Методология технического обеспечения безопасной эксплуатации ядерно-энергетических установок на примере АЭС с ВВЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, доктор наук Поваров Владимир Петрович

• Поваров Владимир Петрович
• доктор наук
• 2020

Оглавление диссертации доктор наук Поваров Владимир Петрович

Введение

Глава 1 АНАЛИЗ СУЩЕСТВУЮЩИХ МЕТОДОВ НЕРАЗРУШАЮЩЕГО КОНТРОЛЯ, ДИАГНОСТИКИ И УПРАВЛЕНИЯ ПОТЕНЦИАЛЬНО ОПАСНЫМИ ОБЪЕКТАМИ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

1.1 Анализ существующих методов контроля, диагностики и управления потенциально опасными ядерно-энергетическими установками современных АЭС

1.1.1 Концепция построения сети диагностических систем с использованием СКД

1.1.2 Контроль акустического шума и влажности (контроль течей)

1.1.3 Контроль флюктуаций сигналов РУ (СКВ)

1.1.4 Контроль свободных предметов (СОСП)

1.1.5 Контроль состояния электроприводной арматуры (КСДА)

1.1.6 Контроль вибрационного состояния оборудования (АСВД, СТД ГЦНА и др.)

1.1.7 Контроль выработки ресурса оборудования (САКОР)

1.2 Анализ технологии построения систем поддержки оператора

ядерного блока для обеспечения контроля, диагностики и упраления АЭС

1.2.1 Концептуальная модель системы принятия решений для контроля, диагностики и управления АЭС

1.2.2 Функциональная структура и алгоритмы системы

поддержки оператора ядерного блока в реальном времени

1.2.3 Интеграция системы многопараметрического контроля состояния оборудования в общую структуру управления АЭС

1.3 Цель работы и задачи исследования

ГЛАВА 2 СИСТЕМА МНОГОПАРАМЕТРИЧЕСКОГО НЕРАЗРУШАЮЩЕГО КОНТРОЛЯ ЭКСПЛУАТАЦИОННОЙ

ПОВРЕЖДАЕМОСТИ КРИТИЧЕСКИХ ЭЛЕМЕНТОВ ЯДЕРНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК АЭС

2.1 Анализ эксплуатационной повреждаемости потенциально-опасного оборудования на примере ядерного блока

2.1.1 Основные постулаты к анализу эксплуатационной повреждаемости критических элементов ядерных энергетических установок

2.1.2 Формализованная структура состава ядерного блока АЭС

2.2 Характеристика физических особенностей повреждаемости критических элементов ядерного блока

2.2.1 Анализ физических особенностей эксплуатационной повреждаемости критических элементов

2.2.2 Модель численного расчета параметров механического разрушения для пространственных трещин в критических элементах ЯЭУ

2.3 Характеристика системы многопараметрического неразрушающего контроля эксплуатационной повреждаемости оборудования атомной электростанции

2.3.1 Структура системы многопараметрического неразрушающего контроля

2.3.2 Анализ остаточного ресурса оборудования на основе концепции непрерывного многопараметрического контроля и диагностики

2.3.3 Концепция безопасной эксплуатации объектов ядерной энергетики на основе методологии непрерывного

многопараметрического контроля и диагностики

2.4 Модели и алгоритмы идентификации потенциально-опасных процессов в критических элементах ядерного блока

2.4.1 Модели нестационарных процессов в критических элементах

2.4.2 Моделирование нелинейного трехмерного напряженно -деформированного состояния методом конечных элементов

2.4.3 Моделирование напряженно-деформированного состояния критических элементов методом суперэлементов

2.4.4 Алгоритм численной реализации расчетов напряженно-деформированного состояния комбинированным методом

Выводы

ГЛАВА 3 СИСТЕМА ПОДДЕРЖКИ ПРИНЯТИЯ ПРИНЯТИЯ РЕШЕНИЙ В УСЛОВИЯХ АВАРИЙНЫХ СИТУАЦИЙ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ ОБЪЕКТОВ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

3.1 Структура системы поддержки принятия решений

3.2 Анализ контролируемых физических параметров и устранение неполноты данных

3.3 Краткосрочное прогнозирование динамики параметров объекта

на основе ANFIS-подобной модели

3.4 Модель системы принятия решений на основе текущих и прогнозных значений

3.5 Алгоритмы обучения и модификации параметров модели прогнозирования

Выводы

ГЛАВА 4 СПЕЦИАЛИЗИРОВАННЫЙ ПРОГРАММНЫЙ КОМПЛЕКС ПОДДЕРЖКИ ПРИНЯТИЯ РЕШЕНИЙ ОПЕРАТОРОМ ЯДЕРНОГО БЛОКА НА ОСНОВЕ ДАННЫХ НЕРАЗРУШАЮЩЕГО КОНТРОЛЯ И ДИАГНОСТИКИ

4.1 Структура программного программного комплекса

4.2 Подсистема устранения неполноты информационных данных

4.3 Подсистема прогнозирования

4.4 Подсистема поддержки принятия решений

Выводы

ГЛАВА 5 РЕЗУЛЬТАТЫ ПРАКТИЧЕСКОЙ АПРОБАЦИИ СИСТЕМЫ МНОГОПАРАМЕТРИЧЕСКОГО НЕРАЗРУШАЮЩЕГО КОНТРОЛЯ И ДИАГНОСТИКИ В РЕАЛЬНЫХ УСЛОВИЯХ ЭКСПЛУАТАЦИИ НА НВ АЭС

5.1 Контроль фактической эксплуатационной нагруженности

зоны СС №111-1 5ПГ-4

5.1.1 Состав системы контроля термо-деформационной нагруженности

5.1.2 Анализ результатов контроля термо-деформационной нагруженности

5.1.3 Анализ результатов контроля перемещений элементов

ПГ-ГЦТ

5.2 Расчетно-экспериментальный анализ нагруженности зоны

СС № 111-1 5ПГ-4

5.2.1 Расчетные режимы и параметры нагружения

5.2.2 Разработка конечноэлементной модели циркуляционной

петли № 4 энергоблока № 5 НВАЭС

5.2.3 Оценка влияния вклада основных параметров нагружения в напряженно-деформированное состояние СС №

5.3 Ультразвуковой контроль эксплуатационной повреждаемости

зоны СС №111-1 5ПГ-4

5.3.1 Система ультразвукового контроля и мониторинга СС №111-1

5.3.2 Анализ физических параметров в системе ультразвукового контроля

5.3.3 Обобщенные результаты ультразвукового контроля по дефектам

СС №111 за весь период эксплуатации ПГ

5.4 Акустико-эмиссионный контроль зоны СС №111-1 приварки «горячего» коллектора к патрубку ПГ-4 энергоблока №5 НВАЭС

