Введение к работе
Актуальность работы: В настоящий момент в отечественных и зарубежных нормативных документах особое внимание уделяется вопросам старения металла и управления ресурсными характеристиками оборудования и трубопроводов, решить которые невозможно без знания количественных характеристик накопленного повреждения металла по различным механизмам и прогноза исчерпания ресурса на дальнейшую эксплуатацию. При решении задач обоснования прочности оборудования на этапе эксплуатации необходимо учесть реальные нагрузки на оборудование от всех возможных нагружающих факторов, а также наличие начальной дефектности, максимально используя при этом имеющийся объем информации в проектных теплогидравлических и прочностных расчетах. В процессе эксплуатации реакторной установки (РУ) реальное нагружение существенно отличается от предполагаемого нагружения, принятого при проведении проектных расчетов на прочность. Это подтверждено различными измерениями на энергоблоках АЭС.
Поэтому вопрос непрерывного контроля величины накопления повреждения металлом оборудования и трубопроводов РУ по реальному нагружению и реальному состоянию металла с оценкой остаточного ресурса в процессе эксплуатации АЭС становится основным элементом управления ресурсными характеристиками, является актуальным и требует дальнейшего развития.
Цель работы. В результате анализа предыдущих разработок была поставлена цель с использованием диагностического мониторинга параметров эксплуатации оборудования РУ, расчетным путем, проводить оценки остаточного ресурса оборудования РУ. Все решения должны быть увязаны в единую систему автоматизированного контроля остаточного ресурса (САКОР), которую представляется возможным поставлять на АЭС и которая может вести постоянный контроль остаточного ресурса без привлечения сложных расчетных схем, используемых при проектировании РУ. Для возможности создания такой системы необходимо создать методику расчета напряженного состояния оборудования и трубопроводов РУ по нагружающим факторам, а также определения нагружающих факторов по показаниям датчиков, установленных на энергоблоке. САКОР должна осуществлять автоматизированный контроль состояния металла оборудования и трубопроводов АЭС по его реальному нагружению и данным эксплуатационного контроля.
Научная новизна диссертационной работы состоит в разработке методологии расчетно-экспериментального подхода к диагностированию остаточного ресурса оборудования, которая включает в себя ряд этапов.
1 Предложены методы выбора контрольных точек и сечений для конкретной РУ, в которых должны определяться напряжения в процессе эксплуатации и оцениваться остаточный ресурс по различным механизмам повреждения.
2 Выведена общая формула зависимости напряжений от нагружающих факторов, вызванных давлениями первого и второго контуров, температурной компенсации трубопроводов в условиях стеснения реальными перемещениями оборудования и наличия стратификации теплоносителя, термопульсациями и термоударами от впрыска холодного теплоносителя во всех эксплуатационных режимах с использованием интегрального метода Дюамеля.
3 Разработана методика расчета нагружающих факторов по показаниям штатных датчиков. Методика позволяет рассчитывать реальные перемещения оборудования РУ, среднюю температуру по сечению трубопроводов, температурный момент от стратификации теплоносителя, температуру внутренней поверхности трубопровода по наружной температуре путем решения обратной задачи и использовать датчики косвенного влияния для определения температур внутренней поверхности оборудования в зоне узла.
4 Разработаны различные методы определения коэффициентов в зависимостях напряжений от нагружающих факторов, связанных с использованием проектных поверочных расчетов на прочность, и получения недостающих данных с проведением дополнительных расчетов от единичных воздействий нагружающих факторов.
5 Предложены алгоритмы оценки остаточного ресурса по различным механизмам повреждения с использованием нормативных методов.
Практическая ценность работы состоит в следующем:
Разработанная методология непрерывной оценки накопленного повреждения и остаточного ресурса позволяет решить важную научную и народно-хозяйственную проблему прогнозирования времени возможного исчерпания ресурса по критериям прочности оборудования и позволяет управлять ресурсными характеристиками оборудования РУ для своевременного принятия решения о реализации компенсирующих мероприятий, проведения неразрушающего контроля (НК), ремонта или замены оборудования.
Данная методология доведена до конечного продукта применительно к РУ ВВЭР (системы САКОР), который поставляется на вновь строящиеся и действующие АЭС, повышая их безопасность, обеспечивает расчетным обоснованием обоснование остаточного ресурса оборудования РУ.
Внесение в проект РУ САКОР повышает его конкурентоспособность, как в полной мере соответствующего действующей международной нормативной документации и требованиям МАГАТЭ в части управления ресурсными характеристиками.
