СиÑÑема авÑомаÑизиÑованного конÑÑÐ¾Ð»Ñ Ð¾ÑÑаÑоÑного ÑеÑÑÑÑа ...
СиÑÑема авÑомаÑизиÑованного конÑÑÐ¾Ð»Ñ Ð¾ÑÑаÑоÑного ÑеÑÑÑÑа ...
СиÑÑема авÑомаÑизиÑованного конÑÑÐ¾Ð»Ñ Ð¾ÑÑаÑоÑного ÑеÑÑÑÑа ...
Create successful ePaper yourself
Turn your PDF publications into a flip-book with our unique Google optimized e-Paper software.
Система автоматизированного<br />
контроля остаточного ресурса<br />
оборудования РУ ВВЭР
Система автоматизированного<br />
контроля остаточного ресурса<br />
(САКОР-М) предназначена для<br />
расчета в процессе эксплуатации<br />
накопленного усталостного повреждения<br />
металла и усталостного<br />
подрастания дефектов оборудования<br />
РУ ВВЭР по фактическим<br />
параметрам термосиловых нагрузок<br />
в реальных эксплуатационных<br />
режимах. САКОР-М контролирует<br />
накопление усталостного повреждения<br />
в наиболее напряженных<br />
точках конструкции, выбранных по<br />
результатам проектных расчётов<br />
на прочность. По показаниям штатных<br />
датчиков, регистрирующих текущее<br />
состояние оборудования<br />
РУ, рассчитываются нагружающие<br />
параметры. Расчёт напряжений<br />
САКОР-М осуществляет с использованием<br />
функциональных зависимостей<br />
напряжений от нагружающих<br />
параметров для каждой<br />
контрольной точки. При эксплуатации<br />
РУ фактическое протекание<br />
режимов может отличаться от<br />
принятых в проектных расчетах на<br />
прочность, как по параметрам<br />
теплоносителя, так и по количеству<br />
циклов нагружения. Проблема контроля<br />
усталостного повреждения<br />
по реальному нагружению оборудования<br />
является актуальной.<br />
Основные характеристики САКОР-М<br />
ÔÔ набор контрольных точек на<br />
оборудовании РУ выбран в объеме,<br />
достаточном для оценки<br />
остаточного ресурса РУ по известным<br />
механизмам усталостного<br />
повреждения;<br />
ÔÔ примененные консервативные<br />
схемы для расчета нагружающих<br />
параметров позволяет использовать<br />
штатные датчики, что<br />
существенно снижает трудо и<br />
дозозатраты при установке и<br />
эксплуатации САКОР;<br />
ÔÔ использование интегрального<br />
соотношения Дюамеля в функциональных<br />
зависимостях напряжений<br />
от нагружающих<br />
параметров позволяет производить<br />
расчет напряжений в контрольных<br />
точках непосредственно<br />
на АЭС;<br />
ÔÔ универсальная методика определения<br />
коэффициентов в<br />
функциональных зависимостях<br />
напряжений от параметров<br />
эксплуатации позволяет использовать<br />
ранее выполненные<br />
прочностные расчеты на этапе<br />
обоснования проекта РУ;<br />
ÔÔ математическая формула для<br />
определения напряжения позволяет<br />
учитывать все нагружающие<br />
факторы: вес, давление,<br />
температурная компенсация<br />
в условиях стратификации<br />
и без нее, неравномерность<br />
температурного поля по узлу,<br />
вызванного термоударами,<br />
термопульсациями и стратификацией,<br />
непроектным перемещением<br />
оборудования;<br />
ÔÔ использование двух механизмов<br />
деградации металла при<br />
оценке остаточного ресурса<br />
(накопление усталостного повреждения<br />
и циклический рост<br />
начальной дефектности) позволяет<br />
контролировать различные<br />
предельные состояния;<br />
ÔÔ возможность использования<br />
базы данных по свойствам материалов,<br />
как по сертификатам,<br />
так и полученной в процессе<br />
эксплуатационного контроля<br />
металла.<br />
Результаты работы САКОР-М могут быть использованы<br />
ÔÔ при обосновании остаточного<br />
ресурса оборудования РУ в<br />
случае протекания единичного<br />
по проекту и непроектного режима<br />
(например, непосадка<br />
БРУ-А);<br />
ÔÔ для оптимизации программы<br />
неразрушающего контроля<br />
оборудования РУ с целью сокращения<br />
времени ППР (например,<br />
снижение объема<br />
контроля по сварным соединениям<br />
ГЦТ);<br />
ÔÔ при превышении проектного<br />
количества режимов, установленного<br />
в технологическом регламенте<br />
(например, плановых<br />
остановов ГЦНА);<br />
ÔÔ для оптимизации эксплуатационных<br />
режимов и выявления<br />
неблагоприятных нагружающих<br />
факторов (например, термопульсации<br />
в трубопроводах<br />
впрыска и соединительном при<br />
неправильной работе регулятора<br />
тонкого впрыска в КД );<br />
ÔÔ контроль выявленных повреждений<br />
в процессе эксплуатации<br />
(например, зона сварного соединения<br />
№ 111 ПГ);<br />
ÔÔ при переходе на режимы суточного<br />
маневрирования мощностью<br />
(автоматический учет<br />
накопленного усталостного<br />
повреждения в режимах изменения<br />
мощности);<br />
ÔÔ при продлении срока службы<br />
РУ.