5.4.1 Задачи метода контроля акустической эмиссии при мониторинге зоны СС №111

5.4.2 Анализ АЭ событий в зоне СС №111-1 5ПГ-4 в период проведения пуско-наладочных операций и выхода энергоблока

на мощность

5.4.3 Обработка физических параметров АЭ непрерывного контроля зоны СС №111-1 приварки «горячего» коллектора к патрубку

ПГ-4 энергоблока №5 НВАЭС в период работы на мощности и останова РУ

5.5 Система контроля стратификации дыхательного трубопровода компенсатора давления

5.6 Контроль защитной оболочки(контаймента)

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

ПРИЛОЖЕНИЕ1 Графики относительного изменения деформаций и поля

напряжений в зоне СС № 111-1 5 ПГ4

ПРИЛОЖЕНИЕ 2 Визуализация приведенных напряжений в корпусе ПГ . . 249 ПРИЛОЖЕНИЕ 3 АКТЫ, ПАТЕНТЫ, СВИДЕТЕЛЬСТВА

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Методология технического обеспечения безопасной эксплуатации ядерно-энергетических установок на примере АЭС с ВВЭР»

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность темы. Бурное развитие ядерной энергетики требует применения новых подходов к повышению эффективности и надежности функционирования оборудования АЭС в реальных производственных условиях, использующих различные научно-технические решения, в том числе моделирование тепловых и механических процессов, создание специализированных программных комплексов, обеспечивающих расчетно-эксприментальное обоснование безопасной работы ядерных энергетических установок (ЯЭУ), что особенно важно, при продлении срока эксплуатации ядерного блока

Характерной особенностью работы АЭС является то, что любой энергоблок представляет собой динамический объект с большой вероятностью появления в процессе эксплуатации внештатных ситуаций, не предусмотренных на этапах проектирования. Продление срока службы ядерных блоков поставило вопрос об организации эксплуатационного контроля на соответствие регламентным нормам ПНАЭ Г-7-008-89 прочностных характеристик оборудования ЯЭУ. Нормы включают данные по физико-механическим свойствам материалов конструкций, расчет на статическую, длительную циклическую, вибрационную прочность, данные по пластичности, ползучести и сейсмоустойчивости, а также ограничения по необратимым изменениям физико-механических свойств материалов в эксплуатационных условиях. Такая экспертная расчетно-экспериментальная работа должна строиться на максимально достоверной оценке фактического состояния оборудования с использованием самых передовых методических подходов и программно-аппаратных средств технической диагностики и контроля.

Следует отметить, что в рамках типового проекта АЭС не предусмотрена реализация систем неразрушающего контроля дефектности и диагностики фактической термосиловой нагруженности наиболее проблемного оборудования, при этом в процессе эксплуатации АЭС были зарегистрированы однотипные

повреждения ответственного оборудования, что побуждает рассматривать данное явление как системное, имеющее общие причины.

Для решения данных проблем требуется разработка новых методов для обеспечения безопасной эксплуатации оборудования АЭС, в том числе создание общей методологии, позволяющей принимать решения о возможности дальнейшего использования проблемного оборудования на основе оперативных данных, полученных от систем неразрушающего контроля и диагностики критических зон ядерно-энергетического оборудования, прогнозировать развитие аварийных ситуаций, предлагать компенсирующие меры по их предотвращению и принимать решения по срокам эксплуатации ЯЭУ или всего ядерного блока в целом.

Степень научной разработанности темы. В настоящее время вопросам анализа данных, функционирования систем диагностики и контроля параметров работы ядерных энергетических установок посвящено большое количество исследований. Здесь следует отметить работы Аркадова Г.В., Павелко В.И., Финкеля Б.М. Существенным недостатком этих разработок является то, что в них отсутствует единая методология принятия решений в в условиях обнаружения дефектов. Разработка методов принятия решений при непрерывном контроле и управлении блоками АЭС представлена в работах Еремеева А.П., Геловани В.А., Прангишвили И.В., Бакирова М.Б., Киселева А.С., Башлыкова А.А. Однако вопросы формализации взаимосвязей физических явлений и повреждений в ядерных энергетических установках и задач организации оперативного анализа информации, поступающей от систем многопараметрического неразрушающего контроля и диагностики, в них не достаточно проработаны в теоретическом плане.

Решение данной проблемы, в первую очередь, заключается в разработке и внедрении новых подходов к исследованию поведения ЯЭУ в процессе функционирования на основе данных, полученных от систем неразрушающего контроля и диагностики ответственного оборудования АЭС, для оперативной оценки повреждаемости наиболее нагруженных зон, прогнозирования развития

дефектов и принятия решения о возможности или предельных сроках дальнейшей эксплуатации.

Таким образом, актуальность темы диссертационной работы обусловлена необходимостью дальнейшего развития теоретических основ методологии технического обеспечения безопасной эксплуатации ЯЭУ, подверженных эксплуатационному разрушению, с использованием математического аппарата, ориентированного на создание моделей и алгоритмов идентификации и численного расчета параметров физико-механических процессов в конструкциях оборудования, прогнозирования динамики развития дефектов и принятия оперативных управленческих решений на основе формального анализа их текущих и прогнозных значений.

Целью диссертационного исследования является развитие теоретических основ методологии и разработки технического обеспечения ЯЭУ АЭС в условиях длительных и сверхпроектных сроках эксплуатации с целью повышения надежности эксплуатации и обеспечения ресурса оборудования, необходимого для безопасного функционирования АЭС.

Задачи исследования. Для достижения данной цели в работе решались следующие задачи:

- анализ существующих методов и систем неразрушающего контроля и диагностики ядерно-энергетических установок (ЯЭУ) современных АЭС;

- анализ физических особенностей повреждаемости критических элементов оборудования энергоблока и разработка алгоритма численного расчета параметров механического разрушения для пространственных трещин;

- разработка методики идентификации потенциально опасных явлений в критических элементах энергоблока с учетом трехмерного напряженно-деформированного состояния (НДС) диагностируемого узла;

- разработка методологии многопараметрического расчетно-экспериментального контроля и мониторинга критических зон оборудования АЭС;

- разработка методики определения остаточного ресурса оборудования на основе информативных параметров от системы непрерывного многопараметрического контроля и мониторинга для задач управления сроком службы АЭС;

- разработка концептуальной модели безопасной эксплуатации объектов ядерной энергетики на основе расчетных проектных нагрузок, нарушениях нормальных условий эксплуатации и прогноза накапливаемой повреждаемости в течении срока службы объекта контроля;

- разработка системы поддержки принятия решений оператором ядерного блока, интегрированной с системой непрерывного контроля и диагностики эксплуатационной повреждаемости оборудования АЭС;

- разработка методики нейропрогнозирования динамики физических параметров диагностируемого объекта на основе ЛОТК-подобных нейросетей;

- разработка методики процесса принятия управленческих решений на основе формального анализа текущих и прогнозных значений параметров состояния оборудования в условиях непрерывного контроля критических зон оборудования ЯЭУ;

- разработка программного комплекса системы многопараметрического непрерывного контроля и диагностики эксплуатационной повреждаемости конструктивных элементов оборудования и поддержки принятия решений для безопасного функционирования АЭС;

- практическая апробация системы многопараметрического неразрушающего контроля и диагностики в реальных условиях эксплуатации потенциально опасного оборудования НВ АЭС.

