Непроектные нагрузки на теплообменные трубы ПГВ-1000 Текст научной статьи по специальности «Механика и машиностроение»

МОНИТОРИНГ ТЕХНИЧЕСКОГО СОСТОЯНИЯ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО ОБОРУДОВАНИЯ, ЗДАНИЙ И СООРУЖЕНИЙ ЭНЕРГОБЛОКА № 1 ВОЛГОДОНСКОЙ АЭС И ВВОДИМОГО В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ЭНЕРГОБЛОКА №» 2 РОСТОВСКОЙ АЭС

УДК 621.311.25(06)

НЕПРОЕКТНЫЕ НАГРУЗКИ НА ТЕПЛООБМЕННЫЕ ТРУБЫ ПГВ-1000

© 2010 г. К.Н. Проскуряков, К.С. Новиков

Московский энергетический институт Moscow Power Engineering Institute

(технический университет) (Technical University)

Показано, что при равенстве частот акустических колебаний и пульсаций давления теплоносителя, вызванных вращением главных циркуляционных насосов (ГЦН), происходит рост высокоцикловых напряжений в металле оборудования, ускоряющий его деградацию. Совпадение частот акустического резонанса в теплообменных трубах парогенератора с оборотной частотой ГЦН происходит в достаточно широком диапазоне температур и давлений и зависит от длины труб. Результаты расчета позволяют прогнозировать режимы, в которых происходит ускоренный износ труб в парогенераторе.

Ключевые слова: добротность; полоса пропускания; резонансная частота; собственная частота; колебания; акустический резонанс; непроектные нагрузки; парогенератор.

The work shows, that at equality offrequencies of acoustic fluctuations and pulsations of pressure of the coolant, caused by rotation of the main circulating pumps (MCP), occurs the growth of high cyclic stresses in equipment metal accelerating its degradation. It is shown that coincidence offrequencies of an acoustic resonance in the heating pipes in the steam generator with turnaround frequency of MCP occurs in wide enough range of temperatures and pressure and depends on length of pipes. Worked out results allow predicting modes in which there is an accelerated deterioration of steam generator pipes.

Keywords: Q-factor, bandwidth; resonant frequency; eigenfrequency; vibration; acoustical resonance; not design loadings; steam generator.

Работоспособность парогенераторов (ПГ) является одной из важнейших составляющих безопасной эксплуатации энергоблока АЭС с ВВЭР. Парогенераторы являются наиболее повреждаемым теплообмен-ным оборудованием первого контура энергоблоков АЭС. Анализ состояния ПГ АЭС России [1] показал отличие ПГ друг от друга по состоянию трубчатки даже в пределах энергоблока, что свидетельствует о различных условиях эксплуатации этих ПГ. Для ряда ПГ продолжается процесс интенсивной деградации и требуется подтверждение остаточного ресурса тепло-обменных труб, например, ПГ № 4 блока № 3 Бала-ковской АЭС и ПГ № 4 блока № 3 Нововоронежской АЭС. В то же время имеются ПГ в хорошем состоянии после наработки около 150000 час, например, парогенераторы блока № 2 Калининской АЭС. Как известно, основным механизмом повреждения тепло-обменных труб (ТОТ) парогенераторов АЭС с ВВЭР является коррозионное растрескивание под напряжением. Коррозионное растрескивание теплообменных труб парогенераторов происходит при наличии растягивающих напряжений в среде, содержащей активаторы. Растрескивание инициируется в местах образования язв. Результаты исследований и опыт эксплуатации свидетельствуют о том, что ТОТ из аустенитной стали обладают высокой коррозионной стойкостью. Вместе с тем, на ряде энергоблоков имеются случаи массовых повреждений трубчатки ТОТ. Особый интерес вызывает проблема «ранних аварий». Ряд верти-

кальных парогенераторов (ВПГ) благополучно эксплуатируется десятилетиями (регулярно проводится контроль и глушение ТОТ с дефектами), а на некоторых разрывы ТОТ происходят еще до первого контроля [2]. В самом непредсказуемом варианте эта проблема для горизонтальных парогенераторов (ГПГ) пока не возникала. Но если ее рассмотреть шире, включив в исследование повреждений кроме разрывов и интенсивную деградацию ТОТ, то следует констатировать, что решение не найдено ни для ВПГ, ни для ГПГ. Ранняя интенсивная деградация ТОТ стала причиной всех шести замен ГПГ и очень многих замен ВПГ. Проблема возможности разрушения нескольких ТОТ очень серьезно исследуется в США. До сегодняшнего дня она рассматривается только в теоретическом плане. Однако для ВПГ, судя по многочисленным исследованиям и фактам, эта проблема достаточно остра. Ранняя интенсивная деградация ТОТ может быть вызвана непроектными нагрузками на них. Обеспечение безопасности (нарушение целостности защитного барьера), в соответствии с требованиями [3], для элементов ПГ определяется, в частности, расчетом на циклическую и длительную циклическую прочность и должно выполняться в следующих случаях:

- при отсутствии результатов соответствующего расчета в проектной конструкторской документации;

- при исчерпании циклов нагружения, установленных в проектной конструкторской документации;

- если при эксплуатации возникали режимы на-гружения, параметры которых превышали предусмотренные в проектной конструкторской документации;

- если при эксплуатации выявлены механизмы старения металла, не учтенные в конструкторских (проектных) расчетах.

