-320 в общем накопленном усталостном повреждении.
На рисунке 5 представлены нагружающие факторы, рассчитанные САКОР-320 по показаниям датчиков, использованные в расчете напряжений на патрубке питательной воды ПГ-3. К этим факторам, в том числе, относятся температура внутренней поверхности трубопровода питательной воды (верхняя линия) и температурный момент (нижняя линия), возникающий в результате стратификации питательной воды. Стратификация на трубопроводах питательной воды имеет незначительную величину, но должна быть учтена в расчете напряжений в контрольных точках на патрубке питательной воды ПГ.
Рисунок 5 - Температурные пульсации и стратификация на трубопроводе питательной воды ПГ-1
На рисунке 6 представлены реальные перемещения горячего патрубка ГЦТ на ПГ-2. Угол поворота задан в масштабе 1000.
Рассматриваются следующие нагружающие факторы, воздействующие на горячую нитку ГЦТ и зону патрубка ПГ: - отличие продольного перемещения (вдоль оси ГЦТ) патрубка приварки горячей нитки ГЦТ к ПГ от температурного расширения горячей нитки ГЦТ, поперечное перемещение (перпендикулярно оси ГЦТ) патрубка приварки горячей нитки ГЦТ к ПГ и угол поворота ПГ относительно вертикальной оси.
Рисунок 6 - Реальные перемещения горячего патрубка приварки ГЦТ к ПГ-2
Приведен пример использования САКОР-М 1 энергоблока Ростовской АЭС по обоснованию состояния металла после прохождения аварийного режима в ноябре 2003 г., графики показаний штатных датчиков в котором приведены на рисунке 7. В результате режима произошло отключение 1 энергоблока Ростовской АЭС от сети защитой генератора, с не закрытием БРУ-А. В достаточно короткое время ПГ-1 был осушен и находился в таком состоянии длительное время. После закрытия БРУ-А ручным способом была реализована процедура заполнения ПГ-1 через штуцер периодической продувки теплоносителем 2-го контура из остальных ПГ. После достижения уровня 2 метра дополнительное заполнение производилось через патрубок питательной воды. После достижения необходимого уровня, персонал АЭС приступил к плановому расхолаживанию энергоблока до его полного останова. Рисунок 7 - Показания датчиков 1 энергоблока Ростовской АЭС
САКОР-М было рассчитано накопленное усталостное повреждение от изменения параметров эксплуатации в процессе прохождения данного режима. По результатам расчета максимальное накопленное повреждение реализовалось в контрольной точке ПГ-1, расположенной на патрубке пара и составило 0.003351. По результатам анализа прохождения аварийного режима, в том числе с использованием данных САКОР-М, был сделан вывод, что можно допустить в эксплуатацию ПГ-1 без проведения инструментального контроля состояния металла.
Заключение. Разработанная методология оценки накопленного повреждения и остаточного ресурса в процессе эксплуатации АЭС позволяет решить важную научную и народно-хозяйственную проблему прогнозирования времени возможного исчерпания ресурса по критериям прочности оборудования и управлять ресурсными характеристиками оборудования РУ для своевременного принятия решения о реализации компенсирующих мероприятий, проведения НК, ремонта или замены оборудования.
Данная методология доведена до конечного продукта применительно к РУ ВВЭР (системы САКОР), которая поставляется на вновь строящиеся и действующие АЭС, повышая их безопасность, обеспечивает расчетным обоснованием остаточного ресурса оборудования РУ. Внесение в проект РУ САКОР повышает конкурентоспособность АЭС, как в полной мере соответствующего действующей международной нормативной документации и требованиям МАГАТЭ в части управления ресурсными характеристиками. Созданная система автоматизированного контроля остаточного ресурса оборудования РУ ВВЭР имеет следующие основные характеристики, которые позволяют решать важные задачи для безопасной и экономичной эксплуатации АЭС: * полный набор контрольных точек на оборудовании и трубопроводах РУ в объеме, достаточном для оценки остаточного ресурса металла РУ;
* математическая формула для определения напряжения позволяет учитывать все нагружающие факторы: вес, давление, температурная компенсация трубопроводов в условиях стратификации и реальных перемещений оборудования, неравномерность температурного поля по узлу, вызванная термоударами, термопульсациями и стратификацией теплоносителя;
* использование интегрального соотношения Дюамеля в функциональных зависимостях напряжений от нагружающих факторов позволяет производить расчет напряжений и оценку остаточного ресурса по реальным параметрам эксплуатации РУ непосредственно на АЭС, что повышает оперативность в принятии решения;
* использование штатных датчиков существенно снижает трудо и дозозатраты при установке и эксплуатации САКОР;
* использование как погружных, так и поверхностных датчиков температурного контроля и решение некорректной обратной задачи теплопередачи позволяет устанавливать САКОР как на энергоблоки новых проектов, так и на уже эксплуатируемые энергоблоки;
* разработанные методики расчета нагружающих факторов по показаниям датчиков с использованием алгоритмов осреднения показаний датчиков, определения расходов теплоносителя в оборудовании РУ, решения обратной задачи, расчета средних температур и температурных моментов по сечению трубопровода, расчета перемещений корпусов ПГ по показаниям датчиков перемещения на гидроамортизаторах ПГ позволяет персоналу АЭС своевременно выявлять непроектные воздействия на оборудование;
* универсальная методика определения коэффициентов в аппроксимирующих функциях позволяет использовать ранее выполненные прочностные расчеты на этапе обоснования проекта РУ;
* использование двух механизмов достижения предельных состояний при оценке остаточного ресурса (накопление усталостного повреждения и усталостного подрастания дефектов) позволяет контролировать предельные состояния по критериям циклической, вязкой и хрупкой прочности;
* возможность использования базы данных по свойствам материалов, как по сертификатам, так и полученной в процессе эксплуатационного контроля металла позволяет отслеживать старение металла.