Внедрение разработанной САКОР для РУ ВВЭР позволяет автоматизировано проводить оперативное прогнозирование выработки ресурса оборудования и трубопроводов по различным механизмам повреждения в процессе эксплуатации РУ и на его основе готовить материалы для обоснования безопасной эксплуатации оборудования РУ:
при переходе на режимы суточного маневрирования мощностью (автоматический учет накопленного усталостного повреждения в режимах изменения мощности);
при переходе на эксплуатации АЭС с увеличенным межремонтным периодом;
для контроля напряженного состояния в процессе эксплуатации в зонах выявленных повреждений в том числе, кармана коллектора парогенератора (ПГ);
при продлении срока службы РУ;
при превышении проектного количества режимов, установленного в технологическом регламенте;
при обосновании остаточного ресурса оборудования РУ в случае протекания единичного по проекту и непроектного режима (например, режим, связанный с непосадкой предохранительного клапана БРУ-А);
для оптимизации эксплуатационных режимов и выявления неблагоприятных нагружающих факторов.
Основные положения, выносимые на защиту:
методология контроля остаточного ресурса оборудования РУ ВВЭР;
способы выбора контрольных точек для РУ конкретного энергоблока и механизмов накопления повреждения в этих контрольных точках;
методика расчета нагружающих факторов на оборудование по показаниям штатных датчиков;
методика определения напряженного состояния по нагружающим факторам;
методы определения коэффициентов в зависимостях напряжений от нагружающих факторов;
верификация функциональных зависимостей напряжений от нагружающих факторов эксплуатации на основе проектных расчетов на прочность;
выбор алгоритмов сбора информации по показаниям штатных датчиков, задействованных САКОР, ее хранения и обработки в процессе эксплуатации АЭС.
выбор алгоритмов оценки накопленного усталостного повреждения и остаточного ресурса.
Достоверность и обоснованность результатов исследований обуславливается использованием математически точных формул для определения напряжений с использованием интеграла Дюамеля. Выведена общая формула зависимости напряжений от нагружающих факторов. Данная формула не является эмпирической, а выведена из общих уравнений теплопроводности и термоупругости. При этом показано, какие допущения сделаны при линеаризации задач, и какие частные задачи необходимо решить для получения каждого из коэффициентов в функциональных зависимостях напряжений от нагружающих факторов и при расчете нагружающих факторов.
Расчет интегральных температур и температурных моментов на трубопроводах для учета нестационарных процессов прогрева трубы выполняется по формуле с использованием интегрального соотношения Дюамеля, которая получена в процессе вывода формулы для напряжений.
Для верификации методики расчета перемещения корпуса ПГ по показаниям датчиков перемещения на гидроамортизаторах ПГ были проведены расчеты по реальным показаниям датчиков 3-го энергоблока Калининской АЭС и выполнено сравнение с результатами расчетов c использованием программы Mathcad.
Решение обратной задачи для поверхностных термометров сопротивления верифицировано по данным измерений на АЭС «Тяньвань» путем сравнения температуры внутренней поверхности соединительного трубопровода, полученной решением обратной задачи по показаниям поверхностных термопар системы пуско-наладочных измерений (СПНИ), и показаний штатных погружных термометров сопротивления в режимах с пульсациями температуры теплоносителя.
Балочные модели, используемые для получения коэффициентов в зависимостях напряжений от нагружающих факторов в виде интегральных температур и температурных моментов, а также непроектных перемещений верифицированы на основе балочных моделей, по которым проводилось обоснование прочности РУ.
Для ряда узлов трубопроводов, таких как тройники и гибы, выполнено сравнение результатов расчетов напряжений с результатами, полученными на поляризационно-оптических моделях.
Погрешности от принятых допущений (зависимость модуля упругости от температуры, аппроксимация зависимостей напряжений от нагружающих факторов, проведение расчета напряжений в упругой постановке, постоянный коэффициент теплоотдачи в процессе протекания режима) оценены с использованием результатов проектных прочностных расчетов для каждой контрольной точки.
Для оценки остаточного ресурса используются подходы, принятые в нормативной документации, а программное обеспечение проверено на тестовых примерах с использованием программы Mathcad.
Программное обеспечение САКОР аттестовано в научно-техническом центре по ядерной и радиационной безопасности (НТЦ ЯРБ) «Ростехнадзора» России (паспорт на программное средство № 161).
Апробация работы. Диссертационная работа была рассмотрена научно-техническим советом ОКБ «Гидропресс», материалы диссертации обсуждались на совещаниях с представителями ОКБМ им. Африкантова, НТЦ ЯРБ, ИЦП МАЭ, НИЦ «Курчатовский институт», ЗАО «Атомстройэкспорт», ПКФ концерна «Росэнергоатом», Ростовской АЭС, Калининской АЭС, Новоронежской АЭС и ЗАО «Диапром». Материалы доложены на международных конференциях в Китае, Украине, Финляндии.
