Содержание
1 Введение 4
2 Теоретические основы 5
3 Методология проведения контроля 10
4 Технические средства контроля 15
5 Заключение 17
6 Литература….......................................................................................................18
1 Введение
Внутрикорпусные устройства (ВКУ) ВВЭР-1000 в эксплуатационных условиях подвержены действию различного рода динамических нагрузок. Обеспечение вибродинамической надежности ВКУ является важнейшим фактором, определяющим безопасность АЭС. Недооценка при проектировании водо-водяных реакторов предыдущего поколения гидродинамических сил от потока теплоносителя привела в свое время к износу и разрушению тепловых экранов, узлов крепления, опорных конструкций и других важнейших элементов ВКУ. Мировой опыт эксплуатации АЭС свидетельствует о многочисленных повреждениях оборудования, вызванных вибрациями. Так, некоторые реакторы АЭС за рубежом работали не на полной мощности из-за вибраций, на ряде АЭС наблюдались повреждения или смещения тепловых экранов, недопустимый уровень вибраций шахт реакторов. Вибрации чаще всего имеют резонансный характер и вызываются пульсациями давления теплоносителя, возбуждаемыми главными циркуляционными насосами.
Разработка конструкции элементов внутриреакторного оборудования ВВЭР-1000 проводилась на основе углубленного экспериментально-расчетного анализа гидроупругих систем. Повышение требований к надежности и безопасности АЭС привело к расширению спектра рассматриваемых динамических нагрузок на ВКУ и ТВС реакторов нового поколения. Так, наряду с вибрациями от потока теплоносителя, при обосновании динамической прочности ВКУ принимаются в расчет возможные сейсмические воздействия, а также интенсивные перепады давления в случае проектной аварии.
В данных условиях эффективным представляется комплексное решение задач обеспечения надежности ВКУ, охватывающее цикл экспериментально-расчетных исследований на стадии разработки конструкции, проверку и подтверждение основных проектных решений в ходе предэксплуатационных испытаний при вводе энергоблоков АЭС в эксплуатацию, а также обоснование эксплуатационного ресурса ВКУ.
В связи с вышеизложенным особую важность приобретает задача разработки методики предэксплуатационных динамических испытаний и измерений, включая применение критериев приемлемости результатов пусконаладочного контроля основного оборудования реакторных установок при вводе АЭС в эксплуатацию.
Целью же является разработка методики контроля вибродинамической нагруженности внутриреакторного оборудования ВВЭР-1000 на основе комплекса экспериментально-расчетных исследований.
2 Теоретические основы
В отечественном энергетическом реакторостроении виброисследования в обеспечение проектов ВВЭР закладывались на стадии разработки ВВЭР-1, когда были развернуты масштабные экспериментальные работы по обоснованию вибропрочности и надежности внутрикорпусных устройств (ВКУ) и тепловыделяющих сборок (ТВС) с использованием первых базовых гидродинамических, виброиспытательных и ресурсных стендов в ОКБ «Гидропресс», а также положено начало развитию средств натурного тензовиброметрирования применительно к условиям АЭС с ВВЭР.
Этот начальный этап охватывал годы с 1958 по 1964 и включал стендовые испытания в ОКБ «Гидропресс» и цикл пусконаладочных испытаний и измерений при вводе в эксплуатацию энергоблока №1 Нововоронежской АЭС. Основные направления исследований в части вибродинамики:
– гидродинамические испытания корпуса с внутрикорпусными устройствами и кассет реактора;
– стендовые и петлевые испытания отдельных твэл и пучков из них;
– стендовые испытания сборок и натурных механизмов СУЗ.
Главные результаты виброисследований:
– проверка вибростойкости пучка и отсутствия истирания оболочки твэл в месте касания ее с полосками дистанционирующей решетки;
– подтверждение динамической прочности и работоспособности компенсирующей кассеты при сбросах в стендовых и натурных условиях с перегрузкой до 30g;
– проверка и подтверждение нормальной работы механизмов СУЗ в ходе горячей обкатки натурного реактора.
