CC BY
16
Энергетика
УДК 53.083.9
АЛГОРИТМЫ ПРИНЯТИЯ РЕШЕНИЙ В ЗАДАЧАХ УПРАВЛЕНИЯ СРОКОМ СЛУЖБЫ
ОБЪЕКТОВ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
© 2018 В.П. Поваров1, М.Б. Бакиров2, А.Д. Данилов3
Филиал АО «Концерн Росэнергоатом» «Нововоронежская атомная станция»,
г. Нововоронеж, Россия 2ООО «Научно-сертификационный учебный центр материаловедения и ресурса компонентов ядерной техники "Центр материаловедения и ресурса"», г. Жуковский, Россия 3Воронежский государственный технический университет, г. Воронеж, Россия
Аннотация: рассмотрены физические особенности эксплуатационной повреждаемости узлов энергетических установок атомных электростанций. Приведена оценка влияния тепло-гидравлических и физических характеристик стратификационного потока на повреждаемость металла. Показан механизм пластической деформации и накопления эксплуатационной повреждаемости как причина замедленного разрушения критических элементов, находящихся под температурным напряжением. Для контроля за такими повреждениями была использована концепция многопараметрического мониторинга, которая позволила разработать процедуру расчетно-экспериментального прогнозирования остаточного ресурса оборудования ядерных энергетических установок. Приведена схема анализа безопасного остаточного ресурса критических элементов с использованием многопараметрического расчетно-экспериментального мониторинга. Разработан алгоритм определения интенсивности отказов и перехода в предельное состояние при управлении сроком службы. Был предложен алгоритм реализации концепции безопасной эксплуатации объектов ядерной энергетики. На основе данных исследований продлен срок промышленной эксплуатации 5 блока Нововоронежской АЭС (атомной электростанции) на 30 лет, и в настоящий момент ведутся работы по повторному продлению срока действия для 4 блока
Ключевые слова: остаточный ресурс, термическая усталость, многопараметрическая диагностика, алгоритмы принятия решений
Введение
Учитывая то, что к настоящему времени большинство действующих реакторных установок АЭС работают с продленным сроком эксплуатации, оценка остаточного ресурса ответственного оборудования и конструкций является актуальной проблемой. В качестве основных причин, сокращающих ресурс рассматриваются непроектные нагружения и накопления повреждений в элементах оборудования с учетом исходной дефектности и деградации механических свойств материалов. Постоянный мониторинг наиболее эксплуатационно-нагруженного оборудования позволяет установить и отследить все непроектные нагружения, приводящие в свою очередь к развитию эксплуатационных дефектов выше допустимого уровня с потерей герметичности. Если в процессе эксплуатации не происходит повреждения, для обоснования безопасной эксплуатации достаточно соблюдения требований отраслевых нормативных документов по проведению периодического неразрушающего контроля материалов, а также прочностных расчетов по допускаемым напряжениям.
В данной работе рассматриваются алгоритмы принятия решений в системах управления остаточным ресурсом ядерных блоков АЭС, основой которых является анализ информации, полученной в результате обработки данных непрерывного многопараметрического мониторинга параметров состояния энергетических установок [1]. Мониторинг дефектности позволяет «привязать» историю эксплуатации к моменту дефектообразования для установления причинно-следственных связей, приводящих к разрушению, а также контролировать развитие дефектов до опасного уровня.
Физические особенности эксплуатационной повреждаемости узлов энергетических установок
Механические повреждения определенных узлов турбинного и реакторного отделений, находящихся под воздействием термосиловых и вибрационных нагрузок, могут повлечь серьезные последствия в вопросах безопасности функционирования АЭС. Кроме того, повреждения такого типа не контролируются стандартными системами, предусмотренными
проектной документацией, так как не были спрогнозированы на стадии проектирования блоков. Все это может стать причиной невозможности продления сроков эксплуатации ядерного блока.
В качестве наглядного характерного примера, показывающего физические особенности повреждений, рассмотрим на анализ критической повреждаемости сварных соединений дыхательного трубопровода под влиянием фактической термосиловой нагруженности и оценке их остаточного ресурса с учетом влияния термической стратификации в период сверхпроектной 30-летней эксплуатации энергоблока №5 НВАЭС.
