Методология контроля остаточного ресурса оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР с использованием автоматизированной системы тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, доктор технических наук Богачев, Анатолий Викторович

• Богачев, Анатолий Викторович
• доктор технических наук
• 2012

Оглавление диссертации доктор технических наук Богачев, Анатолий Викторович

Введение.

Условные обозначения и принятые сокращения.

Глава 1 Состояние вопроса контроля усталостного повреждения РУ в процессе эксплуатации.

1.1 Натурные тензометрические измерения напряжений в оборудовании при пусконаладочных испытаниях и эксплуатации.

1.2 Разработка системы автоматизированного контроля остаточного ресурса, основанной на тензометрии.

1.3 Поставка немецкой фирмой «Siemens» на российские АЭС системы температурного контроля FAMOS.

1.4 Разработка системы диагностики ALLY фирмой «Вестингауз».

1.5 Разработка чешской системы контроля остаточного ресурса «Dialife» применительно к 1-му энергоблоку АЭС «Темелин».

1.6 Система контроля термомеханических состояний парогенераторов.

1.7 Постановка задачи на контролирование механизмов повреждения применительно к

РУ ВВЭР.

Глава 2 Выбор зон и мест на оборудовании и трубопроводах РУ для контроля остаточного ресурса.

2.1 Нормативные основы создания САКОР.

2.2 Контрольные точки с максимальной повреждаемостью по результатам проектных расчетов на усталостную прочность.

2.3 Контрольные точки в зонах смешения теплоносителей с различной температурой.

2.4 Сварные соединения трубопроводов с начальной дефектностью.

2.5 Зоны с возникновением повреждения по опыту эксплуатации.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Методология контроля остаточного ресурса оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР с использованием автоматизированной системы»

Одной из основных проблем эксплуатации промышленных ядерных реакторов является сохранение целостности барьеров безопасности РУ. В процессе эксплуатации металл, из которого выполнены оборудование и трубопроводы подвергается нагружению со стороны теплоносителя за счет изменения его температуры, давления и агрегатных состояний в процессе эксплуатации. Для корпусных РУ типа ВВЭР существует целый спектр режимов эксплуатации, связанных как с изменением мощности реакторной установки, так и со срабатыванием защиты реактора. Данное эксплуатационное нагружение может инициировать разрушение по различным механизмам повреждения.

На этапе проектирования РУ проводятся расчеты в обоснование прочности оборудования и трубопроводов РУ, которые включают расчёты на статическую прочность, циклическую, вибрационную и хрупкую прочность, на прогрессирующее формоизменение, на сейсмические воздействия и на устойчивость.

В качестве исходных данных к прочностным расчетам необходимо получить изменение параметров теплоносителя по всему возможному спектру эксплуатационных режимов. Для этого используются теплогидравлические расчеты, в результате которых получаются температуры и давления теплоносителя в различных зонах оборудования РУ, а также данные об агрегатных состояниях и скоростях потоков, необходимые для определения коэффициентов теплоотдачи на поверхности барьеров безопасности.

Каждый из расчетов на прочность требует знание определенного набора тепло-гидравлических параметров. Так, например, расчет на статическую прочность требует знание максимальных значений нагружающих параметров на оборудование. Расчет на циклическую прочность в свою очередь требует знания изменения параметров эксплуатации во времени, так как вносящие существенный вклад в усталостное повреждение местные температурные напряжения зависят от истории температурного нагружения. В процессе эксплуатации РУ реальное нагружение существенно отличается от предполагаемого нагружения, принятого при проведении проектных расчетов на прочность. Это подтверждено различными измерениями на энергоблоках АЭС. Поэтому вопрос контроля накопленного повреждения по различным механизмам от эксплуатационного нагружения, остается актуальным до настоящего времени в атомной энергетике.

