Введение к работе
Актуальность работы: Внутриреакторное оборудование ядерных энергетических установок с ВВЭР-ЮОО, включающее внутрикорпусные устройства (ВКУ) и тепловыделяющие сборки (ТВС), в эксплуатационных условиях подвержено действию различного рода динамических нагрузок. Обеспечение вибродинамической надежности ВКУ и ТВС 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 и ТВС. Разработка конструкции элементов внутриреакторного оборудования ВВЭР-ЮОО проводилась на основе углубленного экспериментально-расчетного анализа рассматриваемых 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 основного внутриреакторного оборудования ВВЭР-ЮОО принимаются в расчет возможные сейсмические воздействия, а также интенсивные перепады давления в случае проектной аварии.
В данных условиях актуальными- являются задачи разработки методики предэксплуатационных динамических испытаний и измерений, включая применение критериев приемлемости результатов пусконаладочного контроля основного оборудования реакторных установок при вводе АЭС в эксплуатацию, что и составляет предмет настоящей работы.
Целью работы является разработка методики контроля вибродинамической нагруженности внутриреакторного оборудования ВВЭР-ЮОО на основе комплекса экспериментально-расчетных исследований, включавших:
изучение возмущающих гидродинамических сил (выявление основных параметров, характеризующих нестабильность течения, и путей улучшения гидродинамики проточной части);
исследование фактической вибронагруженности элементов конструкций в ходе стендовых испытаний и их оптимизация по условиям вибропрочности, что, в свою очередь, предполагает изучение вибрационных характеристик конструктивных элементов (форм и частот собственных колебаний с учетом присоединенных масс жидкости, диссипативных сил), а также анализ вибронагруженности при непроектных условиях закрепления внутриреакторного оборудования;
выбор оптимальных методов и средств контроля вибродинамической нагруженности ВКУ и ТВС в натурных условиях;
проведение натурных динамических испытаний и предэксплуатационных измерений параметров вибрационного поведения внутриреакторного оборудования с последующим статистическим обобщением полученных данных;
обоснование критериев приемлемости результатов пусконаладочного контроля динамики ВКУ и ТВС, обеспечивающих надежность контролируемого оборудования в течение проектного ресурса по условиям вибропрочности и износа.
Научная новизна диссертационной работы состоит в следующем:
экспериментально определены временные и частотные характеристики, а также пространственные распределения гидродинамических силовых факторов, действующих на несущие элементы внутриреакторного оборудования в эксплуатационных условиях, соответствующих серийному ВВЭР-ЮОО;
экспериментально исследованы на моделях различного масштаба и в натурных условиях, а также использованы при верификации расчетных методик характеристики собственных колебаний внутрикорпусной шахты реактора - основного несущего элемента ВКУ и тепловыделяющих сборок;
на основе анализа результатов натурных и стендовых испытаний и измерений показана возможность статистического подхода к пусконаладочному виброконтролю внутриреакторного оборудования последовательно вводимых в эксплуатацию серийных ВВЭР-1000;
с применением методов многомерного анализа данных проведены статистические обобщения результатов натурных пусконаладочных испытаний и измерений на серийных установках ВВЭР-1000 с целью получения критериев вибронадежности реакторного оборудования по условиям циклической прочности и износа;
в качестве критериев приемлемости результатов пусконаладочных динамических испытаний приняты и определены контрольные значения амплитуд, общих и частотных стандартов, а также контрольные спектральные маски пульсаций давления, виброускорений и динамических напряжений для установленных контролируемых зон и элементов реакторного оборудования;
методически обоснована и предложена оптимальная конфигурация системы предэксплуатационного вибродинамического контроля ВКУ и ТВС с соответствующим детекторным оснащением и метрологическим обеспечением;
оценена и продемонстрирована эффективность применения разработанных критериев в ходе выявления на стадии предэксплуатационных испытаний аномальных вибрационных состояний контролируемого оборудования.
Достоверность и обоснованность исследований обусловливается использованием известных и апробированных теорий, решений и методик, примененных для постановки экспериментов, а также для измерений, обработки результатов и их анализа. Характер процессов в контролируемых узлах уточнен на основании большого количества экспериментальных данных, полученных в различных режимах и состояниях. Состоятельность выводов и рекомендаций подтверждена независимыми средствами и методами контроля.