Ниже показано наличие режимов нагружения, механизмы которых не учтены в конструкторских (проектных) расчетах. Эти режимы получены в условиях максимально приближенных к натурным показателям вибрационной нагруженности ВКУ реактора ВВЭР-1000, корпуса реактора ВВЭР-1000 и коллекторов ПГ-4. Цель получения информации: выявление и исследование процессов, не предусмотренных проектной документацией, но влияющих на работоспособность и надежность оборудования главного циркуляционного контура (ГЦК) (рис. 1). Информация получена в результате измерений динамических напряжений, вибраций и пульсаций давления в процессе холодно-горячей обкатки блока № 1 Ростовской АЭС [4].

Для измерения динамических напряжений, пульсаций давления теплоносителя и вибраций оборудования ГЦК использовались первичные преобразователи - тензорезисторы, датчики пульсаций давления и вибраций, предусмотренные проектом систем динамических измерений ВКУ (320.28.01.00.000), виброшумового контроля корпуса и крышки реактора (320.28.02.00.000), статических и динамических измерений ГЦТ (320.28.03.00.000), измерения напряжений и вибраций коллекторов ПГ (320.28.04.00.000)

Реоктс

ГтовдайПчищ (уСпщу+о&ри&е*!пса Д ГДОртЛЬмЛЫ

I t I Jl Jl * \ Д 1 ¿1 7 I Тензодатчики (устонобяибаотса 6 продольном направлении)

■j п > -о С «'.•• I /1 2 I 3 I 4 5 I 6 I 7 I 8 I 9 \ 10 \ 11 \ 12 13 I 14 I

Л1 датчика | PIA | R2A I R3A j R4A КЪА | R6A 1 R7A | R8A | R9A | R10A | R11A | R12A R13A \ R14A |

Оценка СЧКДТ в режимах работы пробного пуска, ХО и разогрева производилась по отработанной методике [5]. Результаты оценки представлены в табл. 2.

Таблица 1

Давление P, МПа Температура t, °С Длина ТОТ l, м СЧКДТ f Гц

2 - 11 250 - 258 11 16,6

6 - 14 274 - 284 10

Из сопоставления табл. 1 и 2 видно, что СЧКДТ ТОТ в режимах пробного пуска, ХО и разогрева реактора не совпадают с оборотной частотой ГЦН. Поэтому в этих режимах не наблюдается ни увеличения пульсаций давления теплоносителя на частоте 16,6 Гц, ни динамических напряжений.

Режимы, в которых из-за совпадения значений СЧКДТ с утроенной частотой вращения ГЦН происходит увеличение СКО пульсаций давления и вибраций крышки реактора представлены на рис. 2.

£а, МПа2/Гц 0,100

0,010

0,001

49,8

16,6

99,6

.11 iluL.i LLL

0 20 40 60 80 100 f Гц

а)

Sa, МПа2/Гц 0,100

0,010

0,001

Рис. 1

Проведенный расчет показывает, что при проведении ХГО совпадение частот акустического резонанса в ТОТ с оборотной частотой ГЦН происходит в довольно широком диапазоне температур и давлений и зависит от длины ТОТ. Результаты оценки параметров приведены в табл. 1.

0 20 40 60 80 100 f Гц

Рис. 2

На рис. 3а приведен спектр виброускорений крышки реактора в режиме нулевой мощности энергоблока. Характерной особенностью этого спектра является наличие доминирующего пика на частоте 49,8 Гц, которая равна утроенной оборотной частоте вращения ГЦН (16,6 Гц). Его значение на порядок выше прочих показателей, в том числе и вызванных оборотной частотой вращения ГЦН.

Таблица 2

Давление P, МПа Температура t, °С Длина ТОТ l, м СЧКДТ f Гц Добротность Q Полоса пропускания f Гц Режим

2 - 5 100 11 22,4 - 22,5 30 0,75 Пробный пуск

6 - 10 100 - 130 22,0 - 22,7 29 - 30 0,75 - 0,77 ХО

10 - 13 150 - 250 17,3 - 21,6 19 - 28 0,78 - 0,89 Разогрев

Эта особенность спектра вибраций крышки реактора проявляется только в указанном режиме, т.е. при отсутствии энерговыделения в активной зоне. При малой мощности значение пика на частоте 49,8 Гц уменьшается примерно в 5 раз (рис. 3 б).