Следующим этапом виброисследований следует считать начало комплекса экспериментально-расчетных работ, наиболее ярко проявившемся при анализе причин разрушения теплового экрана на блоке №1 Нововоронежской АЭС в 1969 году . Основная особенность – проведение по согласованной программе испытаний на физических моделях и расчетно-аналитических решений уравнений теории оболочек с последующим сопоставлением и обеспечением сходимости результатов при различных граничных условиях.
Новым шагом комплексных вибродинамических исследований (1970 – 77 г.г.) явилась отработка конструкции внутриреакторного оборудования серийного ВВЭР-440 в ходе стендовых испытаний на крупномасштабных физических моделях, сопровождаемых расчетными оценками, а также подтверждение основных проектных решений в ходе натурных динамических измерений при вводе в эксплуатацию головных энергоблоков АЭС данной серии.
Особенности этапа:
– одновременный контроль гидродинамических возмущающих факторов и параметров вибрационного отклика внутриреакторного оборудования;
– создание и применение новых измерительных средств для натурных виброисследований при условиях близких к эксплуатационным .
Главные результаты:
– оптимизация гидродинамики внутриреакторного проточного тракта теплоносителя (введение эллиптического перфорированного днища привело к уменьшению амплитуд пульсаций давления в нижней камере реактора на входе в активную зону вдвое по сравнению с предыдущими конструктивными решениями);
– модернизация узлов крепления основного несущего внутриреакторного оборудования;
– обоснование по данным пусконаладочных испытаний и измерений вибропрочности ВКУ ВВЭР-440 на 30-тилетний проектный ресурс.
Дальнейшим этапом вибродинамических исследований (1978 – 80 г.г.) явился комплекс испытаний на четырехпетлевом гидродинамическом стенде и натурных измерений при пуске головного ВВЭР-1000 на блоке №5 Нововоронежской АЭС .
Особенности этапа:
– комплексный взаимный анализ параметров гидродинамических нагрузок и характеристик вибрационного отклика элементов РУ;
– изучение характерных распределений пульсаций давления, виброускорений и динамических напряжений для различных режимов и состояний РУ.
Следующим шагом (1982 – 86 г.г.) явилась попытка статистического обобщения данных по натурным виброисследованиям, ориентированная на обеспечение динамического подобия вводимых в строй блоков ВВЭР-1000 (в основном, В-302, В-338) вибрационному поведению головного (блок №5 Нововоронежской АЭС).
С серийным вводом в эксплуатацию энергоблоков с ВВЭР-1000 (В-320) статистический подход был развит, конкретизирован и наполнен новым программно-методическим содержанием.
В ходе экспериментально-расчетных работ выполнен комплекс лабораторных, стендовых и натурных исследований внутрикорпусных устройств (ВКУ) и тепловыделяющих сборок (ТВС) ВВЭР-1000 (включая физические модели различных масштабов, а также полномасштабные сборки и натурные фрагменты), на основе которых разработана методология, позволяющая определить вибрационные характеристики основных несущих конструкций, в т.ч. частоты и формы низших собственных колебаний внутрикорпусной шахты реактора. Выявлены и оценены факторы, определяющие параметры гидродинамических нагрузок, вибродинамического поведения и напряженно-деформированного состояния внутриреакторного оборудования ВВЭР-1000 в стационарных и переходных режимах, основными из которых являются теплогидравлические характеристики первого контура, комбинации работающих ГЦН, условия балансировки насосных агрегатов, особенности взаимного раскрепления элементов оборудования, возможные непроектные состояния и другое. Выполнены системные исследования, включающие варианты конструктивного исполнения сопряжения элементов и жидкостных зазоров, температурно-гидравлические состояния, позволившие верифицировать расчетные методы диагностического анализа гидроупругой системы внутриреакторного оборудования с целью их применения при обосновании вибродинамической надежности ВВЭР-1000 в эксплуатационных и аварийных ситуациях. Показана ограниченность использованных ранее расчетных моделей и обоснован выбор средств программного комплекса ANSYS для перспективных задач динамических исследований.
В процессе анализа гидродинамических возмущений и вибрационных откликов элементов реакторной установки (РУ) по данным физического моделирования, результатов прототипных исследований и натурных измерений на головных реакторах серии ВВЭР-1000 подтверждены условия подобия основных динамических характеристик ВКУ и ТВС, определены статистически стабильные показатели, обеспечивающие вибрационную прочность и износостойкость для основных несущих конструкций и зон внутриреакторного оборудования с вероятностью не менее 0,95.