Объект исследования: процессы непрерывного контроля и диагностики состояния критических узлов оборудования ЯЭУ с целью определения остаточного ресурса оборудования и принятия решений для безопасной эксплуатации энергоблока АЭС.

Предмет исследования: динамика деструктивных процессов в критических элементах оборудования на основе результатов расчетно-

экспериментальных методов и данных непрерывного неразрушающего контроля, диагностики и мониторинга.

Методы исследования основаны на использовании теории механики разрушения, теплофизики, математического моделирования, нечётких нейронных сетей, теории вероятностей и матстатистики.

Соответствие диссертации паспорту специальности.

П.1. Моделирование нейтронно-физических, химических, тепловых, гидравлических и механических процессов, создание программных комплексов, обеспечивающих расчетное обоснование облика и безопасного функционирования объектов ядерной техники.

П.2. Экспериментальные исследования в реакторных условиях и вне реакторов свойств и характеристик материалов, конструкций, оборудования и систем с целью выявления закономерностей их изменения в течение жизненного цикла объектов ядерной техники.

П.5. Разработка методов управления сроком службы объектов ядерной техники.

Научная новизна:

В диссертационной работе с позиций общей методологии исследования впервые получены следующие результаты, характеризующиеся научной новизной:

- разработана формализованная структура состава энергоблока АЭС с детализацией эксплуатационной повреждаемости оборудования до уровня критических элементов (зон) и возможностью проведения анализа образующихся дефектов независимо от принадлежности к конкретной энергетической установке;

- разработана методика параметрической идентификации механического разрушения для пространственных трещин в критических элементах ЯЭУ в блоках с ВВЭР, отличающаяся возможностью вычисления параметров процесса механического разрушения для трещины произвольной геометрии по результатам конечно-элементного расчета НДС конструкции, содержащей трещину;

- разработана иерархическая структура системы неразрушающего многопараметрического непрерывного контроля и диагностики ЯЭУ, позволяющая в реальном времени формировать картину распределения механических напряжений в критической зоне в любой момент времени на основе фактических параметров нагружения, и формировать обоснованный прогноз по долговечности и живучести исследуемого объекта;

- разработана методология многопараметрического анализа технического состояния ЯЭУ и численного исследования накопления эксплуатационной повреждаемости, характерной особенностью которой является применение сравнительного анализа расчетных и экспериментальных данных для обеспечения достоверности результатов, что позволяет определять причины высокой непроектной эксплуатационной нагруженности и предлагать оптимальные мероприятия по снижению эксплуатационной повреждаемости;

- разработана методика определения интенсивности отказов и перехода в предельное состояние объекта при управлении сроком службы, основывающаяся на исследовании зон с повышенной повреждаемостью, контроле динамики образования и роста дефектов непосредственно в процессе эксплуатации;

- разработана методика расчета нелинейного напряженно-деформированного состояния в критических зонах ЯЭУ, реализуемая в формате сложной краевой задачи с решением в трехмерной постановке;

- разработана структура системы поддержки принятия решений оператором ядерного блока на основе данных непрерывного контроля параметров эксплуатационной повреждаемости критических элементов ЯЭУ;

- разработана методика принятия управленческих решений оператором блока на базе текущих и прогнозных значений информативных параметров о состоянии критических элементов с тройным дублированием процесса формирования набора рекомендуемых действий;

- разработана структура программного комплекса системы поддержки принятия решений в рамках систем верхнего блочного уровня управления АЭС с

ВВЭР на основе данных непрерывного контроля параметров эксплуатационной повреждаемости критических элементов энергетического оборудования.

Практическая значимость работы. Предложенная в работе методология, основанная на использовании информативных данных от систем неразрушаемого многопараметрического контроля и диагностики параметров критических элементов оборудования АЭС, подверженных эксплуатационной повреждаемости в результате непроектных напряженно-деформирующих нагрузок, и прогнозного анализа динамики дефектообразования, а также средства их информационной поддержки реализованы в виде специального программного комплекса, ориентированного на использование в рамках системы управления в составе средств верхнего блочного уровня.

Реализация результатов работы для решения задач обеспечения безопасного функционирования ядерного блока на базе использования данных систем многопараметрического неразрушающего контроля и диагностики, проектирования ядерных энергетических установок позволяет разработать эффективные компенсирующие мероприятия, направленные на снижение влияния основных повреждающих факторов и повышение эксплуатационной долговечности ЯЭУ АЭС. Использование разработанного информационного программно-технического комплекса позволило исключить появление дефектов в узлах приварки коллекторов парогенераторов (ПГ) к патрубкам ДУ1200 в режиме продленного срока эксплуатации 5 блока Нововоронежской АЭС и завершить работы по повторному продлению срока действия для 4 блока.

На основе патента на изобретение № 2574578 (авторы Бакиров М.Б., Поваров В.П.) в НИЦ «Контроля и диагностики технических систем» был разработан ГОСТ Р 57154-2016 - Техническая диагностика. Мониторинг тепломеханического оборудования АЭС. Расчетно-экспериментальный метод.

Разработанная в рамках диссертационного исследования система была рекомендована МАГАТЕ (International Atomic Energy Agency. Plant life models for long term operation of nuclear power plants. Vienna, Austria. May 2015, P.81-84) в качестве базовой для применения в атомной энергетике.

Положения, выносимые на защиту:

1. Формализованное представление задачи обеспечения высокого уровня безопасности эксплуатации потенциально опасных объектов АЭС путем повышения качества и надежности принимаемых решений, направленных на компенсацию основных повреждающих факторов и повышение эксплуатационной долговечности мониторируемого объекта.

2. Оригинальная методика идентификации потенциально опасных физических процессов в критических элементах энергоблока с учетом трехмерного напряженно-деформированного состояния диагностируемого узла.

3. Программный комплекс для системы технического обеспечения безопасной эксплуатации АЭС и расчетно-экспериментального анализа эксплуатационной повреждаемости ядерно-энергетического оборудования, интегрированный в систему верхнего блочного уровня.

4. Методика обеспечения безопасной эксплуатации ядерного блока АЭС на основе текущих и прогнозных значений технологических параметров, полученных в процессе контроля и мониторинга состояния критических элементов оборудования ЯЭУ.

5. Результаты комплексных исследований напряженно-деформированных критических зон ЯЭУ и разработка компенсирующих мероприятий по снижению их эксплуатационной повреждаемости.