Основные публикации по теме диссертации. По материалам диссертации опубликовано 39 статей, из которых 10 в изданиях рекомендованных ВАК и выпущено более 200 проектных документов. Материалы диссертации вошли отдельной главой в книгу /4/.
К значимым работам относятся:
1 А. В. Богачёв, М. Б. Бакиров, А. В. Воронков, Б. Н. Дранченко. Основные принципы построения системы автоматизированного контроля остаточного циклического ресурса для РУ с ВВЭР-1000. 2-ая Всероссийская научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", г. Подольск. 19-23 ноября 2001 г. 2 А. В. Богачев, Б. Н. Дранченко, В. П. Семишкин. Методы построения аппроксимирующих функций для расчета напряжений в системе автоматизированного контроля остаточного ресурса оборудования РУ. 2-ая Всероссийская научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", г. Подольск. 19-23 ноября 2001 г.
3 А.В. Богачев, Р.С. Галиев. Внедрение на энергоблоке № 1 Ростовской АЭС системы автоматизированного контроля остаточного ресурса оборудования и трубопроводов реакторной установки, г. Москва, Теплоэнергетика № 5, 2003 г. стр. 16-18.
4 Н.В. Шарый, В.П. Семишкин, В.А. Пиминов, Ю. Г. Драгунов, "Прочность основного оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР" М.:ИздАТ, 2004.
5 Бакиров М. Б., Богачев А. В., Выставкин И.А., Загребаев В. А., Потапов В. В. Оптимизация неразрушающего контроля РУ ВВЭР. 3-я Международная конференция по проблемам атомной энергетики "Надежность и безопасность эксплуатации АЭС", Украина, г. Севастополь. 21-26 сентября 2004 г. 6 Внедрение системы автоматизированного контроля остаточного ресурса САКОР-М на 1-ом энергоблоке Ростовской АЭС. Бакиров М. Б., Богачев А. В., Пращурович Б.А. (ОАО "ВНИИАЭС"), Б.Н. Дранченко, В.П. Семишкин (ФГУП ОКБ "Гидропресс"), Р.С. Галиев, С.А. Скивка (Ростовская АЭС) . 4-я Международная научно-техническая конференция "Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики" г. Москва, ВНИИАЭС, 16-17 июля 2004 г. 7 Использование программы "Зенит 95" в прочностных расчетах оборудования АЭС. Бакиров М. Б., Зубцов Е.Ф., Богачев А. В., В. И. Левчук (ОАО "ВНИИАЭС"), Курков С.В., Каталина Н.Н. (ООО НТП "ДИП") 3-я Российская конференция "Методы и программное обеспечение расчетов на прочность" г. Туапсе, 4-9 октября 2004 г.
8 Внедрение концепции ТПР на АЭС с РУ ВВЭР-440. Бакиров М. Б., Богачев А. В., Григорьев В. А. и др., 3-я Международная конференция по проблемам атомной энергетики "Надежность и безопасность эксплуатации АЭС", Украина, г. Севастополь. 21-26 сентября 2004 г.
9 Богачев А.В. Лекция "Использование систем диагностики для контроля остаточного ресурса. Разработка системы оценки циклического ресурса оборудования РУ с ВВЭР". Российская межотраслевая школа-семинар "Эксплуатационная устойчивость элементов атомных станций". Сборник конспектов лекций, ФГУП "НИИП", Лыткарино-2005 г. стр. 64-65.
