Содержание к диссертации
Введение
Глава 1Состояние вопроса контроля усталостного повреждения ру в процессе эксплуатации 14
1.1 Проблемы контроля целостности оборудования и трубопроводов в процессе эксплуатации 14
1.2 Существующие методы прогнозирования усталостного повреждения в процессе эксплуатации 15
1.3 Постановка задачи и развитие методики контроля накопленного усталостного повреждения в процессе эксплуатации 23
Глава 2 Методология оценки напряженного состояния оборудования ру в процессе эксплуатации 26
2.1 Выбор контрольных точек на оборудовании и трубопроводах РУ и нагружающих параметров эксплуатации 26
2.2 Выбор нагружающих параметров эксплуатации для каждой контрольной точки 28
2.3 Методика расчета напряженного состояния по параметрам эксплуатации 31
2.3.1 Определение температурного поля в конструкции по известным температурам теплоносителя и коэффициентам теплоотдачи 31
2.3.2 Определение краевых усилий от нагружающих факторов в задаче нахождения напряжений в контрольной точке узла 33
2.3.3 Определение нагружающих факторов от температур теплоносителя 38
2.3.4 Определение напряжений от внутреннего давления, от температурного поля и от краевых усилий в узле 47
2.3.5 Общая формула для определения напряженного состояния в наиболее нагруженной точке узла 50
2.3.6 Упрощенная формула для расчета приведенного напряжения в контрольной точке... 52
2.4 Верификация применяемых математических методов 53
2.5 Примеры получения функциональных зависимостей напряжений от параметров эксплуатации 57
Глава 3 Основные принципы построения автоматизированного контроля накопленного усталостного повреждения и остаточного ресурса оборудования РУ 65
3.1 Структура программного обеспечения САКОР-М 65
3.2 Обоснование местоположения и типа датчиков термосилового контроля для определения параметров эксплуатации РУ 71
3.3 Информационное обеспечение САКОР-М 73
3.4 Описание работы комплекса программ САКОР-М 76
3.5 Верификация и аттестация программного обеспечения САКОР-М 98
3.5.1 Проверка модуля расчета местных напряжений по параметрам эксплуатации 98
3.5.2 Проверка модуля расчета условно-упругих напряжений 102
3.5.3 Проверка модуля схематизации циклов по «методу дождя» 102
3.5.4 Проверка модуля расчета усталостного повреждения по амплитуде напряжений 103
3.5.5 Результаты верификации и обоснования программного обеспечения 104
Глава 4 Внедрение САКОР-М на действующих энергоблоках 105
4.1 Установка программного обеспечения САКОР-М на 1 энергоблоке Ростовской АЭС 105
4.2 Опыт эксплуатации САКОР-М на 1 энергоблоке Ростовской АЭС 108
Глава 5 Перспективы развития системы САКОР-М 117
5.1 Расширение контролируемых точек на оборудовании 117
5.2 Оптимизация объема термосилового контроля оборудования в процессе эксплуатации 118
5.3 Разработка аппроксимирующих формул для определения напряжений в контрольных точках 121
5.4 Расширение числа контролируемых механизмов разрушения 123
5.5 Общая структура системы САКОР-М 125
Заключение 128
Список литературы 130
- Существующие методы прогнозирования усталостного повреждения в процессе эксплуатации
- Выбор нагружающих параметров эксплуатации для каждой контрольной точки
- Обоснование местоположения и типа датчиков термосилового контроля для определения параметров эксплуатации РУ
- Опыт эксплуатации САКОР-М на 1 энергоблоке Ростовской АЭС
Введение к работе
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 актуальньш 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 полученньгх 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.
