Оптимизация условий эксплуатации оборудования и сооружений реакторных установок

Прочность является важнейшим свойством конструкций АС, практически полностью определяющим их ресурсоспособность, надежность и безопасность. Сохранение прочности во время эксплуатации (ресурс) являются главным условием работоспособности и безопасности эксплуатации сосудов и трубопроводов давления, а также сооружений, предназначенных для работы под избыточным давлением, таких как защитные оболочки.

Безопасность АС обеспечивается наличием 4-х барьеров безопасности и наличием дополнительных специальных систем безопасности (например САОЗ). Для того, чтобы эти барьеры безопасности и системы безопасности выполняли свои функции, необходимо, чтобы они обладали прочностью и ресурсоспособностью.

Важнейшим условием безопасности ядерной энергетической установки является предотвращение выхода радиоактивных веществ в окружающую среду. В рекомендациях МАГАТЭ предлагается суммарную вероятность разгерметизации сосудов и трубопроводов первого контура и защитной оболочки (контайнмента) с выходом с газообразных радиоактивных веществ в атмосферу принимать на уровне не более 10″ (реактор-год)" 1. При этом вероятность разгерметизации контайнмента принимается на уровне Рзо=Ю" 1, что означает, что вероятность разгерметизации первого контура может быть принята на уровне Рц<"10″ 5 (реактор-год)" 1, т. е. ресурс безопасной эксплуатации в вероятностном аспекте может быть определен как время, в течение которого обеспечиваются условия прочности в виде.

Рзо^[Рзо]=Ю" 1.

P1k<[Pik]=10−5, где [Рзо] и [Рж] - допустимые уровни вероятности разгерметизации (разрушения) защитной оболочки и первого контура, соответственно.

При таком рассмотрении элементами, обеспечивающими предотвращение выхода радиоактивных веществ, являются сосуды и трубопроводы первого контура и защитная оболочка (система локализации аварии). В обеспечении целостности этих элементов важнейшее значение имеет оптимизация условий их эксплуатации и управление их ресурсными характеристиками.

Частные задачи, относящиеся к проблеме оптимизации условий эксплуатации оборудования и сооружений АЭС, решались и решаются различными авторами в течение многих лет. Однако комплексный подход к данной многоплановой научно-технической проблеме в целом не применялся, что приводило к упущениям в разработке ряда важных задач, относящихся к данной проблеме.

Станционные трубопроводные системы и узлы, работающие под давлением в условиях воздействия переменных температур и агрессивных сред, могут рассматриваться как потенциально опасные объекты, провоцирующие при определенных обстоятельствах возникновение аварийных ситуаций или вынужденные остановы энергоблоков.

В числе основных причин повреждений трубопроводов и сосудов АС — вибрации, коррозия, эрозия, термическая усталость, высокие и интенсивные напряжения, дефекты изготовления.

Помимо качественного изготовления и периодического контроля надежная и безопасная работа высоконагруженных узлов реакторной установки определяется тем, как при разработке, проектировании и вводе в эксплуатацию учтены все особенности поведения РУ в целом и отдельных ее элементов в различных режимах и состояниях, как сформулированы требования к ведению технологических процессов и к регулированию некоторых параметров.

В зарубежной практике разработки и проектирования реакторных установок значительные преимущества отданы расчетным методам, когда расчет выполняется по данным гидродинамического и теплогидравлического анализа работы РУ. Прямые натурные исследования, проведенные на оборудовании РУ при пусконаладочных работах и эксплуатации, особенно при переходных и динамических режимах, показали, что расчётные методы могут давать значительные погрешности в определении величин амплитуд локальных напряжений и коэффициентов асимметрии. Это вызвано сложностью назначения граничных условий, высокой трехмерностью и сложным характером распределения напряжений, особенно в зонах конструктивных неоднородностей, и неоднородностью механических свойств в местах сварки и наплавки. При этом погрешности в определении величин напряжений в единицы и десятки процентов приводят к погрешностям оценки ресурса в десятки и сотни раз.

В отличие от зарубежных исследований, при создании отечественных РУ исключительно большое внимание уделяется комплексным экспериментально-аналитическим исследованиям, преимущественно на уменьшенных или фрагментарных моделях.