Автором лично разработана методика, содержащая аналитический вывод из уравнений теплопроводности и термоупругости функциональных зависимостей напряжений от нагружающих факторов, а также предложены:
- методы расчета интегральных температур и температурных моментов при стратификации теплоносителя;
- методы расчета реального перемещения корпусов ПГ по показаниям датчиков перемещения на гидроамортизаторах;
- алгоритмы решения обратной задачи для поверхностных термометров сопротивления и верификация методов решения обратной задачи;
- метод расчета коэффициентов в функциональной зависимости напряжений от нагружающих факторов, основанный на использовании проектных прочностных расчетов;
- метод сбора информации по показаниям датчиков на АЭС и организации проведения расчетов накопленного усталостного повреждения;
- метод диагностирования напряженного состояния кармана коллектора ПГ по показаниям датчиков, установленных на оборудовании РУ;
- математический метод сравнения результатов экспериментального исследования и расчетов напряженного состояния, выполненных методом конечного элемента патрубковых соединений.
Автором с использованием данных САКОР выполнены анализы:
- протекания режимов, связанных с непосадкой предохранительных клапанов на оборудовании РУ и эксплуатационных случаев, в которых применение САКОР является наиболее актуальным;
- стратификации теплоносителя для различных трубопроводов, реальных перемещений корпусов ПГ и напряжений в зоне кармана коллектора первого контура;
- достаточности объемов и методов расчетного определения ресурса для задачи управления ресурсными характеристиками оборудования РУ.
Реализация и внедрение результатов исследований
Результаты исследований доведены до конечного продукта – системы внедренной на ряде энергоблоков АЭС с ВВЭР и готовой к внедрению на РУ проектов нового поколения.
САКОР-М введена в эксплуатацию на 1 энергоблоке Ростовской АЭС с ноября 2001 года, установлена на персональном компьютере автоматизированного рабочего места системы (ПК АРМ) САКОР-М. Программное обеспечение САКОР-М разработано под операционной системой Windows. С ноября 2004 года начата эксплуатация САКОР-М в составе системы контроля, управления и диагностики (СКУД) на 3-ем энергоблоке Калининской АЭС. Программное обеспечение САКОР-М применительно к 3-ему энергоблоку Калининской АЭС разработано под операционной системой Linux. С ноября 2005 года начата эксплуатация САКОР-428 в составе СКУД на реальной базе данных, получаемой со штатных датчиков 1-го энергоблока АЭС «Тяньвань». Программное обеспечение САКОР-428 разработано под операционной системой Unix (Solaris-8). В 2009 году САКОР-М введена в промышленную эксплуатацию на 2-ом энергоблоке Хмельницкой АЭС и 4-ом энергоблоке Ровенской АЭС. В 2011 году внедрена САКОР-446 на 1 энергоблоке АЭС «Бушер» и выполнена поставка САКОР-412 на 1, 2 энергоблоках АЭС «Куданкулам». При этом ПО САКОР-412 реализовано в виде прикладной задачи системы верхнего блочного уровня (СВБУ), работающей в автоматическом режиме. Данные системы можно отнести к системам первого поколения, аналогичным САКОР-М. В САКОР-М использовались упрощенные консервативные подходы определения температур в зонах патрубков подачи теплоносителя в оборудование РУ, не рассчитывались и не учитывались при расчете напряжений нагружающие факторы от реальных перемещений корпусов ПГ и стратификации на трубопроводах, что было связано с нехваткой объема штатного термосилового контроля. Остаточный ресурс контролировался в наиболее нагруженных (контрольных) точках, выбранных в соответствии с проектными поверочными расчетами на прочность и только по критерию накопления усталостного повреждения.
В 2009 году разработана и внедрена на 2-ом энергоблоке Ростовской АЭС система нового поколения САКОР-320 для РУ В-320, в которой учтены недостатки САКОР-М.
В 2010 году САКОР-213 установлена на 1, 2 энергоблоке Ровенской АЭС применительно к проекту В-213 ВВЭР-440, которая тоже относится к системам второго поколения. В этой системе предусмотрен дополнительный термоконтроль стратификации на соединительном трубопроводе поверхностными термопарами и использованы показания датчиков относительных перемещений системы СВРШД, которые установлены на ПГ.
Разработан технический проект САКОР-392М и САКОР-491 применительно к АЭС-2006 в двух конфигурациях, которые также являются системами нового поколения и предусмотрен дополнительный объем штатного термосилового контроля на этапе разработки технического проекта РУ.
В 2011 году внедрена на 4-ом энергоблоке Калининской АЭС САКОР-320, аналогичная внедренной на 2-ом энергоблоке Ростовской АЭС.
Похожие диссертации на Методология контроля остаточного ресурса оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР с использованием автоматизированной системы