Используя данные расчета СЧКДТ, можно установить причину увеличения уровня вибраций крышки реактора в режиме нулевой мощности. В этом случае СЧКДТ активной зоны равна 49,3 Гц, т.е. практически совпадает с частотой колебаний теплоносителя, обусловленных вращением ГЦН, и поэтому усиливает их. В номинальном режиме работы реактора СЧКДТ в активной зоне значительно меньше и находится вне области резонансного взаимодействия. <«т/с2)2/Ги

0,02

о,о s

о

О 40 80 120 160 /, Гц

а)

slr (KT/cV/ru

0,006 0,004 0,002 О

О 40 80 120 /, Гц

б)

12

8 4

О

О 40 130 1*0 /. Гц

в) Рис. 3

Таким образом, практическое совпадение частот пульсаций давления теплоносителя, вызванных двумя независимыми друг от друга источниками пульсаций давления (ГЦН — утроенная оборотная частота вращения, равная 49,8 Гц, и СЧКДТ активной зоны, равная

Поступила в редакцию

49,3 Гц), приводит к увеличению СКО пульсаций давления (см. рис. 3б). Суммарное динамическое воздействие этих источников приводит к увеличению уровня вибраций крышки реактора (рис. 3в).

Выводы и рекомендации

1. Совпадение частот пульсаций давления теплоносителя, вызванных двумя независимыми друг от друга источниками пульсаций давления, приводит к увеличению СКО пульсаций давления и выявляет процесс, не предусмотренный проектной документацией, но влияющий на работоспособность и надежность оборудования главного циркуляционного контура.

2. СЧКДТ ТОТ в режимах пробного пуска, ХО и разогрева реактора при холодно-горячей обкатке блока № 1 Ростовской АЭС не совпадают с оборотной частотой ГЦН. Ввиду этого в этих режимах не наблюдается ни увеличения пульсаций давления теплоносителя на частоте 16,6 Гц, ни динамических напряжений.

3. Расчеты позволяют прогнозировать режимы при проведении ХГО, в которых имеет место совпадение частот акустического резонанса в ТОТ с оборотной частотой ГЦН.

4. Прогноз показывает, что совпадение частот акустического резонанса в ТОТ с оборотной частотой ГЦН происходит в достаточно широком диапазоне температур и давлений и зависит от длины ТОТ.

5. Проведенный анализ позволяет рекомендовать при проведении ХГО на № 2 блоке Ростовской АЭС провести измерения пульсаций давления, вибраций и динамических напряжений в указанных прогнозом режимах, в которых имеет место совпадение частот акустического резонанса в ТОТ с оборотной частотой ГЦН.

Литература

1. Прошлое и будущее горизонтальных парогенераторов / Н.Б. Трунов, Б.И. Лукасевич, В.В. Сотсков, С.А. Харчен-ко // Материалы 7-ого международного семинара по горизонтальным парогенераторам / ФГУП ОКБ «Гидропресс». 3 - 5 октября 2006.

2. Бергункер В.Д. Целостность теплообменных труб вертикальных и горизонтальных парогенераторов (сравнительный анализ) // Материалы 7-ого международного семинара по горизонтальным парогенераторам / ФГУП ОКБ «Гидропресс». 3 - 5 октября 2006.

3. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. ПНАЭ Г-7-002-86.

4. Результаты вибродинамического контроля оборудования ГЦК реакторной установки В-320 блока №1 Ростовской АЭС: отчет

5. Проскуряков К.Н. Использование виброакустических шумов для диагностики технологических процессов в АЭС. М., Изд-во МЭИ, 1999.

18 февраля 2010 г.

"8,1 H 12,2 ,8 9 звд >,6 К 4 >7,5 —■ l

4? ,8

51,3 --JL-----

Проскуряков Константин Николаевич - д-р техн. наук, профессор, кафедра «Атомные электрические станции», Московский энергетический институт (технический университет). E-mail: prosk@npp.mpei.ac.ru Новиков Константин Сергеевич - аспирант, кафедра «Атомные электрические станции», Московский энергетический институт (технический университет). E-mail: ko555@mail.ru

Proskurjakov Konstantin Nikolaevich - Doctor of Technical Sciences, professor, department «Nuclear Power Plants», Moscow Power Engineering Institute (Technical University). E-mail: prosk@npp.mpei.ac.ru. Novikov Konstantin Sergeevich - post-graduate student, department «Nuclear Power Plants», Moscow Power Engineering Institute (Technical University). E-mail: ko555@mail.ru