Проектные основы и верификация расчетных формул<br />
Напряжения рассчитываются с использованием функциональных зависимостей<br />
напряжений от нагружающих параметров, которые верифицируются<br />
по данным проектных расчетов оборудования на прочность по<br />
представительной последовательности проектных режимов. В качестве<br />
критерия сравнения выбрано усталостное повреждение, вычисляемое по<br />
«методу дождя» (ГОСТ 25.101-83)<br />
Сравнение напряжений по проектным<br />
расчетам и по САКОР для контрольной<br />
точки на патрубке КИП реактора<br />
Расчет накопленного усталостного повреждения<br />
на текущий момент времени<br />
№ штатного<br />
датчика<br />
Контрольная точка<br />
оборудования<br />
Усталостное<br />
повреждение<br />
по САКОР на<br />
01.06.06<br />
YA11 1 Горяч. нитка: св.шов у патрубка Ду850 ГЦТ1 0,010809<br />
YA41 13 Врезка дыхат. трубопр. в гор. нитку ГЦТ4 0,005440<br />
Выписка из протокола расчета накопленного<br />
усталостного повреждения<br />
YB10 2 Патрубок питательной воды ПГ3 0,000583<br />
YC00 10 Фланец корпуса реактора 0,025634<br />
График накопления усталостного повреждения<br />
в контрольной точке патрубка<br />
САОЗ рассчитанного по реальному<br />
нагружению для 1 энергоблока Ростовской<br />
АЭС
Система автоматизированного<br />
контроля остаточного ресурса<br />
оборудования РУ ВВЭР<br />
Расчет подрастания начальной дефектности<br />
и предельных состояний<br />
Ремонт незначительной дефектности в сварных соединениях<br />
ГЦТ является технологически сложным, дорогостоящим<br />
и без гарантии его успешного выполнения.<br />
ГЦТ может проработать проектный срок службы<br />
без проведения ремонта. В качестве компенсирующего<br />
мероприятия предлагается метод расчетной<br />
оценки подрастания начальных дефектов, что позволит<br />
оптимизировать периодический неразрушающий<br />
контроль данных сварных соединений.<br />
Опыт применения САКОР-М для действующих АЭС<br />
1-ый энергоблок Ростовской АЭС. САКОР-М введена в эксплуатацию на<br />
1 энергоблоке Ростовской АЭС с ноября 2001 года, установлена на персональном<br />
компьютере автоматизированного рабочего места системы<br />
(ПК АРМ) САКОР-М. Программное обеспечение САКОР-М разработано<br />
под операционной системой Windows и аттестовано в НТЦ ЯРБ ГАН России<br />
(паспорт на программное средство № 161). САКОР-М применительно к 1<br />
энергоблоку Ростовской АЭС внесена в проект В-320.<br />
07.11.2003 года произошло отключение 1 энергоблока Ростовской АЭС от<br />
сети защитой генератора, со срабатыванием АЗХ и не закрытием БРУ-А.<br />
Для расчета накопленного усталостного повреждения в результате прохождения<br />
непроектного режима использовалась САКОР-М. По результатам<br />
анализа прохождения аварийного режима и расчета усталостного повреждения,<br />
ПГ-1 был допушен в эксплуатацию без проведения инструментального<br />
контроля состояния металла.<br />
1-ый энергоблок АЭС «Тяньвань»<br />
(САКОР-428). С ноября 2005 года<br />
начата эксплуатация САКОР-428<br />
в составе СКУД на реальной базе<br />
данных, получаемой со штатных<br />
датчиков АЭС «Тяньвань». Программное<br />
обеспечение САКОР-428<br />
разработано под операционной<br />
системой Unix (Solaris-8).<br />
Система позволила осуществить оперативный контроль протекания температурных<br />
режимов в процессе пусконаладки реакторной установки,<br />
выявить локальные режимы пульсаций температур, например, при непроектной<br />
работе регулятора впрыска воды в КД, оценить термическую<br />
напряженность узлов и оптимизировать работу регулятора. Этот режим,<br />
зафиксированный на 1-ом блоке АЭС Тяньвань показан на рисунке, где<br />
постоянная температура в КД (верхняя линия), пульсирующая температура<br />
в дыхательном трубопроводе у ГЦТ (серая линия), пульсирующая температура<br />
в трубопроводе впрыска (зеленая линия), и нижняя красная линия<br />
- температура в горячей нитке ГЦТ 4.