Предложены конфигурация и программно-методическое обеспечение системы пусконаладочного виброконтроля внутриреакторного оборудования для применения на вводимых серийных энергоблоках АЭС с ВВЭР-1000. Разработаны критерии приемлемости гидродинамической нестабильности потока теплоносителя в первом контуре, динамического отклика и вибронагруженности элементов оборудования РУ, включающие в себя контрольные значения амплитуд, общих и частотных стандартов, а также контрольные спектральные маски пульсаций давления, виброускорений и динамических напряжений.
Ближайшими и перспективными задачами современного этапа (в т.ч. и для новых проектов ВВЭР, включая и АЭС-2006) являются следующие:
– разработка и внедрение методов и средств виброакустического контроля эксплуатации канала регулирования реактивности ВВЭР-1000, включая привода СУЗ ШЭМ-3, на базе комплекса вибродинамических испытаний с применением стендового оборудования;
– применение гибридных виброзондов КНИ в обеспечение перехода от прямого пусконаладочного виброконтроля ВКУ и ТВС к эксплуатационному контролю с использованием внешних измерительных средств;
–наработка программно-методического обеспечения внешнего виброконтроля на основе экспериментально-расчетного моделирования различных событий и вибросостояний внутриреакторного оборудования;
Современные концепции безопасной эксплуатации атомных станций базируются на широком внедрении систем ранней диагностики. Комплекс таких систем, объединенных единой идеологией оперативного диагностирования, взаимодействующий с системами контроля и управления реакторной установки(РУ), позволяет обеспечить и полноту, и глубину диагностирования, отвечающие современным требованиям безопасной эксплуатации АЭС.
Виброшумовая диагностика РУ занимается определением вибросостояния внутрикорпусных устройств (ВКУ), тепловыделяющих сборок (ТВС), корпуса реактора и основного оборудования главного циркуляционного контура (ГЦК) по совокупному анализу сигналов различных датчиков вибраций и флуктуирующих составляющих реакторных сигналов в эксплуатационных условиях.
Вибрации всегда представляют собой угрозу безопасной эксплуатации АЭС. В США в 70-е годы в период бурного развития ядерной энергетики доля аварийных остановов блоков АЭС, обусловленных аномальными вибрациями оборудования, достигала 10%.
В дальнейшем во всем мире фирмы-производители оборудования АЭС стали уделять проблемам вибраций особое внимание как на стадии проектирования и стендовой отработки элементов оборудования, так и в период пусконаладочных работ, а затем и в период нормальной эксплуатации блоков. Начали интенсивно развиваться методы и средства контроля вибраций. В настоящее время компьютерные системы вибрационного контроля являются атрибутом технического обслуживания оборудования АЭС.
Виброшумовая диагностика реализуется наукоемкими программно-техническими комплексами. В зависимости от осуществляемых функций это — либо системы виброшумового контроля (СВШК), либо системы виброшумовой диагностики. Их существенное различие состоит в том, что СВШД ставит диагнозы автоматически, а СВШК только выдает пользователю некоторую совокупность числовых и функциональных статистических оценок, полученных из измеренных сигналов.
Главная задача СВШД — определение вибросостояния оборудования по медленно изменяющимся как за межремонтный период, так и за время жизни РУ, параметрам (по трендам, которые измеряются с достаточно большим временным шагом). В подобных диагностических задачах всегда существуют затруднения при выставлении порогов по диагностическим признакам. Из-за априорной неопределенности их, как правило, назначают после наблюдения за объектом в течение достаточно длительного времени.
Наиболее сложен виброконтроль ВКУ и ТВС, притом, что именно для них вибрации наиболее опасны, так как их вибрационное повреждение угрожает выходу радиоактивности за пределы барьеров безопасности. В эксплуатационных условиях крайне затруднительно, не нанося ущерба надежности оборудования в целом, контролировать вибрации непосредственно, т.е. устанавливая датчики вибраций на ВКУ и ТВС.