Для этого необходимо определить фактический уровень термической стратификации (ТС) теплоносителя с точки зрения особенностей тепло-гидравлических и физических характеристик стратификационного потока и оценить влияние ТС на повреждаемость металла. Явление ТС связано с расслоением потока теплоносителя по сечению трубопровода на «холодный» нижний и «горячий» верхний слой, возникающим вследствие переходных температурных процессов на горизонтальных участках трубопроводов из-за преобладания гравитационных сил над инерционными силами течения жидкости. Эффект ТС при определенных условиях может приводить к появлению существенных градиентов температур, провоцирующих высокие непроектные термосиловые нагрузки, которые, в свою очередь, способствуют быстрому накоплению усталостных повреждений металла в наиболее нагруженных зонах сварных соединений, вплоть до образования и развития эксплуатационных трещин (рис. 1).
Термическая усталость - разрушение от периодически возникающих и меняющихся во времени термических напряжений из-за расширения металла при нагревании или сжатии при охлаждении. При быстром нагреве или охлаждении поверхности толстостенной детали по ее сечению возникает перепад температур, приводящий к образованию высоких напряжений. Многократное воздействие напряжений приводит к повреждению металла. Для этих напряжений обычно свойственен случайный характер изменений во времени при ассиметричном цикле. Величина термических напряжений и вызываемая ими деформация зависит от степени стесненности деформаций (трехосности напряженного состояния). Степень стесненности деформации характеризуется коэффициентами стеснения деформации.
Я = ,
где £м- относительная механическая деформация, вызванная защемлением; -т = оАг - температурное расширение, здесь а - температурный коэффициент литейного расширения, А^ перепад температур.
Величина термических напряжений о зависит от градиента температуры Аt и может быть определена по формуле:
оАг
<у =
-Е
1
где Е - модуль упругости; р - коэффициент Пуассона.
Термическое напряжение тем выше, чем больше коэффициент линейного расширения, модуль упругости и градиент температур. Процесс изменения напряжений и накопления пластических деформаций при изменении температуры можно представить на примере модели жестко закрепленного по концам стального стержня периодически нагреваемого до температуры £х охлаждаемого до температуры 12 (рис. 2).
При однократном охлаждении от средней температуры (С1 + С2)/2 в стержне возникает деформация растяжения £ = — Е2)/2. Если разность температур достаточно велика, то деформация протекает по упруго-пластическому механизму до точки 1. При нагреве наклепанного пластической деформацией стержня происходит сначала его разгружение до точки 2, при дальнейшем нагреве металл начинает воспринимать упругопластическую деформацию сжатия до точки 3. При повторном охлаждении от точки 3 до точки 1 происходит увеличение напряжений на величину Ао со сменой знака от сжатия к растяжению. После нескольких таких термоциклов нагружения устанавливается вполне определенная зависимость между циклической деформацией Ае и напряжением Ао представляющие на графике линию гистерезиса точки 1, 2, 3, 4.
Суммарная упруго-пластическая деформация А г состоит из упругой ¿у и пластической составляющей гпл и связана с размахом напряжений Ао соотношением
А- = о(Т2 - Т1) =-у + -пл =
Е + -„
где Е - модуль нормальной упругости при средней температуре цикла.
Основным параметром, определяющим накопление повреждаемости за цикл термиче-
ского воздействия на металл является пластическая деформация епл , которая и используется для количественной оценки долговечности при многократном термоциклировании при эксплуатации оборудования. Термические напряжения пропорциональны градиенту температуры. Механические свойства также зависят от температуры, при ее повышении прочностные свойства снижаются. В связи с этим при одинаковом
Рис. 1. Дефект композитного сварного соеди 5-го блока НВАЭС выявленный
термоцикле число циклов до разрушения тем меньше, чем выше максимальная температура цикла. На долговечность влияют частота изменения температуры, длительность периода выдержки между термическими циклами и агрессивность рабочей среды. С учетом соотношения этих параметров макротрещина может появиться уже при очень малом числе циклов.