Ввиду сложного конструктивного исполнения многих узлов РУ и многообразия их напряженного состояния в различных режимах эксплуатации задачи обеспечения прочности и надежности оборудования требуют применения комплексных экспериментальных исследований процессов также и в натурных условиях на АЭС. Только эти исследования позволяют проверить, уточнить или подтвердить результаты, полученные расчетным путем и на уменьшенных моделях, определить особенности, связанные с реальной конструкцией и реальными условиями эксплуатации, выявить несоответствия эксплуатации РУ проектным условиям, влияющие на прочность оборудования, а также провести анализ возможных недостатков принятой технологии эксплуатации и разработать практические рекомендации по их устранению.

Хорошо известны разработки ОКБ «Гидропресс» и Института машиноведения РАН по натурным исследованиям процессов на реакторных установках. Такие разработки по внутриреакторным экспериментальным исследованиям были и остаются уникальными в мировой практике. Однако из-за сложности и трудностей организации и выполнения комплексных экспериментальных исследований процессов в натурных условиях на АЭС известные результаты исследований не охватывают многие важные в практическом отношении задачи, либо носят приближенный характер.

Настоящая работа выполнялась автором с середины 70-х годов прошлого века и начиналась с решения частных задач. В процессе практической работы автором было показано, что натурные испытания оборудования обладают значительным, но в малой степени реализованным потенциалом для экспериментального исследования технологических процессов с целью установления связей особенностей технологии эксплуатации оборудования и его ресурса и последующей оптимизации условий эксплуатации и ресурса этого оборудования.

Существующие системы локализации аварий с потерей теплоносителя полного давления (защитные оболочки) обладают существенной капиталои материалоемкостью вследствие значительного избыточного давления пара, развивающегося в них при аварии. Существующие пассивные системы понижения давления для этих систем также обладают недостатками, связанными с необходимостью поддержания их рабочего агрегатного состояния (ледяные конденсаторы), либо с необходимостью преодоления значительного гидравлического сопротивления, а также возможностью возникновения ударных нагрузок в начальный момент аварии (барботажные системы). Автором была показана актуальность преодоления этих недостатков путем разработки методов повышения эффективности систем понижения давления на основе применения в качестве теплопоглотителей эндотермически растворимых веществ и эндотермически плавящихся веществ, не требующих охлаждения при нормальной эксплуатации. Данные разработки не теряют своей актуальности в связи с необходимостью совершенствования проектов и повышения конкурентоспособности современных АЭС.

Методы оптимизации условий эксплуатации могут быть как технологическими (касающимися технологии эксплуатации), так и конструктивными (имеющими дело с изменениями конструкций и устройств), а также контрольно-технологическими (касаться совершенствования методов технологического контроля эксплуатационных процессов).

Применительно к оборудованию реакторной установки данная работа посвящена в основном технологическим, а также некоторым контрольно-технологическим вопросам оптимизации условий эксплуатации и ресурса этого оборудования.

Применительно к системам локализации аварий (защитным оболочкам) работа посвящена конструктивным методам оптимизации условий эксплуатации: исследованию и разработке систем понижения давления в устройствах локализации аварий с потерей теплоносителя. Применительно к аварийным режимам задача оптимизации условий эксплуатации состоит в смятении условий протекания аварий наиболее оптимальными способами. Вследствие невозможности проведения натурных экспериментов в наиболее тяжелых аварийных режимах, для обоснования технических решений по оптимизации условий протекания этих режимов приходится ограничиваться расчетными методами и экспериментами на моделях (стендах).

Особого рассмотрения заслуживает относительно новая задача управления ресурсными характеристиками оборудования и сооружений АЭС, подвергнутых моральному и физическому старению после длительного простоя и хранения, с целью обоснования возможности и оптимизации их применения при вводе в эксплуатацию. Актуальность такой задачи возникла в связи с приостановкой строительства новых энергоблоков АС и остановкой действующих (Армянская АЭС) после Чернобыльских событий и последующим возобновлением строительства (эксплуатации).