Практическая ценность состоит в следующем:
> на основе проведенных исследований установлены конкретные количественные значения приемочных критериев, соблюдение которых обеспечивает вибронадежность реакторного оборудования в течение проектного ресурса, а также определены объем и состав динамических испытаний и измерений для применения на вводимых серийных энергоблоках АЭС с ВВЭР-1000;
У разработано программно-методическое обеспечение и показана эффективность системы пусконаладочных динамических измерений ВКУ и ТВС, как базисного инструмента раннего вибродиагностического контроля внутриреакторного оборудования;
> включение определенных численных критериев в проектно-конструкторскую
документацию и их применение на стадии предэксплуатационных испытаний серийных
ВВЭР-1000 позволило своевременно выявить аномальные вибросостояния контролируемого
оборудования в ходе пусконаладочных работ на энергоблоках №1 Хмельницкой АЭС, №6
АЭС «Козлодуй», №6 Запорожской АЭС, №1 Волгодонской АЭС с выработкой
рекомендаций по устранению непроектных явлений.
Реализация и внедрение результатов исследований.
Рекомендации и предложения, разработанные в процессе настоящих исследований, внедрены в ходе пусконаладочных работ на последовательно вводимых в эксплуатацию энергоблоках АЭС с ВВЭР-1000 путем разработки и выпуска конкретной проектно-конструкторской и рабочей документации по специальным пусконаладочным измерениям (СПНИ).
Апробация работы. Диссертационная работа рассмотрена научно-техническими советами ОАО НПО «ЦНИИТМАШ» и ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС». Результаты диссертационной работы использованы в проектно-конструкторской и эксплуатационной документации по серийным РУ ВВЭР-1000, представлены в монографиях, научно-технических статьях и отчетах по НИОКР. Материалы исследований обсуждались на технических совещаниях в концернах «Росэнергоатом» и «ТВЭЛ», на АЭС России, Украины,
Болгарии, Чехии и Китая, а также на различных научно-технических конференциях и семинарах.
Публикации. Материалы диссертации представлены в более чем в 20-ти научно-технических статьях и докладах, а также в многочисленных отчетах о НИОКР.
Личный вклад автора:
Начиная с 1980 г. диссертант являлся ответственным исполнителем при проведении исследований динамического поведения внутриреакторного оборудования в условиях стендовых и натурных испытаний. Принимал непосредственное участие в подготовке измерительных систем и проведении пусконаладочных и иных испытаний и измерений на энергоблоках с ВВЭР-1000 Калининской, Балаковской, Южноукраинской, Хмельницкой, Запорожской, Волгодонской, Ровенской, Нововоронежской, а также АЭС «Козлодуй» и «Тяньвань». В течение последних семи лет руководимой диссертантом лабораторией и им лично выполнялся комплекс работ по проектированию, изготовлению и использованию систем СПНИ при вводе в эксплуатацию энергоблоков №1 Волгодонской АЭС, №3 Калининской АЭС, №2 Хмельницкой АЭС, №4 Ровенской АЭС, №1, 2 АЭС «Тяньвань» (КНР). В настоящее время ведется разработка проектно-конструкторской документации и подготовка средств измерений для АЭС в Иране и Индии, а также выполняются перспективные проработки пусконаладочных систем для АЭС-2006 и средств эксплуатационного контроля.
Автор защищает:
методику и результаты комплекса лабораторных, стендовых и натурных исследований динамики ВКУ и ТВС ВВЭР-1000;
статистический подход к пусконаладочному виброконтролю внутриреакторного оборудования ВВЭР-1000, позволяющий
количественно оценивать приемлемость исходного состояния каждого реактора серии с учетом допускаемых технологических отклонений в условиях изготовления и сборки оборудования первого контура;
учитывать действие основных факторов, влияющих на долговечность и накопление повреждаемости ВКУ и ТВС (усталость металла за счет высокочастотного нагружения, процессы виброизноса, действие среды теплоносителя и т.д.);
обеспечивать возможность выдачи оперативного заключения на эксплуатацию испытуемого реактора, а в случае необходимости количественно оценивать неприемлемость состояния ВКУ и ТВС по тому или иному фактору;
отражать связь условий нагружения ВКУ и ТВС испытуемого реактора с условиями эксплуатации головного реактора и вибронагруженностью крупномасштабных моделей (в наиболее благоприятном случае эта задача сводится к подтверждению вибрационного подобия всех реакторов серии);
являться основой для контроля вибронагруженности ВКУ и ТВС при последующей эксплуатации данного энергоблока.
> разработанные критерии приемлемости, предлагаемую конфигурацию системы
предэксплуатационного вибродинамического контроля ВКУ и ТВС, программно-
методическое обеспечение СПНИ.
Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, 5 глав и заключения. Общий объем диссертации 169 стр., 27 табл., 61 рис. Работа содержит 111 наименование использованной литературы.