№ 7 дыхательного трубопровода 30 лет эксплуатации
Рис. 2. Зависимость температурного напряжения от деформации при нагреве и охлаждении
Термические напряжения достигают максимум на поверхности изделия, где и зарождаются обычно эксплуатационные дефекты. Так как при термическом воздействии, определяющим уровень напряженного состояния, являются тепловые расширения, то термические напряжения релаксируют со временем. Поэтому трещины термической усталости распро-
страняются с затухающей во времени скоростью. После образования первых трещин в их окрестности термические напряжения снижаются из-за повышения локальной податливости металла и новые трещины возникают на соседних участках, образуя сетку трещин. На образование трещин также оказывает влияние состояние поверхности - чем более гладкая,
прочная поверхность, тем больше число циклов пройдет до образования трещины. Наличие высоких остаточных технологических сварочных напряжений ускоряет появление и рост трещин термической усталости. На основании обобщения большого количества эксперимента Л. Коффином и С. Мэнсоном [2] предложена зависимость, позволяющая установить корреляцию между долговечностью по числу циклов до разрушения от размаха пластической и упруго-пластической деформации в виде:
N K1 = C
А £ N
= C
где N - число циклов до разрушения; Ае -суммарная упругопластическая деформация (Ае= <?пл+ <% К1, К2, Сь С2 - постоянные.
Механизм пластической деформации и накопления эксплуатационной повреждаемости при термической усталости сочетает в себе механизмы усталости и замедленного разрушения под напряжением. Термической усталости в нашем случае подвержены зоны забора теплоносителя из дренажных линий (зона сварного соединения №111). Чередующиеся нагревы и охлаждения могут происходить при пульсации границы раздела между паром и водой в переходной зоне трубопроводов (дыхательный трубопровод). Эксплуатационные трещины термической усталости при умеренных температурах, больших температурных интервалах термоцикла и малом числе имеют транскри-сталлитный и смешанный характер распроста-нения.
Особая важность оценки влияния ТС на повреждаемость заключается в том, что это физическое явление не было известно при проектировании АЭС первого поколения и не было учтено, как значимый нагружающий фактор, приводящий к возникновению высоких статических и циклических нагрузок, неучтенных в проектных расчетах.
Анализ остаточного ресурса оборудования
Использование концепции многопараметрического мониторинга позволяет разработать процедуру расчетно-экспериментального прогнозирования остаточного ресурса оборудования ядерных энергетических установок. Научной основой [3] такого анализа является переход от расчета по допускаемым напряжениям о к расчетам по варьируемым фактическим параметрам N т I).
В процессе эксплуатации происходит накопление повреждений - a по некоторой траектории a (N t, о), определяемой фактической историей нагружения (рис. 3).
Уровень поврежденности оценивается относительным числом циклов нагружения (усталость), относительной накопленной пластической деформацией (длительное статическое нагружение, ползучесть).
Для обеспечения безопасности конструкции вместо критических повреждений ac, соответствующих достижению предельных состояний, с использованием системы коэффициентов в расчетах могут вводиться допустимые повреждения а. Уровни ac и a разделяют области безопасной эксплуатации, ограниченной безопасности и опасности (риска).
В этом случае для расчета остаточного ресурса критических элементов необходимо проведение комплексных исследований условий и характера нагружения, характеристик механических свойств, особенностей напряженно-деформированного состояния, исходной дефектности и эксплуатационной повреждаемости. Эти данные возможно оперативно получить, используя методику многопараметрической on-line диагностики. Результаты оценки остаточного ресурса при использовании системы многопараметрического экспертного рас-четно-экспериментального мониторинга могут быть выражены в виде статистической функции f(t). Для получения необходимого и достаточного объема расчетно-экспериментальных данных необходимо правильно выбрать интервалы времени At, в течение которого проводится диагностика. При вероятностной оценке интервала At критерием должен быть риск катастрофического разрушения или потери герметичности. Величина выбранного интервала At должна обеспечивать вероятность разрушения не выше заданного уровня риска аварии. Величина этого риска должна выбираться с учетом характера (класса) потенциальной опасности объекта.