Все проектные расчеты прочности проводятся для бездефектного оборудования, хотя, как показывает опыт эксплуатации на этапе изготовления, монтажа и эксплуатации, в различных зонах могут появляться дефекты в металле оборудования. Для выявления начальной и эксплуатационной дефектности на АЭС применяются различные неразрушающие методы контроля состояния металла. Контроль проводится в соответствии с /1/. Объем контроля и периодичность выбирается с целью с определенным периодом обследовать оборудование на возможность возникновения дефекта. Данный подход не учитывает, как интенсивно нагружалось оборудование за весь срок эксплуатации и за период с ближайшего контроля в период ППР. В некоторых случаях в оборудовании присутствует малая дефектность, ремонт которой нецелесообразен и в этом случае, конечно, требуется повышенный контроль в этих зонах. Однако желательно оптимизировать периодичность проведения данного контроля.

Поэтому при решении задач обоснования прочности оборудования на этапе эксплуатации необходимо учесть реальное нагружение оборудования и наличие начальной дефектности, максимально используя при этом имеющийся объем информации в проектных теплогидравлических и прочностных расчетах. Эту задачу предлагается решить, создав и внедрив на АЭС систему автоматизированного контроля остаточного ресурса для различных проектов РУ ВВЭР, основанной на расчетной оценке усталостного повреждения по реальному нагружению. Общая схема взаимодействия САКОР с остальными элементами обоснования прочности оборудования РУ для всего жизненного цикла АЭС представлена на рисунке В1.

Рисунок В1 - Схема использования САКОР-М в процессе эксплуатации АЭС

На основании теплогидравлических и поверочных прочностных расчетов, выполненных на этапе проектирования РУ, необходимо разработать математический аппарат расчета усталостного повреждения по реальному нагружению, определяемый геометриче скими характеристиками и материалами оборудования РУ данного проекта. Очевидно, что для одинакового оборудования математический аппарат будет одинаковым, хотя история его нагружения может различаться. Для контроля и архивации истории нагружения оборудования, на АЭС, должен быть организован сбор информации по показаниям датчиков в объеме необходимом и достаточном для контроля всех возможных нагрузок на оборудование. Выявленные различия в нагрузках на оборудование от предполагаемых в проекте нагрузок, должны быть учтены в проекте РУ, а также проанализированы при создании новых проектов РУ. Помимо этого, для расчета усталостного роста начальной дефектности, которая может быть выявлена на этапе изготовления и монтажа, необходимо схематизировать результаты неразрушающего контроля и в качестве исходных данных занести в базу данных САКОР.

Результаты накопленного усталостного повреждения и усталостного роста дефектов за предыдущий период эксплуатации оптимально использовать в подтверждение рабочей программы контроля металлов и применяемых методов, объемов и периодичности неразрушающего контроля. После проведения неразрушающего контроля на энергоблоке данные по реальной дефектности на оборудовании должны быть положены в основу уточнения исходных баз САКОР, а также должны быть проанализированы в проекте РУ.

Актуальность работы: В настоящий момент в отечественных и зарубежных нормативных документах особое внимание уделяется вопросам старения металла и управления ресурсными характеристиками оборудования, 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 с учетом всех возможных нагружающих факторов, а также наличие начальной дефектности, максимально используя при этом имеющийся объем информации в проектных теплогидравлических и прочностных расчетах. Поэтому вопрос непрерывного контроля величины накопления повреждения металлом оборудования РУ с оценкой остаточного ресурса в процессе эксплуатации АЭС становится основным элементом управления ресурсными характеристиками, является актуальным и требует дальнейшего развития.

Поставленные задачи определяют 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 с выработкой соответствующих компенсирующих мероприятий.

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, в Главе 1 проведен обзорный анализ опыта внедрения подобных систем на АЭС, а также случаев повреждения оборудования в процессе эксплуатации.

Краткое описание методологии диагностирования остаточного ресурса оборудования, содержащейся в работе, изложено ниже.

В связи с тем, что методом конечных элементов рассчитывать напряженное состояние по реальным изменениям температур и давлений (используя их в качестве граничных условий) по всему объему металла невозможно, необходимо выбрать контрольные точки в наиболее нагруженных узлах и зонах, по которым и оценивать целостность оборудования РУ. Предложены методы выбора контрольных точек для конкретной РУ, в которых должны определяться напряжения в процессе эксплуатации и оцениваться остаточный ресурс по различным механизмам повреждения. Разработка подходов и определение необходимого объема информации для решения этого вопроса описаны в Главе 2.