10 Application of System Dialife for Residual Life Time Assessment on nuclear Power Plant Component. Dusan Vincour, Ladislav Jurasek. 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 18). Beijing, China, August 7-12, 2005. 11 Перспективы развития системы САКОР-М. М.Б. Бакиров, А.В. Богачев, В.А.Загребаев (ОАО "ВНИИАЭС"), Б.Н. Дранченко, В.П. Семишкин, А.В.Воронков, (ФГУП ОКБ "Гидропресс"). 4-ая Всероссийская научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", г. Подольск. 23-25 мая 2005 г. 12 Богачев А.В. Лекция "Обоснование целостности оборудования АЭС на стадии проектирования и использование данных расчетов в процессе эксплуатации, внедрении концепции "течь перед разрушением". Российская межотраслевая школа-семинар "Эксплуатационная устойчивость элементов атомных станций". Сборник конспектов лекций, ФГУП "НИИП", Лыткарино-2005 г. стр. 54-55
13 Расчетный анализ факторов силового воздействия в узле приварки коллектора к корпусу ПГ в процессе ремонта и эксплуатации. Бакиров М.Б., Богачев А.В., Загребаев В.А., Зубцов Е.Ф., Потапов В.В. (ОАО "ВНИИАЭС"), Быков Е.М.(ФГУП ОКБ "Гидропресс"). 7-ой Международный семинар по горизонтальным парогенераторам. Сборник трудов. г. Подольск. 3-5 октября 2006 г.
14 Богачев А.В. Лекция "Внедрение концепции "течь перед разрушением" для АЭС с ВВЭР-440 и рекомендации для других АЭС". 2-ая Российская межотраслевая школа-семинар "Эксплуатационная устойчивость элементов атомных станций". Сборник конспектов лекций, ФГУП "НИИП", Лыткарино-2006 г.
15 Богачев А.В. Лекция "Внедрение систем расчетно-экспериментального диагностирования остаточного ресурса оборудования и трубопроводов АЭС". 2-ая Российская межотраслевая школа-семинар "Эксплуатационная устойчивость элементов атомных станций". Сборник конспектов лекций, ФГУП "НИИП", Лыткарино-2006 г.
16 Развитие системы САКОР-М. А.В. Богачев, Б.Н. Дранченко, В.П. Семишкин, В.Я. Беркович. Вопросы атомной науки и техники. Серия "Обеспечение безопасности АЭС". Научно-технический сборник. Выпуск 15. Реакторные установки ВВЭР. Подольск. 2006 г.
17 В.П. Семишкин, А.В. Богачев, Б.Н. Дранченко. Проведение расчетов напряженного состояния оборудования РУ МКЭ в рамках создания системы автоматизированного контроля остаточного ресурса для АЭС-2006. 5-ая Международная научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", г. Подольск. 29мая -1 июня 2007 г. 18 Б.Н. Дранченко, В.Я.Беркович, А.В. Богачев, В.П. Семишкин, С.А. Скивка. Система автоматизированного контроля остаточного ресурса применительно к проектам нового поколения. 5-ая Международная научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", г. Подольск. 29мая -1 июня 2007 г.
19 А.В.Богачев, Б.Н. Дранченко, В.П. Семишкин, В.Я.Беркович, Д.Б. Муравин. Система автоматизированного контроля остаточного ресурса оборудования в новых проектах РУ ВВЭР. Вопросы атомной науки и техники. Серия "Обеспечение безопасности АЭС". Научно-технический сборник. Выпуск 19. Реакторные установки ВВЭР. Подольск. 2007 г., стр.3-12.
20 Богачев А.В, Дранченко Б.Н., Беркович В. Я. Контроль напряжений в зоне приварки коллектора к корпусу ПГВ-1000 в процессе эксплуатации системой САКОР. Серия "Обеспечение безопасности АЭС". Вопросы атомной науки и техники. Научно-технический сборник. Выпуск 19. Реакторные установки ВВЭР. Подольск. 2007 г., стр. 43-54.
21 А.В. Богачев, В.Я. Беркович, Б.Н. Дранченко, В.П. Семишкин. Определение нагружающих факторов для расчета напряжений в САКОР применительно к проекту РУ АЭС-2006. 5-ая Международная научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", г. Подольск. 29 мая -1 июня 2007 г.
22 Зубцов Е.Ф., Бакиров М.Б., Потапов В.В. Богачев А.В. Оценка предельных состояний при определении остаточного ресурса оборудования АЭС. 5-ая Международная научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", г. Подольск. 29мая -1 июня 2007 г. 23 В.Я. Беркович, А.В. Богачев, Б.Н. Дранченко, Д.Б. Муравин, В.П. Семишкин, Т. В. Шайкина. Внедрение на 2-ом энергоблоке Хмельницкой АЭС прикладного программного обеспечения САКОР-М. Вопросы атомной науки и техники. Серия "Обеспечение безопасности АЭС". Научно-технический сборник. Выпуск 21. Реакторные установки ВВЭР. Подольск. 2008 г., стр. 31-36.