6. Результаты анализа практической апробации методологии технического обеспечения безопасной эксплуатации ЯЭУ в реальных условиях на Нововоронежской АЭС.

Реализация результатов работы:

Результаты научных исследований внедрены на Нововоронежской АЭС, Балаковской АЭС, Ростовской АЭС (филиалы АО «Концерн Росэнергоатом»), в «Научно-сертификационном центре материаловедения и ресурса компонентов ядерной техники» в виде программно-технического комплекса системы непрерывного контроля эксплуатационной повреждаемости критических элементов оборудования ЯЭУ (СНМЭП). Практическая реализация комплекса

осуществлена для контроля фактической эксплуатационной нагруженности в местах сварных соединений коллекторов ПГ к патрубку ДУ1200 (СС№111) в вариантах ультразвукового и акустико-эмиссионного контроля, для контроля температурной стратификации дыхательного трубопровода компенсатора давления, для контроля и мониторинга защитной оболочки (контайнмента) ядерного реактора.

Кроме того, результаты исследования внедрены в учебный процесс факультета энергетики и систем управления Воронежского государственного технического университета.

Апробация результатов работы. Основные положения диссертационной работы докладывались и обсуждались на следующих научно-практических конференциях: Международной научно-технической конференции «Новые технологии в научных исследованиях, проектировании, управлении, производстве» (НТ 2019) (Воронеж, 2019); Международной научно-технической конференции «55 лет безопасной эксплуатации АЭС с ВВЭР в России и за рубежом» (Нововоронеж, 2019); 13th Internationa Conference on Electromechanics and Robotics "Zavalishin's Readings" (ER(ZR)-2018) (St. Petersburg, Russia, 2018); 68-й Международной конференции «Ядро 2018» «Фундаментальные проблемы ядерной физики, атомной энергетики и ядерных технологий» (Воронеж, 2018); Международной научно-практической конференции «Альтернативная и интеллектуальная энергетика» (Воронеж, 2018); VI-XI Международных научно-технических конференциях «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (Москва, 2008-2018 гг.); Международной научно-технической конференции «Новые технологии в научных исследованиях, проектировании, управлении, производстве» (НТ 2017) (Воронеж, 2017); 14-й Международной конференции «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС» (Санкт-Петербург, 2016), 9-й Международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, 2015); Международной научно-технической конференции «Полувековое обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР в России и за рубежом»

(Нововоронеж, 2014); 3rd International Conference on NPP Life Management (PLIM) for Long Term Operations (LTO) (Salt Lake City, UT, USA, 2012), а также на научных семинарах кафедры электропривода, автоматики и управления в технических системах Воронежского государственного технического университета (2013-2018 г.).

Личный вклад. В диссертации представлены теоретические результаты, выполненные лично автором или в соавторстве под его непосредственным руководством.

Публикации. Результаты выполненных в диссертации исследований изложены в 74 печатных изданиях, в том числе: 65 статей в журналах и сборниках, 31 публикация проиндексирована в базе Scopus, 6 - в базе Web of Sciene, 67 - в РИНЦ, 38 в журналах, рекомендованных ВАК по специальности 05.14.03, 3 патента на изобретение, 3 свидетельства о регистрации программных комплексов для ЭВМ, 1 монография.

Структура и объём работы. Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, списка литературы. Основное содержание диссертации изложено на 233 страницах, в том числе 87 рисунков, 14 таблиц; в дополнение к основной части оформлено 3 приложения на 51 странице. Библиографический список включает 168 наименований.

Краткое содержание диссертации.

Во введении обоснована актуальность темы диссертационной работы, приведены цели, задачи, научная новизна, практическая значимость, результаты внедрения, а также основное содержание работы.

В первой главе приведен критический анализ существующих методов контроля, диагностики и управления потенциально опасными установками современных АЭС, основанных на концепции комплексной диагностики, представляющей собой набор инструментальных средств, интегрирующих с помощью локальных сетей различные функционально законченные локальные системы. Подробно рассмотрены локальные системы диагностики, применяемые на 6 энергоблоке Нововоронежской АЭС.

Представлен критический анализ СПРИНТ-технологии построения систем принятия решений при управления потенциально-опасными объектами современных АЭС. Показано, что при разработке таких систем необходимо учитывать слабую структуризацию проблем данной предметной области и необходимость принятия решений в условиях неполной и нечеткой исходной информации.

Рассмотрена структура общей системы контроля и управления АЭС и предложен вариант интеграции в нее систем мониторинга и принятия решений, разрабатываемых в данном диссертационном исследовании.

На основании проведенного анализа и обозначенных проблем поставлена задача разработки и развития методологии неразрушающего контроля и диагностики критических элементов АЭС при длительных и сверхпроектных сроках эксплуатации с целью повышения надежности эксплуатации и обеспечения ресурса оборудования, необходимого для безопасного функционирования АЭС.

Во второй главе проведен анализ физических особенностей эксплуатационной повреждаемости критических элементов ядерного блока. Сформулированы основные постулаты к анализу эксплуатационной повреждаемости критических элементов ядерных энергетических установок (ЯЭУ). Разработана модель численного расчета параметров механического разрушения для пространственных трещин в узлах, подверженных механическому разрушению, в основу которой положен косвенный метод решения упругопластической задачи о поле напряжений при вершине трещины с использованием интеграла Черепанова-Райса.

Предложена новая методология многопараметрического непрерывного мониторинга эксплуатационной повреждаемости оборудования атомной электростанции

Разработаны модели и алгоритмы идентификации потенциально-опасных процессов в критических элементах. Разработан алгоритм численной реализации расчетов напряженно-деформированного состояния.

Разработаны методики управления остаточным ресуром оборудования и реализации концепции безопасной эксплуатации объектов ядерной энергетики на основе методологии непрерывного многопараметрического мониторинга.

В третьей главе рассмотрены проблемы разработки и методики поддержки принятия решений оперативным персоналом ядерного блока в условиях ававрийных ситуаций.

Приведена обобщенная структура системы поддержки принятия решений, состоящей из четырех функциональных блоков: собственно из СНМЭП, являющейся источником информативных параметров; блока анализа входных данных и устранения проблем неполноты информации на основе реализации многомерных регрессионных моделей; блока прогнозирования, реализованного на основе ANFIS-подобной нечетко-нейронной сети, которая используется для формирования прогнозных значений информативных параметров системы поддержки принятия решений при управлении процессами функционирования ядерных энергетических установок; блока принятия решений, функционирующего на основе экспертной базы знаний с использованием текущих и прогнозных значений информативных данных. Данный блок реализован в виде ситуационной модели.

Приведены алгоритмы обучения и модификации параметров модели пргнозирования.