Существующие методы прогнозирования усталостного повреждения в процессе эксплуатации
Методы прогнозирования усталостного повреждения в процессе эксплуатации в атомной энергетики в мировой и отечественной практики имеют достаточно давнюю историю развития, практически с момента пуска первых энергоблоков. Один из первых примеров подобного контроля является проведение измерений на пуско-наладке энергоблоков [6]. При этом использовались методы термометрирования и тезометрирования на энергоблоке по результатам которых проводилась ручная обработка результатов и расчет напряжений в отдельных режимах и оценивался уровень нагруженности данного узла. Данная процедура достаточно долгая и трудоемкая и не дает возможности проводить расчеты по всей истории нагружению, а позволяет только выделить ряд непроектных режимов вносящих заметный вклад в повреждение металла оборудования и трубопроводов. Далее путем внесения конструктивных изменений или изменений технологического регламента эксплуатации исключить прохождение данных режимов и избежать возможного разрушения оборудования и трубопроводов. К тому же измерение напряжений представляется возможным проводить только на поверхности оборудования и трубопроводов РУ, что требует пересчета на наиболее нагруженные точки расположенные внутри конструкции. Тензометрирование проводится в условиях высоких температур металла, что сказывается на погрешности данного метода. Поэтому использование данного метода эффективно при исследовании поведения конструкции в неопределенных граничных условиях, измерение которых сложно прямыми методами.
В 1991 году было получено авторское свидетельство [7] и осуществлена попытка внедрения опытной системы на 1 энергоблоке Запорожской АЭС. В основу данного метода было положено определение регрессионной зависимости напряжений от параметров эксплуатации, получаемой по данным тензометрирования [8]. На основании данных зависимостей была выполнена попытка создания первой версии системы САКОР, описанной в [9]. Однако трудоемкость метода тензометрирования, погрешности измерений, труднодоступ-ность наиболее нагруженных узлов РУ и необходимость определения всего тензора напряжений не позволили получить зависимости напряжений от параметров эксплуатации, В дальнейшем при развитии САКОР осуществлялась попытка использовать не данные тензометрирования, а результаты поверочных прочностных расчетов, выполненных Главным конструктором РУ. Однако формула зависимости напряжений от параметров эксплуатации, используемая в [9] вносила существенные погрешности при определении напряжений в переходных режимах.
Несколько другим подходом является получение зависимости напряжений от параметров эксплуатации путем прямого расчета напряженно-деформированного состояния узла методом конечных элементов. При этом предварительно необходимо составить расчетную модель, связывающую параметры нагружения (давления, температуры, различные силовые факторы) с напряженным состоянием в наиболее нагруженных точках, а также разработать методику задания нагружающих факторов и граничных условий. На зарубежных атомных станциях также внедряются подобные системы, и отмечается высокая эффективность их использования, как со стороны повышения безопасности, так и с экономической стороны.
В рамках проектов TACIS, на Кольскую АЭС была поставлена аппаратная часть системы «FAMOS», разработки немецкой фирмы «Siemens». В объем поставки входили термометры сопротивления (термопары), устанавливаемые на наружную поверхность оборудования и трубопроводов, сервер для организации ведения и хранения базы данных по показаниям термометров и блок коммутации между ними (кабели, преобразователи сигналов и т.п.).
На данную систему возлагались задачи определения температурных полей в условиях стратификации теплоносителя, температурного впрыска холодного теплоносителя, термопульсаций. Большое внимание уделялось исследованию эффекта стратификации для дыхательного трубопровода в переходных режимах. Для его оценки использовалась система измерения температур (часть системы «FAMOS») установленная на дыхательном трубопроводе 1 энергоблока Кольской АЭС. На рисунке 1.1 представлены места установки термопар на наружной поверхности дыхательных трубопроводов. Однако в связи с отсутствием методической части определения напряжений по показаниям термопар применительно к РУ В-230 был реализован только сбор информации и хранение его на стримерных лентах. В первую очередь это связано с методологией расчета усталостного повреждения предложенной фирмы «Siemens», заключающейся в ее экспресс оценки на энергоблоке и детального учета переходных режимов путем проведения расчетов МКЭ. Данный подход не позволяет поставлять вместе с аппаратной частью программное обеспечение, учитывающее циклы нагруже-ния непосредственно на энергоблоке.
Создание подобного программного обеспечения было поручено Российской стороне. В рамках данной работы был предложен к использованию метод получения функциональных зависимостей между напряжениями и показаниями датчиков с использованием интегрального соотношения Дюамеля [10, 11]. Для получения функциональных зависимостей применялся метод расчета напряжений от единичных воздействий МКЭ и получения базовых функций для всего тензора напряжений в табличном виде. Наличие поверхностных термопар также потребовало решения обратной задачи [12], решение которой не является единственной. Однако реального завершения данная работа не получила по ряду технических причин.