24 Б.Н. Дранченко, В.Я.Беркович, А.В. Богачев, В.П. Семишкин. Система автоматизированного контроля остаточного ресурса применительно к проектам нового поколения. г. Москва, Тяжелое машиностроение март 3, 2008 г. стр. 2-4. 25 В.Я.Беркович, А.В.Богачев, Б.Н.Дранченко, В.П.Семишкин, А.И.Черняков. Проведение МКЭ расчетов напряженного состояния оборудования РУ В-320 в рамках создания САКОР-320. 6-ая Международная научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", ОАО ОКБ "Гидропресс", г. Подольск, 2009 г.
26 В.Я.Беркович, А.В. Богачев, Б.Н. Дранченко, В.П. Семишкин. Использование для решения эксплуатационных задач АЭС с ВВЭР системы автоматизированного контроля остаточного ресурса. МНТК "Конструкционная прочность материалов и ресурс оборудования АЭС" "РЕСУРС-2009", Киев, Украина, 20-22 мая 2009 г. 27 В.Я. Беркович, А.В. Богачев, Б.Н. Дранченко, Д.Б. Муравин, В.П. Семишкин "Управление старением оборудования реакторной установки с использованием системы автоматизированного контроля остаточного ресурса (САКОР)", 20-ая Международная конференция "Строительная механика в реакторных технологиях", Хельсинки, 9-14 августа 2009 г. 28 В.Я.Беркович, А.В. Богачев, Б.Н. Дранченко, Д.Б. Муравин, ОАО ОКБ "Гидропресс", г. Подольск, Фомин А.В. ИМАШ г. Москва. Расчет нагружающих факторов по показаниям штатных датчиков для САКОР-320 2 энергоблока Ростовской АЭС. 6-ая Международная научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", ОАО ОКБ "Гидропресс", г. Подольск, 2009 г.
29 В.Я.Беркович, А.В. Богачев, Б.Н. Дранченко, В.П. Семишкин, Т.В. Шайкина. Система автоматизированного контроля остаточного ресурса (САКОР-320) 2 энергоблока Ростовской АЭС. 6-ая Международная научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", ОАО ОКБ "Гидропресс", г. Подольск. 2009 г.
30 Разработка аналитических функций для расчета напряженного состояния оборудования РУ В-392М для САКОР-392М. А.И.Черняков А.И., В. Я. Беркович, А.В. Богачев, к.т.н., В. В. Дружинин, М. Е. Курдин Вопросы атомной науки и техники. Серия "Обеспечение безопасности АЭС". Научно-технический сборник. Выпуск 26. Материалы конференции молодых специалистов. Подольск. 2010 г., стр. 144-148.
31 Проведение МКЭ расчетов напряженного состояния оборудования РУ В-320 в рамках создания САКОР-320. Черняков А.И, Беркович В. Я., Богачев А.В, Дранченко Б.Н., Семишкин В.П // Тяжелое машиностроение, 2010. №8, с. 5-9.
32 В.Я.Беркович, А.В. Богачев, Б.Н. Дранченко, В.П. Семишкин. Использование для решения эксплуатационных задач АЭС с ВВЭР системы автоматизированного контроля остаточного ресурса. Международный научно-технический журнал. Проблемы прочности № 1 2010 г. стр. 62-69.
33 А.И.Черняков А.И., В. Я. Беркович, А.В. Богачев, к.т.н., ОАО ОКБ "Гидропресс". Разработка аналитических функций расчета напряженного состояния трубопроводов системы компенсации давления для программного обеспечения САКОР-320. Вопросы атомной науки и техники. Серия "Обеспечение безопасности АЭС". Научно-технический сборник. Выпуск 29. Реакторные установки ВВЭР. Диагностика. Контроль качества. Подольск. 2011 г., стр. 5-11.
34 Оценка накопления повреждения металлом оборудования реакторной установки с использованием системы автоматизированного контроля остаточного ресурса (САКОР-320). В.Я. Беркович, А.В. Богачев, Д.Б. Муравин. А.С. Скивка. Вопросы атомной науки и техники. Серия "Обеспечение безопасности АЭС". Научно-технический сборник. Выпуск 29. Реакторные установки ВВЭР. Диагностика. Контроль качества. Подольск. 2011 г., стр. 41-51.
Отпечатано в ОАО ОКБ "Гидропресс" 15.05.2012. 100 экз.
142103, Московская обл., ул. Орджоникидзе, 21.
1
Документ
Категория
Технические науки
Просмотров
171
Размер файла
328 Кб
Теги
Докторская
1/--страниц
Пожаловаться на содержимое документа