При расчете напряжений должны учитываться 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 во всех эксплуатационных режимах. Это требует создание методики расчета напряжений от всех выше обозначенных нагружающих факторов. Выведена общая формула зависимости напряжений от параметров эксплуатации с учетом нагружающих факторов от давлений первого и второго контуров, температурной компенсации трубопроводов, термопульсаций, впрыска холодного теплоносителя и стратификации в переходных и аварийных режимах с использованием интегрального метода Дюамеля. Данному вопросу посвящена Глава 3.

В качестве нагружающих факторов для каждой контрольной точки выбираются нагружающие факторы, изменение которых приводит к изменению напряжений в соответствии с выбранной моделью расчета конкретного узла. По показаниям штатных датчиков необходимо рассчитать нагружающие факторы, действующие на каждый узел. Разработана методика расчета нагружающих параметров по показаниям штатных датчиков, позволяющая решать обратную задачу, рассчитывать непроектные перемещения, интегральную температуру по сечению трубопроводов для учета их температурной компенсации, температурный момент от стратификации теплоносителя и поле температур в зоне узла. Методы расчета нагружающих факторов по показаниям штатных датчиков представлены в Главе 4.

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 параметров эксплуатации, 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. В Главе 5 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 по формулам [2], так и с учетом влияния среды на циклическую прочность в соответствии с требованиями [3]. В случае обнаружения методами НК дефектов, имеющих технологический характер, результаты этого контроля с использованием протоколов схематизируются в начальную дефектность, и далее ведется расчет усталостного подрастания дефектов по реальному эксплуатационному нагружению с периодической корректировкой данных по результатам последующих контролей.

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.

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 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 теплоносителя, 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.

Достоверность и обоснованность результатов исследований обуславливается использованием математически точных формул для определения напряжений с использованием интеграла Дюамеля. Общая формула зависимости напряжений от нагружающих факторов, используемая по настоящий момент, выведена при разработке САКОР-М 1 энергоблока Ростовской АЭС [4]. 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 [5].

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.

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 СПНИ, и показаний штатных погружных термометров сопротивления в режимах с пульсациями температуры теплоносителя.

Для верификации методической части расчета перемещения любой точки ПГ по показаниям гидроамортизаторов были проведены расчеты перемещения корпусов ПГ по реальным показаниям 3-го энергоблока Калининской АЭС САКОР-320 и выполнено сравнение с результатами расчетов с использованием программы МаЙ1сас1.

Погрешности от принятых допущений при определении напряжений (зависимость модуля упругости от температуры, аппроксимация зависимостей напряжений от параметров эксплуатации, расчет проводится в упругой постановке, коэффициент теплоотдачи является постоянным в процессе протекания режима) оценены с использованием результатов проектных прочностных расчетов для каждой контрольной точки.

Для оценки остаточного ресурса используются подходы, принятые в нормативной документации, а программное обеспечение проверено на тестовых примерах с использованием программы МаЙ1са<±

Программное обеспечение САКОР-М аттестовано в НТЦ ЯРБ России (паспорт на программное средство № 161).

Практическая ценность работы состоит в следующем:

Разработанная методология реализована в виде системы автоматизированного контроля остаточного ресурса, предназначенной для внедрения на действующих АЭС, применительно к различным проектам РУ ВВЭР.

Внедрение разработанной системы САКОР для РУ с 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 [6];

- для контроля напряженного состояния в процессе эксплуатации в зонах выявленных повреждений в том числе, зоны кармана коллектора 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 клапана БРУ-А [7]);

- для оптимизации эксплуатационных режимов и выявления неблагоприятных нагружающих факторов [8].

В целом, разработанная методология непрерывной оценки накопленного повреждения и остаточного ресурса позволяет решить важную научную и народнохозяйственную 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 НК, ремонта или замены оборудования.