В четвертой главе представлены результаты программно-аппаратной реализации алгоритмов поддержки приятия решений при управлении ядерными энергетическими установками. Разработана структура программно- аппаратного комплекса. Функционально она включает в себя реализацию нескольких взаимосвязанных модулей, каждый из которых выполняет собственные задачи. Данное решение позволяет как и интегрировать данные модули в единую систему, так и обеспечить функционирование каждого элемента самостоятельно, в зависимости от решаемых задач каждой конкретной технической реализации разработанной системы.

Представлена реализация пользовательского интерфейса реализованного на

базе интерфейса программирования приложений Windows Forms, что позволило разработать приложения с полнофункциональным графическим интерфейсом, простые в развертывании и обновлении, способные работать как при наличии, так и в отсутствии подключения к Интернету и использующие максимально безопасный доступ к предоставляемым ресурсам на локальном компьютере. В случае с информационной системой, обеспечивающей прогнозирование значений параметров состояния критических элементов, БД представляет собой хранилище информации о фактических значениях за предыдущие временные периоды. Структурно она состоит из нескольких таблиц различных периодов (годовые, месячные, дневные данные). В каждой таблице хранится дата и значение величины мониторируемого параметра. Все данные, хранящиеся в системе и обрабатываемые алгоритмом программы, доступны пользователю на любом этапе и в удобно представленном виде.

В пятой главе рассмотрены вопросы, касающиеся практической реализации предлагаемого программно-аппаратного комплекса. На основе данных из системы непрерывного мониторинга эксплуатационной повреждаемости данных проведено исследование фактической эксплуатационной нагруженности элементов парогенератора. Приведен пример расчетно-экспериментального подхода к анализу нагруженности зоны сварного соединения № 111-1 парогенератора 5ПГ-4. Предложены варианты практической реализации предлагаемого комплекса для различных видов диагностики: ультразвукового мониторинга, акустико-эмиссионного мониторинга, мониторинга стратификации дыхательного трубопровода компенсатора давления, мониторинга защитной оболочки (контайнмента).

Представлены результаты обработки данных о поведении физических параметров, полученных в результате исследований, проводимых непрерывно, в течение года, с целью оценки влияния суточных и сезонных изменений температуры и давления.

В заключении изложены основные результаты диссертации.

ГЛАВА 1 АНАЛИЗ СУЩЕСТВУЮЩИХ МЕТОДОВ НЕРАЗРУШАЮ-ЩЕГО КОНТРОЛЯ, ДИАГНОСТИКИ И УПРАВЛЕНИЯ ПОТЕНЦИАЛЬНО ОПАСНЫМИ ОБЪЕКТАМИ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Список литературы диссертационного исследования доктор наук Поваров Владимир Петрович, 2020 год

/ \

1 *

1 —— -—

7Я) 3:С0 МО 10: И 11 Я) 12:00 ' 3:00 14:00

Время, ч

■Давление вреапоре — Давление б ПГ4 — 1 СШ №111, гонад — [ г.н. 1 контура, юна Ж

Деформации на СШ №111 под углом 45 , 30.06 (ГИ 2 контура нз плотность)

2 С

-27: ■4 -6 -а

-1С -12 -14 -16 -1В -20 -22 -24 -216

к,

- 36— -& ¡5- —н; еб— —н 59- —15 ве— — ^ -4

/

1 у / /

1 //

у 1

и

и

\\ . / /

Вр«МЯ. Ч

-2С4 {зона Д, 45) —223 (аона И, 45)

Осевые деформации на СШ №111,30,08 [ГИ 2 контура на плотность)

9 4

2 О

-2?г 4 -3 -3 -10 -12 ■14 -19 -13 -20 -22 -24

ч

В ю э. X] 10 00 11 00 12 13, ОС 14

1 /

/

/

/

у

\ /

V /

V

СО

Врет, ч

—203 (зона Г, 00) 2Ю(кнаА90)-20В (зона Д, М)-222 (аона Ц Э0)

Кольцевые деформации на СШ №111.30,03 (ГИ 2 контура на плотность}

8 1 4-2 0

И А-

-А

-8 ■

0 -10

1 "|2

-14

-16 -1е -20

Время, ч

■ 2Я2 (ии Д. 0} — 214 (жна Е С: —221 (зона И, С:

Ю

и)

к

о

К

о «

£

со

О

а

ТЗ р

а р

а й о н и о о н №

О)

а

О)

а а

О)

й О)

о

а ас

и

со О

а

00 О)

о О О

ю

о Ж

ил

а ^з а

ч

К

ю

Параметры 1,2 контора, 08.09 (ГИ 2 контура на плотность)

140

120

14 3« 100

<1 ш

й 00

i я

* е 60

с 3

а- 40

20

0

а аа

2:00

3:00 дни

4:00

5:00

е:аа

-Давление в реакторе ^—Давление в ПГ-4 ^—1 СШ №111 зона Д —I г.н. 1 контура, зона Ж

Деформации на СШ №111 год углом45 ,08.09 (ГИ 2 контура на плотность)

2

0

-я

3

-а

ь

о -в

-я

-1?

3 -14

ь

1

а -1е

-20

-22

-24

1

>

1 г

1 к

/

/7

и

Л

Вречи, ч

—204 >.эона Д 45) — 223 рта И 45)

Осевые деформации на СШ N2111,08,09 (ГИ 2 контура на плотность)

2п

0

-И-

«0 А

? ■А ■

и. -3-

О

к £ -10-

Я" ? 12

а. -И

-1В

Ч -1П-

-7П

-22 ■

-?4 ■

В- -4; Ь- 1- * н- зе— Е^Ёа

/

/ 1 1

1

- Л 1

Врекя, ч

-2Ю (зона Г, 90) Ж- (зона Д 90)-20В (зона Д, 90) — 222 (зона Д 90)

Кольцевые деформации иа СШ №111, 09.03 (ГИ 2 контура на плотность)

12-

Ю-

в-

6

• 4

6 ?-

о

□

\

а 3

1 * -г

-ш

■12

■14

■15

Время, ч

■ 2й2 (эос д. 0} —214 (па е, а) —221 (зонз и, 0)

ю О

Рисунок 7 - Изменение деформаций в зоне СС №111-1 5ПГ-4 при ГИ 2 контура на плотность с последующим повышением давления в 1 контуре,

08.09.2011 г

Рисунок 8 - Изменение поля температур и деформаций в зоне СС №111-1 5ПГ-4при разогреве РУ до «горячего» состояния, 31.08.2011 г. - 01.09.2011 г

Рисунок 9 - Изменение поля температур и деформаций в зоне СС №111-1 5ПГ-4 при расхолаживании РУ до «холодного» состояния, 02.09.2011 г. -

03.09.2011 г

Рисунке 10 - Изменение поля температур и деформаций в зоне СС №111-1 5ПГ-4при разогреве РУ до «горячего» состояния, 09.09.2011 г. - 10.09.2011 г

Рисунок 11 - Изменение поля температур и деформаций в зоне СС №111 -1

5ПГ-4 при останове РУ

Рисунок 12 -Изменение перемещений элементов ПГ-ГЦТ при разогреве РУ до «горячего» состояния, 29.08.2011 г.-01.09.2011 г