Позднее в рамках работы по внедрению концепции «Течь перед разрушением» на I, 2 энергоблоках КолАЭС часть информации собранная системой «FAMOS» была обработана для верхней оценки напряжений от стратификации. Анализ стратификации в дыхательном трубопроводе 1 блока Кольской АЭС проводился при различных режимах работы энерго- блока [13]. Напряжения рассчитывались консервативно, без учета самокомпенсации трубопроводов. На рисунках 1.2 и 1.3 представлены обработанные результаты измерений температур на дыхательном трубопроводе.
Основной вклад в местные напряжения будет вноситься неравномерным температурным полем по толщине от термоударов на внутренней поверхности дыхательного трубопровода, а не распределение температурного поля по углу. Для решения этой задачи необходимо использовать погружные проектные термопары, установленные на дыхательном трубопроводе. По рассмотрению графиков изменения в каждом из переходных режимах можно заключить, что не представляется возможным оценить число циклов и размах местных напряжений в переходных режимах.
Выбор нагружающих параметров эксплуатации для каждой контрольной точки
В общем случае произвольный узел первого контура РУ ВВЭР-1000 обладает следующими типами границ: - теплоизолированные и ненагруженные границы (внешние поверхности трубопрово дов и оборудования); - границы, контактирующие с теплоносителем (внутренние поверхности трубопрово дов и оборудования). На каждой такой границе Sk (k = 1...К, К- число таких границ) прило жено внутреннее давление и задан конвективный теплообмен с теплоносителем; - условные границы, полученные при отбрасывании части конструкции. На каждой такой границе Sn (n = 1...N, N - число таких границ) заданы воздействия от отброшенной части конструкции; на одной условно отброшенной границе задано закрепление конструкции как жесткого тела. На границе Sn определяются силовые факторы воздействия отброшенной части конструкции на узел (краевые граничные условия). Определение нагружающих факторов, оказывающих влияние на напряженно деформированное состояние в контрольной точке, проводится на основании проектных расчетов на прочность путем анализа граничных условий заданных на расчетной схеме. Определяется число теплоносителей с различным давлением, влияющих на напряженное состояние в данном узле и определялись границы, на которых непосредственно задано каждое из давлений в виде граничного условия, а также границы с краевыми усилиями, зависящими от давления. Определяются нагружающие факторы стеснения при температурной компенсации оборудования и трубопроводов, которые могут быть вызваны защемлением отдельных частей конструкции.
Это защемление определяется по показаниям датчиков перемещений Uj(t) и влияет на напряженное состояние в контрольной точке через краевые усилия. Если в проектном расчете перемещение рассматривается как некоторая зависимость от других параметров (например, температур), то данный фактор исключается из нагружающих. Определяются различные температуры теплоносителя к имеющего непосредственный контакт теплоносителя с границами данного узла и значение К - число этих границ (к = 1...К). Определяются различные температуры теплоносителя TWJ (і = 1... І) не имеющего непосредственный контакт теплоносителя с границами данного узла, но влияющего на напряженное состояние в контрольной точке через краевые усилия, задаваемые в расчетной схеме. При проведении дополнительньрс расчетов с учетом дополнительных нагружающих факторов необходимо перестроить функциональную зависимость, в которую в качестве нагружающих параметров внести дополнительные параметры. В качестве примера рассмотрим определение нагружающих факторов в контрольной точке, принадлежащей наплавке на галтели "горячего" патрубка Ду850 (боковая часть) представленной на рисунке 2.1. В рассматриваемой задаче по определению напряженного состояния нагружающим фактором от давлений теплоносителя будет являться давление 1 -го контура. На границе задано давление первого контура в виде граничного условия, а на границе отброшенной части корпуса реактора задано усилие равное произведению давления на площадь внутреннего сечения. Нагружающим фактором стеснения при температурной компенсации оборудования и трубопроводов для данной контрольной точки является защемление "горячей" нитки ГЦТ на опорах ПГ и ГЦН. Данное защемление может определяться по показаниям датчиков перемещений, установленных на ПГ и ГЦН и будет влиять на напряженное состояние в кон трольной точке через краевые усилия (Nz, Мх , My MXY) которые заданы на границе приварки "горячей" нитки ГЦТ. В контрольной точке, принадлежащей наплавке на галтели "горячего" патрубка Ду850 (боковая часть) имеется один теплоноситель с температурой в напорной камере реактора, омывающий внутреннюю поверхность корпуса реактора и патрубков. Поэтому нагружающим фактором является температура теплоносителя в НКР. Однако в ряде аварийных режимов, связанных с потерей уровня теплоносителя в НКР и подачей холодной воды из систем аварийного расхолаживания, наблюдается явление стратификации в "горячей" нитки ГЦТ, поэтому в случае понижения уровня в реакторе должны рассматриваться два теплоносителя.