Оборудование, подвергнутое длительному простою и хранению, кроме дополнительной оценки и обоснования его остаточного ресурса, может нуждаться в разработке и реализации компенсирующих мероприятий, обеспечивающих возможность эксплуатации этого оборудования, в разработке требований к дальнейшему управлению ресурсными характеристиками элементов оборудования, в решении вопросов об оптимальных режимах и условиях эксплуатации в составе систем энергоблоков.

Актуальность тематики управления ресурсными характеристиками оборудования и сооружений АЭС определяется также и все более возрастающей потребностью в решении аналогичных проблем при продлении срока эксплуатации действующих энергоблоков.

Задачи оптимизации условий эксплуатации непосредственно связаны с задачами контроля и управления ресурсными характеристиками, возникающими при вводе в эксплуатацию и эксплуатации АС, с методами и технологиями оценки, контроля и обеспечения ресурсоспособности конструкций во время их эксплуатации. Необходимость решения такого рода задач обусловлена и нынешней неэффективностью существующей системы эксплуатационного контроля, которая приводит к непредсказуемости фактического ресурса эксплуатации конкретного элемента конструкции АС и неоправданно высоким материальным затратам, связанным с контролем и восстановлением ресурсоспособности поврежденных элементов конструкций АС.

Преждевременное и часто непредсказуемое исчерпание ресурса ведет к сверхплановым простоям оборудования, снижению КИУМ, снижению экономической эффективности АЭС, а главное, создает угрозу безопасности персоналу, окружающей среде и населению.

Проблема оптимизации условий эксплуатации в настоящей работе решалась от частного к общему. Обобщая все вышеуказанные вопросы, можно сформулировать:

Оптимизация условий эксплуатации — это многогранная проблема долгосрочного порядка, включающая обеспечение, сохранение и оптимизацию ресурса оборудования, обеспечение и повышение безопасности, надежности и экономичности оборудования, сооружений систем безопасности энергоблока, а также живучести энергоблока при наличии внутренних и внешних воздействий, не предусмотренных условиями нормальной эксплуатации.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

.

1. В результате систематизации и обобщения многолетнего опыта решения автором широкого круга задач по оптимизации условий эксплуатации оборудования и сооружений реакторных установок с водяным теплоносителем сформулирована и разработана актуальная научно-техническая проблема оптимизации условий эксплуатации реакторных установок в качестве важнейшей части общей проблемы обеспечения ресурсоспособности, надежности и безопасности конструкций во время эксплуатации АС.

Процесс ввода в эксплуатацию энергоблока АЭС впервые рассмотрен как специфический процесс оптимизации условий эксплуатации и управления ресурсными характеристиками оборудования и сооружений. В обобщенном виде продемонстрированы возможности процесса ввода в эксплуатацию для решения задач оптимизации ресурса и повышения безопасности оборудования и сооружений АЭС.

Проблема оптимизации условий эксплуатации, тесно связанная с проблемой оптимизации ресурса, разработана в трех направлениях:

1.1. Разработан и обоснован метод оптимизации условий эксплуатации и ресурса оборудования при комплексных экспериментальных исследованиях технологических процессов в натурных условиях на АЭС при вводе энергоблока в эксплуатацию путем установления связей особенностей технологии эксплуатации оборудования и его ресурса. С использованием разработанного метода выполнено натурное экспериментальное обоснование и оптимизация условий эксплуатации ряда наиболее напряженных узлов реакторных установок и оптимизирован их ресурс;

1.2. Разработано управление ресурсными характеристиками оборудования и сооружений АЭС после длительного простоя и хранения, связанное с моральным и физическим старением оборудования и конструкций за этот период и, как следствие, необходимостью обоснования и оптимизации их ресурса при использовании в составе АЭС;

1.3. Разработаны новые методы оптимизации условий эксплуатации систем локализации аварий с потерей теплоносителя путем понижения давления пара в этих системах.

2. Обоснованы задачи оптимизации при испытаниях оборудования и сооружений реакторных установок АЭС в период ввода в эксплуатацию:

— оптимизация эксплуатационных условий оборудования и сооружений;

— оптимизация объема и состава испытаний;

— оптимизация последовательности пусконаладочных испытаний;

— оптимизация ресурса;

— оптимизация затрат при выполнении испытаний.