Рисунок 13 - Изменение перемещений элементов ПГ-ГЦТ при расхолаживания РУ до «холодного» состояния, 02.09.2011 г.-03.09.2011 г

Рисунок 14 - Изменение перемещений элементов ПГ-ГЦТ при разогреве РУ до «горячего» состояния, 07.09.2011г.-10.09.2011г

ПРИЛОЖЕНИЕ 2 Визуализация приведенных напряжений в корпусе ПГ

Рисунок 1 - Расположение линий вывода графиков распределения напряжений в зоне СС№111-1

Рисунок 2 - Распределение приведенных напряжений а1-а3 в корпусе ПГ при действии давления первого контура Р1 = 1 Мпа

Рисунок 3 - Распределение приведенных напряжений а1-а3 в корпусе ПГ при действии давления первого контура Р1 = 1 МПа (укрупненные

фрагменты)

Рисунок 4 - Распределение приведенных напряжений а1-а3 в галтели при действии давления первого контура Р1 = 1 МПа

Рисунок 5 - Распределение приведенных напряжений а1-а3 на внешней поверхности СС№111-1 при действии давления первого контура Р1 = 1 Мпа

Рисунок 6 - Распределение приведенных напряжений а1-а3 в корпусе ПГ при действии давления второго контура Р2 = 1 Мпа

Рисунок 7 - Распределение приведенных напряжений а1-а3 в корпусе ПГ при действии давления второго контура Р2 = 1 МПа (укрупненные

фрагменты)

Рисунок 8 - Распределение приведенных напряжений а1-а3 в галтели при действии давления второго контура Р2 = 1 Мпа

Рисунок 9 - Распределение приведенных напряжений а1-а3 на внешней поверхности СС№111-1 при действии давления второго контура Р2 = 1 Мпа

Рисунок 10 - Распределение приведенных напряжений а1-а3 в корпусе ПГ при равномерном разогреве первого и второго контуров до 100 0С

8ТЕР=1

3- зз;мга;

М1М =+8 19Е-001

Н.74Е+0СЮ

■3.26Е I Э00

■Н.77Е-НЮ0

-к 29Е-КЮ0

«■7Л1Е+000

+9.33Е4000

«-1.08ВС01

-1 24Е+001

И.39Е*001

■И.54Е4001

-1.65С+50-

84Е+001

И.Э9Е+0С1

+2.15Е4001

-? 30Е-Ю01

+2 15Е+001

■2.ССЕ I 30-

4-2.75Е4001

+3 06Е+001

МАХ - - 3.1 £Е 1 301

Рисунок 11 - Распределение приведенных напряжений а1-а3 в корпусе ПГ при равномерном разогреве первого и второго контуров до 100 0С

(укрупненные фрагменты)

Рисунок 12 - Распределение приведенных напряжений а1-а3 в галтели при равномерном разогреве первого и второго контуров до 100 0С

Рисунок 13 - Распределение приведенных напряжений а1-а3 на внешней поверхности СС№111-1 при равномерном разогреве первого и второго

контуров до 100 0С

Рисунок 14 - Распределение приведенных напряжений а1-а3 в корпусе ПГ при перемещении крышки горячего коллектора на 1 мм в направлении оси

III

Рисунок 15 - Распределение приведенных напряжений а1-а3 в корпусе ПГ при перемещении крышки горячего коллектора на 1 мм в направлении оси

III (укрупненные фрагменты

Рисунок 16 - Распределение приведенных напряжений а1-а3 в галтели при перемещении крышки горячего коллектора на 1 мм в направлении оси III

Рисунок 17 - Распределение приведенных напряжений а1-а3 на внешней поверхности СС№111-1 при перемещении крышки горячего коллектора на 1

мм в направлении оси III

Рисунок 18 - Распределение приведенных напряжений а1-а3 в корпусе ПГ при перемещении крышки горячего коллектора на 1 мм в направлении оси

II

Рисунок 19 - Распределение приведенных напряжений а1-а3 в корпусе ПГ при перемещении крышки горячего коллектора на 1 мм в направлении оси

II (укрупненные фрагменты)

STEP=1

\

J \ \

/ у

7 у \

/ \ / \

/ \ / \

\ у \ /

\ 7 /

\ 7 7

V

о +

о

о +

о о

=0 +

о о

(М

о о

(о

(N1 +

о о

(N1 +

+ + Distance from first point on the line

о о см

о +

о о

го +

о о о

Рисунок 20 - Распределение приведенных напряжений а1-а3 в галтели при перемещении крышки горячего коллектора на 1 мм в направлении оси II

STEP=1

\

\ к

\

\ \ ч

\ \ /

\

■

V

\

\

Y

+0.50

о о -¡г

о о со

+

Distance from first point on the line

Рисунок 21 - Распределение приведенных напряжений а1-а3 на внешней поверхности СС№111-1 при перемещении крышки горячего коллектора на 1

мм в направлении оси II

ПРИЛОЖЕНИЕ 3 АКТЫ, ПАТЕНТЫ, СВИДЕТЕЛЬСТВА

НОВОВОРОНЕЖСКАЯ АЭС

Акционерное общество «Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях» (АО «Концерн Росэнергоатом»)

1FfW»

т ы и/инйсенер

______Л.И. Федоров

>>f Л? 2018

Филиал АО «Концерн Росэнергоатом «Нововоронежская атомная станция» (Нововоронежская АЭС)

АКТ

о внедрении результатов диссертационной работы Поварова В.П. на тему: «Методология использования систем многопараметрического неразрушающего контроля и диагностики для безопасной эксплуатации ядерно-

энергетических установок»

Разработанная в рамках диссертационной работы Поварова В.П. система online мониторинга стратификации дыхательного трубопровода (ДТ) компенсатора давления внедрена на Нововоронсжской атомной электростанции в виде информационной компьютеризированной измерительной системы, состоящей из контрольных датчиков температуры, кабельных линий связи, блока сбора и обработки данных и конечно-элементного расчетного модуля для анализа термосиловой нагруженности и эксплуатационной повреждаемости.

В ходе on-line мониторинга обнаружены значимые термо-циклические нагрузки в ДТ, связанные с температурной стратификацией при различных режимах работы блока, в т.ч. при останове турбины. Разработаны компенсирующие мероприятия, связанные с изменением эксплуатационных процедур для снижения температурных напряжений от стратификации.

Ожидаемый годовой экономический эффект от внедрения данной системы за счет исключения убытков от недополученной выручки из-за необходимости внепланового ремонта ДТ составляет около 750 млн. руб. в год.

Начальник ПЭО

Начальник ОТД, к.т.н.