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 [9]. Программное обеспечение САКОР-М разработано под операционной системой Windows. С ноября 2004 года начата эксплуатация САКОР-М в составе 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 [10] и 4-ом энергоблоке Ровенской АЭС. В 2011 году внедрены САКОР-446 на 1 энергоблоке АЭС «Бушер» и САКОР-412 на 1,2 энергоблоках АЭС «Куданкулам». При этом ПО САКОР-412 реализовано в виде прикладной задачи 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.

На настоящий момент разработана и внедрена на 2-ом энергоблоке Ростовской АЭС система нового поколения САКОР-320 для РУ В-320, в которой учтены недостатки САКОР-М, и ведется опытно-промышленная эксплуатация САКОР-320 [11].

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 [12].

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, РНЦ «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.

Публикации

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 [5].

Автор защищает:

- методологию контроля остаточного ресурса оборудования РУ с ВВЭР;

- способы выбора контрольных точек для РУ конкретного энергоблока и механизмов накопления повреждения в этих контрольных точках;

- подходы к расчету нагружающих факторов на оборудование по показаниям штатных датчиков;

- методику определения напряженного состояния по нагружающим факторам;

- методы определения коэффициентов в зависимостях напряжений от нагружающих факторов;

- верификацию 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.

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, учета реального перемещения корпусов ПГ по показаниям штатных датчиков;

- 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, выполненных в ОКБ "Гидропресс" для РУ В-320.

- метод сбора информации по показаниям штатных 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 пат-рубковых 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 на ГЦТ, непроектных 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.

Условные обозначения и принятые сокращения

Tj - температура поверхности трубопровода по показаниям датчиков системы «FAMOS», °С;

S°n - условные границы, полученные при отбрасывании части конструкции;

О. - замкнутая область с кусочно-гладкой границей (металл оборудования и трубопроводов);

Sk - границы узла контактирующие с теплоносителем (внутренние поверхности трубопроводов и оборудования); п - вектор нормали к границе Sk;

К - количество границ узла, омываемых теплоносителем с различными температурами;

Хк - коэффициент теплоотдачи на поверхности, являющийся константой для каждой k-ой поверхности, Вт /(м2- °С); k(t) - температура теплоносителя, омывающего к-ую границу узла, °С; pi - давление теплоносителя, омывающего 1-ую границу, МПа;

N - число отброшенных границ;

X - локальный коэффициент теплопроводности металла, Вт/(м- °С); с - локальная удельная теплоемкость металла, дж/(кг- °С); р - локальная плотность металла, кг/м3;

T(Q, t) - поле температур в металле трубопроводов, °С;

Lk - зафиксированная граница узла, на которой реализуется температурный скачок;

TBk(i2, t) - температурное поле в узле для единичного скачка к-ой температуры теплоносителя (базовая функция), °С;

TOk(ii) - стационарная составляющая базовой функции ТВк(М, t), °С;

TB0k(Q,t) - нестационарная составляющая базовой функции ТВк(М, t), °С; s, х, у - система координат, м;

То - начальная температура, °С;

Nz - продольная сила в балочной модели, кН;

Мх , Му - изгибающие моменты в балочной модели, кН*м;

Mz - крутящий момент в балочной модели, кН*м;

Qx , Qy - перерезывающие силы в балочной модели, кН;

Tm (t) интегральная температура по сечению, °С-м2;

MxTm(t),

Му m(t) - температурные моменты относительно осей X и Y, °С *м3;

Fm - площадь сечения трубопровода;

Jx, Jy - моменты инерции сечения трубопровода;

M - число участков расчетной схемы балочной модели; г - текущий радиус трубы, м; ф - угол по сечению трубопровода;

R -внешний радиус трубопровода, м; h -толщина трубопровода, м;

D - коэффициент, характеризующий начальное напряженное состояние при нулевых температурах и давлениях, МПа; pi - давление теплоносителя в первом контуре, МПа;

Ai - коэффициент зависимости напряжений от давления контура;

L - число контуров различных давлений;

J - количество измеряемых компонент перемещений;

Uj(t) - компоненты вектора краевых перемещений и углов поворотов, м;