Обоснование местоположения и типа датчиков термосилового контроля для определения параметров эксплуатации РУ
Оценка усталостного повреждения САКОР-М производится по реальному термосиловому нагружению, которое контролируется по показаниям штатных датчиков термосилового контроля (датчиков давления, температуры, уровня теплоносителя, расхода, перемещений оборудования). В процессе эксплуатации энергоблока САКОР-М создается база данных по истории термосилового нагружения оборудования и трубопроводов, которая архивируется и может быть использована разработчиком оборудования для проведения при необходимости уточнённых расчетов. Для организации сбора информации используются штатные датчики термосилового контроля, необходимые для работы САКОР-М. В расчете напряжений учитываются нагружающие факторы от давлений первого и второго контуров, температурной компенсации трубопроводов, термопульсаций и стратификации теплоносителя в переходных и аварийных режимах. Напряжения рассчитываются по аппроксимирующим формулам, которые разрабатываются по данным проектных расчетов оборудования на прочность. 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. Необходимо разделять понятие показаний штатных датчиков и нагружающих параметров, так как по первым определятся вторые с использованием теплогидравлических предположений. Штатные датчики выбираются на основании технологических схем РУ конкретного энергоблока. От туда же определяются проектные идентификаторы штатных датчиков.
Так как штатные датчики внесены в проект РУ, они прошли метрологическую экспертизу. САКОР-М контролирует параметры эксплуатации РУ, которые прямым или косвенным образом влияют на напряженно-деформированное состояние в рассматриваемых элементах и зонах контролируемого оборудования. К параметрам прямого влияния относятся давление теплоносителя (воды и пара) и температура металла, теплоносителя, питательной воды, аварийной питательной воды и т.п. Параметры косвенного влияния уточняют степень воздействия прямых параметров на конкретные элементы и зоны контролируемого оборудования. К косвенным факторам относятся расход теплоносителя, величина открытия регуляторов и положение задвижек. Штатные датчики имеют идентификационные номера соответствующие проектным идентификационным номерам. Исключение составляют задвижки, для которых используются два дискретных параметра, имеющих значения 1 или 0, в зависимости от касания арматурой концевиков. Рассматриваются четыре случая для каждой задвижки: - при значении сигнала ...В01 равного 1, а ...В02 равного 0 - задвижка открыта; - при значении сигнала ...В01 равного 0, а ...В02 равного 1 - задвижка закрыта; - при значении сигнала ...В01 равного 0 и ...В02 равного 0 - задвижка находится в промежуточном движении; - при значении сигнала ...В01 равного 1 и ...В02 равного 1- сигнал считается недостоверным и подлежит отбраковке. В связи с назначением перечня штатных датчиков для каждого штатного датчика необходимо указать следующие позиции: - краткое описание расположения штатного датчика и величины им измеряемой (температура, давление, расход, уровень, величина открытия регулятора, положение задвижки); - проектный идентификатор штатного датчика; - шифр показаний датчика в массиве на станционном сервере; - единицы измеряемой величины; - минимально возможное значение показания штатного датчика; - максимально возможное значение показания штатного датчика; - операнд для каждого штатного датчика. Для расчета приведенных напряжений на площадке используются аппроксимирующие зависимости, в которых искомые напряжения есть функция от параметров эксплуатации. В свою очередь параметры эксплуатации вычисляются по показаниям датчиков. Поэтому основной задачей сбора информации является формирование входного массива данных по показаниям штатных датчиков за определенный интервал времени. При расчете накопленного усталостного повреждения за контрольный интервал времени выбран 1 месяц. Именно за этот интервал времени необходимо скомпоновать файл входной информации по показаниям всех датчиков, задействованных САКОР-М. Информация со штатных датчиков.контроля термомеханического состояния поступает на станционный сервер, на котором фиксируются показания штатных датчиков через четыре секунды. Станционный сервер должен иметь возможность в постоянном режиме записывать на жесткий диск сервера каждые 4 секунды как минимум 300 чисел с двойной точностью. Отключение на профилактику сервера возможно только при проведении ППР на энергоблоке. Для передачи входной информации организуется связь ПК САКОР-М со станционным сервером через локальную станционную сеть с возможностью доступа к файловой структуре типа 1.