Е.В. Смородинов

М.Т. Слепов

&

ЮСЭИ1РГОАТОМ

НОВОВОРОНЕЖСКАЯ АЭС

Акционерное общество «Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях» (АО «Концерн Росэнергоатом»)

Филиал АО «Концерн Росэнергоатом» «■Нововоронежская атомная станция» (Нововоронежская АЭС)

YTBEJ? Главны.

енер

А.И. Федоров 2018

АКТ

о внедрении результатов докторской диссертации Поварова В.П., выполненной на тему: «Методология использования систем многопараметрического неразрушающего контроля и диагностики для безопасной эксплуатации ядерно-энергетических установок»

Разработанная в рамках диссертационного исследования система акустико-эмиссионного мониторинга повреждаемости защитной оболочки (ЗО) предназначена для удаленного on-line мониторинга состояния ЗО.

В качестве контрольных измерительных устройств используются датчики температуры, деформации и перемещения. Место установки датчиков определяется зоной максимальной эксплуатационной дефектности. Датчики размещены в зоне найденной протяженной поверхностной трещины и снабжены автономными блоками питания и передачи данных по беспроводному радиоканалу в электронный блок сбора и обработки данных. Система позволяет диагностировать, обнаруживать, локализовать и регистрировать источники акустической эмиссии (дефекты) в бетонных конструкциях защитной оболочки энергоблока №5 Нововоронежской АЭС в процессе замены арматурных канатов, при этом обеспечен непрерывный контроль за состоянием ЗО в процессе эксплуатации энергоблока №5, мониторинг степени раскрытия обнаруженной трещины. Разработаны рекомендации по схеме замены канатов преднапряжения и усилий их натяжения. Расчетно-экспериментальный анализ состояния ЗО с использованием системы принятия решений на основе прогноза о развитии дефектов позволил продлить срок эксплуатации ЗО в составе энергоблока № 5 на 30 лет, что обеспечивает получение ежегодной выручки в размере более 9 млрд. руб.

Система может быть использована для контроля элементов несущих конструкций энергоблоков АЭС и позволяет обнаруживать развивающиеся трещины, коррозию, дефекты сварки, расслоения, включения, течи в различных материалах: металлах, композитах, бетоне, что соответствует рекомендациям МАГАТЭ, изложенным в руководящем документе по управлению ресурсными характеристиками железобетонных конструкций АЭС.

Начальник РЦ-5 Начальник ОТД, к.т.н. Начальник ПЭО

А.Г. Каприелов -Q М.Т. Слепов Е.В. Смородинов

РОСЭНЕРГОАТОМ

НОВОВОРОНЕЖСКАЯ АЭС

Д ===

Акционерное общество «Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях» (АО «Концерн Росэнергоатом»)

Филиал АО «Концерн Росэнергоатом» «Нововоронежская атомная станция»» (Нововоронежская АЭС)

УТВЕ Глав

снер

А.И. Федоров 2018

АКТ

о внедрении результатов докторской диссертации Поварова В.П., выполненной на тему: «Методология использования систем многопараметрического неразрушающего контроля и диагностики для безопасной эксплуатации ядерно-энергетических установок»

Разработанная в рамках диссертационной работы система непрерывного мониторинга эксплуатационной повреждаемости узла приварки коллектора к патрубку Ду1200 парогенератора (сварное соединение (СС) №111) внедрена на 5-м энергоблоке Нововоронежской АЭС. Информационная компьютеризированная измерительная система предназначена для анализа фактических температурных полей и деформаций в зоне СС№111, акустико-эмиссионного on-line мониторинга образования и развития эксплуатационных трещин. В переходных режимах работы реакторной установки (разо1рев, расхолаживание) выявлены термоудары, не учтенные в проекте и вносящие существенный вклад в эксплуатационную повреждаемость зоны СС№111.

Внедрение системы непрерывного мониторинга эксплуатационной повреждаемости позволяет оценивать динамику развития дефекта и применять превентивные компенсирующие меры, позволяющие минимизировать затраты на ремонт СС№111. Ожидаемый экономический эффект за счет минимизации объемов как прямых, гак и косвенных убытков при повреждении узла приварки коллектора к патрубку ПГ в зоне СС№111 составляет более 105 млн.руб.

Полученный положительный опыт по разработке и использованию системы многопараметрического расчетно-экспериментального мониторинга состояния ответственного оборудования в процессе эксплуатации энергоблока, позволяет рекомендовать такие системы для контроля «живучести» наиболее нагруженных зон оборудования. Данная методология рекомендована как наиболее перспективная для АЭС и включена технический документ МАГАТЭ №NP-T-3.18 «Управление ресурсными характеристиками атомной станции в процессе длительной эксплуатации».

Заместитель главного инженера Начальник ОТД, к.т.н.

Н.В. Степин М.Т. Слепов

Лдрсс: 140180. Московская обл.. г. Жу конский, ул. Жу конского, д. I. корпус 30. тг/ком 2/47 тел./факс [phone]

ОбщееI во с о| ранпчеппоп ответственностью «НАУЧНО-СЕРТИФИКАЦИОННЫИ УЧЕБНЫЙ ЦЕНТР МАТЕРИАЛОВЕДЕНИЯ И РЕСУРСА КОМПОНЕНТОВ ЯДЕРНОЙ ТЕХНИКИ «ЦЕНТР МАТЕРИАЛОВЕДЕНИЯ И РЕСУРСА» ООО «НСУЦ«ЦМиР»

Исх. № от ctJ.fi1/. Я&/&

11а №

от

АКТ

Использования результатов научно-исследовательских и проектно-конструкторских работ, выполненных в рамках подготовки и представления диссертационных материалов Поварова Владимира Петровича.

Главной проблемой, стоящей перед атомной энергетикой в начале нашего века, оказалась проблема дальнейшего существования. В рамках этой глобальной проблемы особое место занимают прикладные исследования и разработки по управлению ресурсными характеристиками с целью обеспечения приемлемого уровня безопасности атомных станций (АЭС) с водо-водяными энергетическими реакторами. В первую очередь, это относится к реакторным установкам первого поколения , при проектировании которых не использовались современные пассивные системы безопасности, которые, в сочетании с активными и традиционными пассивными системами, позволяют более эффективно предотвращать и смягчать последствия проектных и запроектных аварий.

Проект РУ «малой серии» был разработан для относительно узкого спектра режимов нормальной эксплуатации, нарушения нормальной эксплуатации, проектных аварий и. по этой причине, не может в полной мере соответствовать требованиям современной научно-технической документации, разработанной для повышения безопасности и обоснования продления проектного срока службы АЭС.

С целью компенсации этого противоречия, необходимо разрабатывать внедрять в практику эксплуатации новые подходы к прогнозной диагностике фактической повреждаемости — «старения» - критических зон ответственного оборудования.

Наиболее перспективным направлением является объединение экспериментальных методов диагностики фактической термосиловой нагруженности с методами контроля текущей дефектности с целью оперативной расчетной оценки накопления повреждаемости и установления наиболее значимых эксплуатационных воздействий, приводящих к разрушению.