Su.j - коэффициент зависимости напряжений от краевых перемещений и углов поворотов, МПа/м; I - число различных температур теплоносителя в сечении;

Twj - температуры теплоносителя, омывающего поверхность каждого элемента i, °С;

К - количество границ узла, омываемых теплоносителем с различными температурами; ctl) - приведенные напряжения в контрольной точке, МПа; tMaxj - характерное время выхода на стационарный режим, с (ч); стЬ)к (t) - базовая функция напряжений в контрольной точке узла при единичном скачке k-ой температуры теплоносителя, МПа; т, t - время, с (ч);

Fo - критерий Фурье (безразмерное время);

Bi - критерий Био;

Bi, В2, Ci, С2 - определяющие коэффициенты; txl, tx2 - характерные времена базовой функции;

Rpo,2 - предел пропорциональности материала при заданной температуре, МПа;

Rm - предел прочности материала при заданной температуре, МПа;

Е - модуль Юнга материала при заданной температуре, МПа; ой - коэффициент линейного расширения материала при заданной температуре, 1/°С;

Ъ - относительное сужение поперечного сечения материала; ф3 - коэффициент снижения циклической прочности наплавки и сварного шва;

V - коэффициент Пуассона; а(1-1) - накопленное повреждение к началу месяца по свернутым циклам;

Да(1) - накопленное повреждение за данный месяц по свернутым циклам; а(1) - накопленное повреждение по свернутым циклам на конец месяца;

Да]Ч(1) - накопленное повреждение за данный месяц по несвернутым циклам; аЫ(1) - накопленное повреждение по несвернутым циклам на конец месяца;

ТО - время ввода в действие оборудования, ч;

Трас - время проведения расчета, ч;

Тпр - проектный срок службы по паспортным данным, ч;

Тпр.ост - проектный остаточный ресурс, ч;

АРМ - автоматизированное рабочее место;

АС - аварийная ситуация;

АСУТП - автоматизированная система управления технологическим процессом;

АУЗК - автоматизированный ультразвуковой контроль;

АЭС - атомная электростанция;

БРУ-А - быстродействующая редукционная установка сброса пара в атмосферу;

ВБ - верхний блок;

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор;

ВК - визуальный контроль;

ВНИИАЭС - Всероссийский институт по эксплуатации атомных станций;

ВРК - верхний резервный канал;

ВТК - вихретоковый контроль;

ГК - горячий коллектор;

ГЦНА - главный циркуляционный насосный агрегат;

ГЦТ - главный циркуляционный трубопровод;

ЗАО - закрытое акционерное общество;

ИВС - информационная вычислительная система;

ИМС - измерение механических свойств;

ИЦП МАЭ - инженерный центр прочности министерства атомной энергетики;

КИН - коэффициент интенсивности напряжений;

КИП - контрольно-измерительные приборы;

КИУМ - коэффициент использования установленной мощности;

КД - компенсатор давления;

КК - капиллярный контроль;

КНИ - контроль внутриреакторных измерений нейтронного потока;

КНР - Китайская Народная Республика;

КО - компенсатор объема;

МКЭ - метод конечных элементов;

МПК - магнитопорошковый контроль;

МРН - максимальная расчетная нагрузка;

НДС - напряженно-деформированное состояние;

НИЦ - научный инженерный центр;

НК - неразрушающий контроль;

НКР - напорная камера реактора;

ННУЭ - нарушение нормальных условий эксплуатации;

НТД - нормативно техническая документация;

НТС - научно-технический совет;

НТЦ ЯРБ - научно-технический центр ядерной и радиационной безопасности;

НУЭ - нормальные условия эксплуатации;

ОКБ - опытное конструкторское бюро;

ОКБМ - опытное конструкторское бюро машиностроения;

ПВД - подогреватель высокого давления;

ПГ - парогенератор;

ПК - персональный компьютер;

ПКФ -проектно-конструкторский филиал;

ПО - программное обеспечение;

ППР - плановый предупредительный ремонт;

ПТК НУ - программно-технический комплекс нижнего уровня;