Разработан и реализован обобщенный алгоритм оптимизации эксплуатационных условий оборудования и сооружений при испытаниях.

Рассмотрены цели и условия эксплуатации энергоблока АЭС в период пусконаладочных испытаний. Показано, что процесс ввода в эксплуатацию является разновидностью процесса эксплуатации, имеющей свои характерные особенности, связанные с отличием цели процесса: цель максимальной выработки электроэнергии заменяется целью выполнения необходимого объема испытаний, обосновывающего надежную, безопасную и экономичную промышленную эксплуатацию энергоблока.

Вследствие сходства процессов эксплуатации и ввода в эксплуатацию на процесс ввода в эксплуатацию распространена полумарковская модель эксплуатации и предложены критерии оптимальности процесса ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС, основанные на этой модели.

3. В систематизированной форме разработаны вопросы управления ресурсными характеристиками оборудования и сооружений АЭС при вводе в эксплуатацию после длительного простоя и хранения, в том числе:

Разработан и реализован обобщенный алгоритм управления ресурсными характеристиками оборудования и сооружений АЭС после длительного простоя и хранения;

Разработаны, обоснованы и реализованы технические решения по вопросам выполнения компенсирующих мероприятий в случаях морального старения оборудования;

В соответствии с указанным алгоритмом выполнены работы по управлению ресурсными характеристиками оборудования энергоблоков № 1 и № 2 Ростовской АЭС.

4. Выполнено комплексное экспериментальное обоснование оптимальных условий эксплуатации узлов питательной воды парогенератора ПГВ-1000, в том числе:

Экспериментально обоснованы и рекомендованы оптимальные для термонапряженного состояния узлов питательной воды условия эксплуатации системы питательной воды в переходных режимах.

Объяснен теплогидравлический механизм парообразования в тракте питательной воды и пульсаций температуры в патрубке питательной воды парогенератора при нагрузках до 4% номинальной.

Экспериментально обоснована возможность длительной работы энергоблока с реакторной установкой ВВЭР-1000 на мощности 1−5% номинальной путем оптимизации настроек регуляторов питания ПГ, технологического конденсатора и БРУ-К и снижения уровня термопульсаций в патрубке питательной воды парогенератора.

5. Выполнено комплексное экспериментальное обоснование оптимальных условий эксплуатации термонапряженных узлов системы подпитки-продувки 1 контура РУ ВВЭР-1000, в том числе:

Натурными экспериментами обоснованы новые уточненные требования к условиям эксплуатации патрубков подпитки 1 контура реакторной установки ВВЭР-1000 в стационарных, переходных и динамических режимах. Определены условия, при которых температурный перепад на патрубках подпитки в некоторых динамических режимах может превышать установленные проектные ограничения, даны рекомендации по введению соответствующих проектных допущений.

В связи с решением проблемы нарушения тепловой эффективности регенеративных теплообменников подпитки-продувки 1 контура реакторной установки, отмечавшейся на нескольких энергоблоках АЭС с ВВЭР-1000, разработана и применена при оценке эффективности РТО по результатам испытаний методика, включающая оценку соответствия теплообменника его расчетным характеристикам по разности температур продувочной и подпиточной воды, полученным по методике конструкторского расчета теплообмена, с учетом ТУ на теплообменник, проектных критериев по термонапряженному состоянию патрубков подпитки и известных сравнительных данных, по эффективности РТО на различных блоках АЗС.

Для анализа превышающих проектные критерии термоциклов в узлах подпитки 1 контура реакторной установки ВВЭР-1000 в режимах, связанных с отключением всех ГЦН, использованы результаты теплогидравлических измерений реактора и первого контура, а также данные гидравлических расчетов трубопроводов подпитки. Установлены факторы, определяющие зарегистрированные отличия в поведении температур патрубков подпитки 1 контура.