Опыт эксплуатации САКОР-М на 1 энергоблоке Ростовской АЭС
Опытная эксплуатация системы САКОР-М на Ростовской АЭС началась с установки программного обеспечения САКОР-М на ПК АРМ. Данная работа была выполнена Организацией разработчиком. При этом были проверены функции выполняемые системой САКОР-М. Начиная с 10.11.2001 г., после начала устойчивого сбора информации по показаниям штатных датчиков, опытная эксплуатация САКОР-М проводилась в соответствии с рабочей документацией и описана в [33], Была накоплена база данных по показаниям штатных датчиков с 10.11.2001г. по 13.05.2002 г.
В мае 2002 г. 1 энергоблок Ростовской АЭС был переведен в холодное состояние и встал на ППР. Ниже на рисунках 4.1 - 4.9 приведены графики изменения показаний штатных датчиков в переходных режимах, которые реализовались в процессе опытной эксплуатации системы САКОР-М. За данный период времени были реализованы режимы, связанные с нарушением работы ПВД, срабатыванием A3, пуском из горячего состояния и расхолаживанием до холодного состояния. Графики получены с использованием сервисной функции программного обеспечения системы САКОР-М - просмотр показаний штатных датчиков. Температура измеряется в градусах С, давление в атмосферах, а расход в м3/час. Подробно опытная эксплуатация описана в работе [34], Там же приведены протоколы расчета накопленного усталостного повреждения после каждого месяца начиная ноябрем и заканчивая маем, С использованием подпрограммы расчета накопленного усталостного повреждения был произведен расчет накопления повреждения за промежуток времени с 10.11.2001 г. по 13.05.2002 г., когда блок был полностью расхоложен.
В качестве демонстрации для ряда контрольных точек приведены графики накопления повреждения по свернутым циклам, оценка повреждения по несвернутым циклам на конец каждого месяца и накопление суммарного повреждения по свернутым и несвернутым циклам. Отметим что при схематизации циклов нагружения по «методу дождя» в соответствии с [2], накопление повреждения будет происходить в основном за счет свернутых циклов. Рассмотрим некоторые характерные режимы, реализовавшиеся за время эксплуатации СА-КОР-М на 1 энергоблоке Ростовской АЭС.
На рисунках 4.1 приведены графики изменения показаний погружных термопар установленных на внутренней поверхности дыхательного трубопровода. Верхний график является показанием термопары установленной под КД, нижний является показанием термопары установленной возле ГЦТ. На рисунке 4.2 приведены графики изменения показаний погружных термопар установленных на трубопроводе подачи питательной воды в ПГ 1-4 между ПВД и ПГ. Как видно из графиков на двух парогенераторах температура питательной воды достаточно резко упала до 160 С а, на двух других упала до 180 С. Данный режим привел к возникновению явления стратификации в дыхательном трубопроводе, что было зафиксировано погружными термопарами. Однако накопление усталостного повреждения в контрольных точках на патрубке питательной воды и дыхательном трубопроводе оказалось менее 10" 6. Это отчетливо видно на графиках накопления усталостного повреждения для данных контрольных точек, представленных на рисунках 4.3 и 4.4. Это показывает, что режимы с плавным изменением температуры не вносят существенного вклада в усталостное повреждение.
Восьмого марта на 1 энергоблоке Ростовской АЭС произошло срабатывание аварийной защиты. Изменение давления теплоносителя в первом контуре представлено на рисунке 4.5 по показанию штатного датчика «давление теплоносителя под крышкой реактора». Изменение давления теплоносителя во втором контуре представлено на рисунке 4.6 по показаниям штатных датчиков «давление теплоносителя в парогенераторах 1-4». Как видно из графиков, давление в первом контуре падает, а давление во втором контуре возрастает, после чего состояние нормализуется, и блок переходит в горячее состояние. На рисунке 4.7 представлены температуры питательной воды для ПГ 1-4 и как видно из графиков температура падает до 150, что ниже установленных в проекте 164 С.