РК - радиографический контроль;

РМ - рабочее место;

РУ - реакторная установка;

САОЗ - система аварийного охлаждения зоны;

САКОР - система автоматизированного контроля остаточного ресурса;

СКА - система комплексного анализа;

СБВБ - система быстрого ввода бора;

СВБУ - система верхнего блочного уровня;

СВО - система водоочистки;

СВРШД - система внутри реакторной шумовой диагностики;

СВРК - система внутри реакторного контроля;

СКУД - система контроля, управления и диагностики;

СКД - система компенсации давления;

СПНИ - система пусконаладочных измерений;

СУЗ - система управления и защиты;

ТК - температурный внутриреакторный контроль;

ТПР - течь перед разрушением;

ТУ - технические условия;

ТЭН - нагревательный элемент КД;

УЗК - ультразвуковой контроль;

УЗТ - ультразвуковая толщинометрия;

ЦНИИТМАШ - центральный научно-исследовательский институт по технологии машиностроения;

ЭКИ - эрозионно-коррозионный износ;

FAMOS - система температурного контроля

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Богачев, Анатолий Викторович

8 Заключение

8.1 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 НК, ремонта или замены оборудования.

8.2 Данная методология доведена до конечного продукта применительно к РУ с ВВЭР (системы САКОР), который поставляется на вновь строящиеся и действующие АЭС, повышая их безопасность, обеспечивает расчетным обоснованием обоснование остаточного ресурса оборудования РУ.

8.3 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.

8.4 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 в условиях стратификации и без нее, неравномерность температурного поля по узлу, вызванная термоударами, термопульсациями и стратификацией, непроектными перемещениями оборудования;

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

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

- использование 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;

- разработаны 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;

- 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 циклического подрастания дефектов) позволяет контролировать предельные состояния по критериям вязкой и хрупкой прочности;

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

Список литературы диссертационного исследования доктор технических наук Богачев, Анатолий Викторович, 2012 год

1. АТПЭ-9-09. «Росэнергоатом», 2009

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

3. Руководство по расчету на прочность оборудования и трубопроводов реакторных установок РБМК и ВВЭР на стадии эксплуатации. РД ЭО 0330-01. М.: 2001 г.

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. A.B. Богачев, P.C. Галиев. Внедрение на энергоблоке № 1 Ростовской АЭС системы автоматизированного контроля остаточного ресурса оборудования и трубопроводов реакторной установки, г. Москва, Теплоэнергетика № 5,2003 г. стр. 16-18.

6. Дранченко Б.Н., Драгунов Ю.Г., Портнов Б.Б., Селезнев A.B. Экспериментальные исследования напряженного состояния и прочности оборудования ВВЭР. М. ИКЦ «Академкнига», 2004. -604 с.

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

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

9. А.Ф. Гетман Ресурс эксплуатации сосудов и трубопроводов атомных электростанций- М., Энергоатомиздат, 2000 г.

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

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

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

13. 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.

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

15. РД-30-0281-01 Положение по управлению ресурсными характеристиками элементов энергоблоков АС. Концерн «Росэнергоатом». Москва 2001 г.

16. Б.Н. Дранченко, В.Я.Беркович, A.B. 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.

17. Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок. Сварные соединения и наплавки. Правила контроля. ПНАЭ Г-7-010-89. Москва, Энергоатом-издат, 1991 г.

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

19. Исаченко В.П., Осипова В.А., Сукомел A.C. Теплопередача. Москва, Энерго-издат, 1981.

20. Развитие системы САКОР-М. A.B. 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.

21. 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.

22. Трубопровод главный циркуляционный. Расчет прочности. Анализ статической прочности. 320.04.00.00.000 РР06.10. ОАО «ОКБ Гидропресс». 2010.

23. Комплекс программ АСТРА-АЭС, НИЦ «СТАДИО», Москва, 1995.

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

25. Стандарт организации. Управление ресурсными характеристиками элементов энергоблоков АС. СТО 1.1.1.01.007.0281-2010. ОАО «Концерн Росэнергоатом».