Разработка системы контроля остаточного ресурса оборудования реакторной установки ВВЭР по критерию усталостного повреждения тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Богачёв, Анатолий Викторович

• Богачёв, Анатолий Викторович
• кандидат технических наук
• 2006

Оглавление диссертации кандидат технических наук Богачёв, Анатолий Викторович

Условные обозначения.

Введение.

Глава

СОСТОЯНИЕ ВОПРОСА КОНТРОЛЯ УСТАЛОСТНОГО ПОВРЕЖДЕНИЯ РУ В ПРОЦЕССЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ.

1.1 Проблемы контроля целостности оборудования и трубопроводов в процессе эксплуатации.

1.2 Существующие методы прогнозирования усталостного повреждения в процессе эксплуатации.

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

Глава

МЕТОДОЛОГИЯ ОЦЕНКИ НАПРЯЖЕННОГО СОСТОЯНИЯ ОБОРУДОВАНИЯ РУ В ПРОЦЕССЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ.

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

2.2 Выбор нагружающих параметров эксплуатации для каждой контрольной точки.

2.3 Методика расчета напряженного состояния по параметрам эксплуатации.

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

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

2.3.3 Определение нагружающих факторов от температур теплоносителя.

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

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

2.3.6 Упрощенная формула для расчета приведенного напряжения в контрольной точке.

2.4 Верификация применяемых математических методов.

2.5 Примеры получения функциональных зависимостей напряжений от параметров эксплуатации.

Глава

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

3.1 Структура программного обеспечения САКОР-М.

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

3.3 Информационное обеспечение САКОР-М.

3.4 Описание работы комплекса программ САКОР-М.

3.5 Верификация и аттестация программного обеспечения САКОР-М.

3.5.1 Проверка модуля расчета местных напряжений по параметрам эксплуатации.

3.5.2 Проверка модуля расчета условно-упругих напряжений.

3.5.3 Проверка модуля схематизации циклов по «методу дождя».

3.5.4 Проверка модуля расчета усталостного повреждения по амплитуде напряжений.

3.5.5 Результаты верификации и обоснования программного обеспечения.

Глава

ВНЕДРЕНИЕ САКОР-М НА ДЕЙСТВУЮЩИХ ЭНЕРГОБЛОКАХ.

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

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

Глава

ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ СИСТЕМЫ САКОР-М.!.

5.1 Расширение контролируемых точек на оборудовании.

5.2 Оптимизация объема термосилового контроля оборудования в процессе эксплуатации.

5.3 Разработка аппроксимирующих формул для определения напряжений в контрольных точках.

5.4 Расширение числа контролируемых механизмов разрушения.

5.5 Общая структура системы САКОР-М.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка системы контроля остаточного ресурса оборудования реакторной установки ВВЭР по критерию усталостного повреждения»

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Практическая ценность состоит в следующем:

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

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

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

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

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

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

- оперативной оценки циклической повреждаемости в случае непроектных ситуаций

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

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

Реализация и внедрение результатов исследований

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

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

Апробация работы

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

Публикации

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

Автор защищает:

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

- методику определения напряженного состояния по параметрам эксплуатации;

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

- методы определения коэффициентов в зависимостях напряжений от параметров эксплуатации;

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

- алгоритмы расчета напряжений и оценки накопленного усталостного повреждения;

- верификация функциональных зависимостей напряжений от параметров эксплуатации.

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

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

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

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

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

- при продлении срока службы РУ;

- для оптимизации эксплуатационных режимов и выявления неблагоприятных нагружающих факторов.

6 ЗАКЛЮЧЕНИЕ

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Богачёв, Анатолий Викторович, 2006 год

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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