В связи с существенными отличиями системы подпитки-продувки реакторной установки ВВЭР-1000 проекта В-428, впервые примененного на Тяньваньской АЭС в Китае, и выявлением значительных отклонений от проектных условий эксплуатации узлов системы, на данной АЭС выполнено натурное экспериментальное обоснование условий эксплуатации термонапряженных узлов данной системы. В процессе обоснования разработаны и реализованы решения по оптимизации условий эксплуатации узлов подпитки и продувки, эффективность которых подтверждена при последующих испытаниях на дальнейших этапах ввода энергоблока в эксплуатацию.

6. Экспериментально исследованы особенности условий эксплуатации отличающихся по компоновке систем РУ В-428 и РУ В-320.

Подтверждены преимущества более высокого расположения компенсатора давления РУ В-428 и исключения гидрозатвора, имеющегося в РУ В-320. Вследствие этого сведены к минимуму термическое расслоение в соединительном трубопроводе и колебания температур под воздействием регулятора уровня в КД.

В связи с более высоким расположением емкостей САОЗ относительно реактора в РУ В-428 тупиковые опускные участки трубопроводов пассивной части САОЗ отсутствуют и прогрев различных участков трубопроводов обеспечивается более равномерно, в отличие от РУ В-320 специальных мероприятий по прогреву указанных трубопроводов не требуется.

7. Выполнено комплексное расчетно-экспериментальное обоснование оптимальных условий эксплуатации наиболее подверженной нестационарным термическим нагрузкам системы компенсации давления РУ ВВЭР-1000, в том числе:

Выполнен анализ теплогидравлических процессов, происходящих в системе компенсации давления и вызывающих резкие изменения температуры в патрубке впрыска, позволивший объяснить полученные результаты термоконтроля патрубка впрыска в стационарных и переходных состояниях путем установления связей между изменениями состояний РУ и изменениями расхода впрыска.

Применительно к случаю течения через патрубок впрыска постоянной протечки рассмотрены методы решения задачи о конденсации пара на поверхности пленки жидкости, свободно стекающей по теплоизолированной стенке, в том числе для ламинарного и турбулентного течений.

Путем расчетного моделирования процессов оценены условия, при которых возможно снижение уровня температурных колебаний в дыхательном патрубке компенсатора давления до проектных значений. В соответствии с этими условиями оптимизированы с последующим экспериментальным подтверждением параметры настройки регуляторов БРУ-К и технологического конденсатора, что позволило добиться оптимизации нестационарных температурных воздействий на патрубок и снизить его эксплуатационную повреждаемость.

Выполненными расчетами и натурными экспериментами подтверждено, что наличие и точность поддержания проектной величины постоянной протечки в КД имеет существенное значение не только для выравнивания концентрации борной кислоты и химреагентов в первом контуре и в КД и оптимального расхода мощности на работу ТЭН, но и для обеспечения оптимальных температурных условий работы патрубка впрыска, дыхательного патрубка и дыхательного трубопровода КД. Уточнена методика определения расхода постоянной протечки по методу тепловых балансов путем исключения погрешности, связанной с неучетом тепловых потерь с поверхности КД через теплоизоляцию.

С точки зрения термического нагружения наиболее неблагоприятными режимами для металла корпуса КД являются режимы разогрева и расхолаживания, в которых происходит увеличение перепада температур по высоте КД вследствие различных условий теплообмена в верхней и нижней частях корпуса. Экспериментально обоснована возможность смягчения проектных требований по допустимым перепадам температур по высоте КД в данных режимах.

8. В результате разработки метода оптимизации условий эксплуатации и ресурса оборудования при комплексных экспериментальных исследованиях технологических процессов в' натурных условиях на АЭС при вводе энергоблока в эксплуатацию путем установления связей особенностей технологии эксплуатации оборудования и его ресурса получены практические приложения общего характера, в том числе:

Экспериментально обоснованы и реализованы технические решения и изменения инструкций по эксплуатации, позволившие оптимизировать эксплуатационные условия работы наиболее теплонапряженных узлов РУ и снизить их повреждаемость вследствие температурных нагрузок.