Система автоматизированного<br />
контроля остаточного ресурса<br />
оборудования РУ ВВЭР<br />
Контролируемое оборудование и контрольные точки<br />
САКОР-М контролирует остаточный<br />
ресурс оборудования РУ в объеме<br />
– корпус и крышка реактора, ПГ, КД,<br />
ГЦТ, трубопроводы СКД и САОЗ.<br />
В качестве критериев выбора контрольных<br />
точек приняты - максимальное<br />
проектное повреждение,<br />
сварные соединения с начальной<br />
дефектностью, зоны впрыска холодного<br />
теплоносителя, зоны повреждения<br />
по опыту эксплуатации.<br />
На рисунке показана часть контрольных<br />
точек для оценки усталостного повреждения<br />
на ПГ, общее число которых на<br />
оборудовании РУ В-320 составляет 118.<br />
Передача информации по показаниям датчиков<br />
на сервер САКОР-М в составе СКУД<br />
При расчете нагружающих факторов<br />
по показаниям штатных датчиков<br />
используются штатные погружные<br />
термометры сопротивления,<br />
датчики давления в первом и втором<br />
контуре, датчики перемещения<br />
на амортизаторах, показания<br />
расходомеров, датчики положения<br />
арматуры и поверхностные термометры<br />
сопротивления.<br />
СВБУ - система верхнего блочного<br />
уровня,<br />
СКУД - система контроля и диагностики,<br />
СВРК - система внутриреакторного<br />
контроля.<br />
Возможно дооснащение АЭС техническими<br />
средствами, включая<br />
установку датчиков и вычислительных<br />
средств.<br />
Учет нагружающих факторов по показаниям штатных<br />
датчиков<br />
При расчете напряжений учитываются<br />
нагружающие факторы от<br />
веса, давлений первого и второго<br />
контуров, температурной компенсации<br />
трубопроводов при реальных<br />
перемещениях оборудования,<br />
термопульсаций, термоударов и<br />
стратификации теплоносителя во<br />
всех эксплуатационных режимах.<br />
Внедрение контроля реальных перемещений<br />
ПГ совместно с имеющимися<br />
средствами САКОР-М<br />
позволяют диагностировать напряженное<br />
состояние в зоне сварного<br />
соединения патрубка приварки<br />
горячего коллектора к корпусу ПГ<br />
(зона сварного соединения № 111).<br />
На рисунке приведен пример расчета перемещения горячего патрубка ГЦТ на корпусе<br />
ПГ, рассчитанного по датчикам перемещения на амортизаторах
Российская Федерация, Московская обл., 142103,<br />
г. Подольск, ул. Орджоникидзе, 21<br />
Тел.: (495) 502-79-10, (4967) 54-25-16<br />
Факс: (495) 715-97-83, (4967) 54-27-33<br />
Http://www.gidropress.podolsk.ru | Email: grpress@grpress.podolsk.ru<br />
Для более подробного ознакомления с вопросом можно посмотреть следующую литературу:<br />
1. Н.В. Шарый, В.П. Семешкин, В.А. Пименов, Ю. Г. Драгунов, «Прочность основного оборудования и трубопроводов<br />
реакторных установок ВВЭР» М.:ИздАТ, 2004. Глава 10.<br />
2. Operating experience of system of the automated control of a residual cyclic resource for RP with VVER-1000.<br />
Bogachev A.V., Bakirov M.B. (VNIIAES), Dranchenko B.N., Semishkin V.P. (OKB “Gidropress”).18th International Conference<br />
on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 18). Beijing, China, August 7-12, 2005.<br />
3. Развитие системы САКОР-М. А.В. Богачев, Б.Н. Дранченко, В.П. Семишкин, В.Я. Беркович. Вопросы атомной<br />
науки и техники. Серия «Обеспечение безопасности АЭС». Научно-технический сборник. Выпуск 15. Реакторные<br />
установки ВВЭР. Подольск. 2006 г.<br />
4. Богачев А.В. Лекция «Внедрение систем расчетно-экспериментального диагностирования остаточного<br />
ресурса оборудования и трубопроводов АЭС». 2-ая Российская межотраслевая школа-семинар «Эксплуатационная<br />
устойчивость элементов атомных станций». Сборник конспектов лекций, ФГУП «НИИП», Лыткарино-2006 г.<br />
5. В.П. Семишкин, А.В. Богачев, Б.Н. Дранченко. Проведение расчетов напряженного состояния оборудования<br />
РУ МКЭ в рамках создания системы автоматизированного контроля остаточного ресурса для АЭС-2006. 5-ая<br />
Международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», г. Подольск. 29мая<br />
–1 июня 2007 г.<br />
6. А.В. Богачев, В.Я. Беркович, Б.Н. Дранченко, В.П. Семишкин Определение нагружающих факторов для расчета<br />
напряжений в САКОР применительно к проекту РУ АЭС-2006. 5-ая Международаная научно-техническая конференция<br />
«Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», г. Подольск. 29мая –1 июня 2007 г.