Диссертационная работа Поварова В.П. посвящена развитию этого нового направления. Новизна выбранных технических решений подтверждена Патентом РФ №2574578 «Система многопараметрического непрерывного мониторинга

эксплуатационной повреждаемости оборудования атомных станций», соавтором которого Поваров В.П. является.

Система многопараметрического он-лайн мониторинга позволяет более детально, а, следовательно, более объективно изучать основные закономерности эксплуатационных повреждений, получать генеральные совокупности экспериментальных данных, обеспечивающих прогнозирование безопасной эксплуатации и устанавливать причинно-следственные связи, приводящие к разрушению. Полученные расчетно-экспериментальные сценарии фактической эксплуатационной повреждаемости на всех этапах эксплуатации - пуска, работы на мощности, останова блока - позволяют также разрабатывать компенсирующие мероприятия и оценивать их эффективность.

С 2013 по 2018 год на основе методологии расчетно-экспериментального многопараметрического мониторинга ООО НСУЦ ЦМиР при участии Поварова В.Г1. были выполнены следующие проекты:

1. Оценка эксплуатационной повреждаемости узла приварки коллектора к патрубку ДУ 1200 парогенераторов 5 блока НВАЭС. Разработка и внедрение компенсирующих мероприятий.

2. Разработка и внедрение он-лайн АЭ и УЗ мониторинга эксплуатационной дефектности парогенераторов 5 блока НВАЭС с целью недопущения разрушения металла CCN111 выше допустимого уровня.

3. Разработка и внедрение системы мониторинга непроектного термосилового нагружения сварных соединений дыхательного трубопровода компенсатора давления 5 блока НВАЭС вследствие стратификации теплоносителя, разработка компенсирующих мероприятий по управлению ресурсными характеристиками и обеспечению дальнейшей безопасной эксплуатации.

4. Разработка и внедрение системы мониторинга фактической нагруженности и повреждаемости защитной оболочки 5 блока НВАЭС с целью обоснования продления проектного срока службы и оценки влияния плановой замены канатов на фактическую повреждаемость.

5. Разработка и внедрение системы расчетно-экспериментального мониторинга вибронагруженности ГЦТ и ДТ энергоблока N1 НВАЭС-2 с целью оценки фактической циклической повреждаемости.

Поваров В.П. принимал непосредственное участие на следующих стадиях выполнения этих проектов: обсуждение проекта, выбор наиболее эффективного проектного решения, проведение лабораторных экспериментов и их анализ, разработка расчетной модели, сбор и анализ экспериментальных данных, выводы и рекомендации, представление и защита результатов в Ростехнадзоре.

Успешное и эффективное внедрение методологии многопараметрического мониторинга в практику эксплуатации 5 блока НВАЭС позволило получить

очевидный весомый экономический эффект за счет снижения ремонтов и и неплановых остановов РУ, и, главное - обеспечить приемлемый уровень эксплуатационной безопасности на сверхпроектном сроке эксплуатации блока.

Дальнейшее использование систем многопараметрического мониторинга эксплуатационной повреждаемости позволит гарантировать недопущение разрушения наиболее нагруженных зон оборудования 1 контура и контаймента 5 блока. Разработанная методологии и опыт ее практического использования на 5 блоке НВЛЭС даёт возможность рекомендовать ее для дальнейшего внедрения на других блоках АЭС с ВВЭР.

Основные методические решения и результаты практического использования методологии многопараметрического мониторинга получили высокую международную экспертную оценку и вошли в базовые рекомендации МАГАТЭ по управлению ресурсными характеристиками АЭС с PWR, что отражено в следующих технических документах:

1. IAEA Nuclear Energy Series №NP-T-3.18 "Plant Life Management Models for Long Term Operation of Nuclear Power plants".

2. IAEA Nuclear Energy Series №NP-T-3.25 "Economic Assessment of the Long Term Operation of Nuclear Power Plants: Approaches and Experience".

3. IAEA Nuclear Energy Series №NP-T-3.5 "Ageing Management of Concrete Structures in Nuclear Power Plants".

Генеральный директор Общества с ограниченной ответственностью «Научно-сертификационный учебный центр материаловедения и ресурса компонентов ядерной техники «Центр материаловедения и ресурса», доктор тех. наук, технический эксперт МАГАТЭ по направлению Nuclear Power Engineering

О.В. Малиновская

М.Б. Бакиров

о внедрении результатов диссертационной работы Поварова Владимира Петровича

11рограммный комплекс (I IK) прогнозирования информативных параметров в задачах управления процессами функционирования АЭС на основе ANFIS-подобной нечетко - нейронной сети, разработанный в рамках диссертационной работы Поварова В.П., был использован при принятии решения о проведении дополнительного неразрушающего контроля узлов приварки коллектора к патрубку Ду1200 парогенераторов (СС № 111) энергоблока №1 Балаковской АЭС при продлении срока его эксплуатации. При эксплуатации АЭС с ВВЭР-1000 были выявлены некомпенсированные повреждения в виде трещин, вплоть до сквозных, в зоне СС №111. В качестве основы для принятия решения о дополнительном контроле был использован статистический анализ данных (начиная с 1980года) о повреждениях критических зон (СС №111) всех эксплуатируемых энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000, включая 1 энергоблок Балаковской АЭС. С помощью набора продукционных правил, сформированных на основе экспертных оценок с использованием моделей нейропрогнозирования ANFlS-нодобной нечетко - нейронной сети, внедрены рекомендации по исключению термошоков в зоне СС№ 111 путем внесения изменений в инструкцию по эксплуатации системы продувки парогенераторов. Выполнен анализ развития дефектов в зависимости от термосиловой нагруженности зоны СС №111 шва для различных режимов эксплуатации энергоблока №1 Балаковской АЭС. Можно сделать вывод, что ПК прогнозирования информативных параметров в задачах управления процессами функционирования АЭС на основе ANFIS-подобной нечетко - нейронной сети, позволяет решить ряд актуальных задач по обеспечению «живучести» сварных соединений №111 горячих коллекторов ПГ и является универсальным методом для поддержки принятия решений в случае развития дефектов в критических зонах оборудования.

Главный инженер Начальник ОДМиТК

О.Е. Романенко С.В. Якушев

Сальников _2019 г.

о внедрении результатов диссертационной работы Поварова Владимира Петровича

Система непрерывного мониторинга эксплуатационной повреждаемости (СНМЭП) узла приварки коллектора к патрубкТХ'оО парогенератора (сварное соединение (СС) №111), разработанная в рамках диссертационной работы к.т.н. Поварова В.П. был" смонтировГа™ патрубке горячего коллектора ПГ-2 энергоблока №1 Ростовской АЭС «mJ1нф°рМационная компьютеризированная измерительная система