Впервые на энергоблоке № 6 АЭС «Козлодуй» систематизирован и оценен вклад различных факторов в потерю ресурса контролируемого оборудования вследствие воздействия температурных нагрузок на отдельных этапах ПНР и в целом за период ввода блока в эксплуатацию. Полученные данные применены для оценки эффективности принятых решений по оптимизации условий эксплуатации оборудования.

Экспериментально обоснованы и введены в новой редакции проектной Программы и методики контрольного термометрирования изменения в проектные критерии успешности испытаний, учитывающие реальные процессы, неизбежные при проведении режимов. Изменения обоснованы расчетами прочности, выполненными разработчиком проекта РУ.

Разработана автоматизированная система контроля и учета термоциклов на узлах реакторной установки ВВЭР-1000 с программным обеспечением, основанным на базе данных по выполненным расчетам прочности контролируемых наиболее термонапряженных узлов для максимально возможного количества вариантов изменений напряженных состояний РУ.

9. Выполнено экспериментальное исследование и оптимизация режимов с тепловыми ударами в оборудовании РУ.

Выполнено натурное термои тензометрирование оборудования реакторной установки ВВЭР-1000 в режиме аварийного расхолаживания при непосадке предохранительного клапана компенсатора давления. С использованием системы экспериментального контроля воссоздан ход аварийного режима и определены места оборудования, которые больше всего подверглись температурным воздействиям. Определены значения этих воздействий.

Даны рекомендации по оптимизации управления рассмотренным аварийным режимом с целью снижения температурных воздействий с учетом наличия в реакторе имитационной активной зоны.

Натурными экспериментами обоснованы предложения по оптимизации температурных условий аварийного охлаждения активной зоны с целью обеспечения хрупкой прочности корпуса реактора:

Экспериментально показана неэффективность существующего проектного обогрева гидроемкостей САОЗ. Выявлены недостатки систем обогрева баков запаса борного раствора, примененных в проекте реакторной установки В-428. Предложены способы обогрева гидроемкостей и баков с организацией в емкостях (баках) естественной циркуляции. Один из способов реализован на АЭС.

Рассмотрены тепловые удары в оборудовании РУ в режимах обесточивания собственных нужд и полного обесточивания АЭС. Разработано устройство для аварийного уплотнения вала ГЦН в режиме обесточивания собственных нужд.

10. В качестве конструктивных методов оптимизации условий эксплуатации выполнено расчетно-экспериментальное обоснование методов и устройств понижения давления для систем локализации аварий с потерей теплоносителя, в том числе:

Для снижения воздействия давления пара, развивающегося при аварии с потерей теплоносителя 1-го контура, и повышения безопасности путем снижения вероятности выхода радиоактивных продуктов за пределы защитной оболочки и герметичных помещений исследованы и разработаны системы понижения давления пара при аварии с потерей теплоносителя 1-го контура.

Выполнены расчетные и экспериментальные исследования системы локализации предельной проектной аварии с «сухими» конденсаторами на основе твердых теплопоглотителей, не изменяющих своего агрегатного состояния при аварии.

Вследствие ограниченной эффективности систем с «сухими» конденсаторами разработаны методы повышения эффективности систем понижения давления на основе применения в качестве теплопоглотителей эндотермически растворимых веществ и эндотермически плавящихся веществ, не требующих охлаждения при нормальной эксплуатации. Выполнены расчетные и экспериментальные исследования конденсации насыщенного пара в системах с этими теплопоглотителями.

Экспериментально исследована сравнительная эффективность различных теплопоглотителей для систем локализации аварий на АЭС, в том числе с учетом влияния присутствия воздуха и условий распределения пара в конденсаторе.

11. В результате выполненных диссертационных исследований решена в основном сформулированная выше научно-техническая проблема.

Вместе с тем выявлены направления дальнейших исследований, которые могут стать задачами для решения их в научно-исследовательских работах. Важными остаются задачи дальнейшего совершенствования условий эксплуатации узлов подпитки и продувки 1 контура в режимах, связанных с обесточиванием ГЦН, разработки методов и средств контроля расхода постоянной протечки в КД, совершенствования состава, программ и критериев испытаний, автоматизированного контроля ресурса, внедрения разработанных методов повышения эффективности систем понижения давления при аварии с потерей теплоносителя и до.