Если использовать рекуррентные соотношения для вероятностей перехода объектов в предельное состояние, то можно получить выражение для оценки оптимального промежутка времени для on-line диагностики. На рис. 3 показано два сценария накопления повреждений без проведения диагностики (линия 1) и с проведением диагностики в течение нескольких топливных кампаний. Гарантированный остаточный ресурс по оценке времени наступления предельного состояния для наиболее нагруженной зоны существенно увеличивается от tc до t"c за счет получения более комплексной
s
K
2
объективной информации о предельном (физическом) ресурсе конструкции. Под предельным ресурсом, как было сказано выше, понимается критическое (предельное) время тс или число циклов Ые, по достижении которых на заданной стадии эксплуатации (т3, Ы3) в наиболее опасных, нагруженных зонах достигается заданное предельное состояние - Зе за счет образования критических трещин, недопустимых пластических деформаций, потери устойчивости, развития коррозионных разрушений при напряжении. Текущее состояние Л'3 критической зоны
в процессе расчетно-экспериментального мониторинга определяется через фактические эксплуатационные напряжения а3, изменяющиеся во времени эксплуатации т3 и по числу реальных циклов нагружения Ы3 за счет изменения эксплуатационных нагрузок Р3 и температур 3 размеров несущих сечений Е3 и развития трещин I3
83 = /, {а3,е3} = /, {Р3, Г3, Ы3 т3, Е3 I3}.
Рис. 3. Схема анализа безопасного остаточного ресурса критических элементов с использованием многопараметрического расчетно-экспериментального мониторинга
Если для предельного состояния 8с = {ас ,£с} = {Рс, ^с, Ыс, Тс, Ес, 1с} ввести соответствующие значения п, то можно получить общее универсальное выражение для оценки допускаемого предельного состояния:
= /М {[а] ,[е]} . Тогда расчетный ресурс
ъ N л' ^
= /я ^; ^
Проектный срок службы оборудования АЭС с ВВЭР устанавливается или назначается по времени т3, при этом число циклов нагружения Ы3 в т3 в неявном виде. Остаточный ресурс безопасной эксплуатации будет
Ы = [«1 - аы),
где ап /М остаточный ресурс
[ЛтЫ], определяется по результатам расчета предельного состояния по заранее обу-
ченной на фактических экспериментальных данных расчетной модели. Расчетная конечно-элементная модель связывает параметры нагружения (различные силовые факторы, давление, температуру) с напряженным состоянием в наиболее нагруженных зонах конструкции.
Таким образом, фактический остаточный ресурс, рассчитанный по фактическим натурным данным термосиловой нагруженности с учетом дополнительных механизмов разрушения, начальной дефектности для оборудования с повышенной эксплуатационной повреждаемостью может очень сильно отличаться от проектного (кривая 3 на рис. 3). Задача многопараметрического непрерывного мониторинга состоит в первую очередь не в более точной и конкретной оценке остаточного ресурса, а в разработке компенсирующих мероприятий, направленных на приведение остаточного ресурса к проектным значениям (задача управле-
Л Пс
ния ресурсными характеристиками), за счет следующих технических решений:
- изменения технологического регламента эксплуатации, исключающего прохождение режимов, приводящих к непроектной повреждаемости (изменение в порядке открытия/закрытия арматуры на линии периодической продувки ПГ; оптимизация уровня обжатия ЗО с целью компенсации высокого уровня напряжений при сезонных колебаниях температуры);
- внесения конструкционных изменений (упрочнение поверхностного слоя металла композитных сварных соединений с целью увеличения прочности и создания фоновых высоких остаточных сжимающих напряжений).
Алгоритмы управления сроком службы
В рамках выполнения данной работы была разработана и внедрена в опытную эксплуатацию методология по неразрушающему контролю дефектности зон с повышенной повреждаемостью, позволяющая контролировать динамику образования, роста дефектов непосредственно в процессе эксплуатации. Блок-схема алгоритма определения долговечности эксплуатации ядерных энергетических установок представлена на рис. 4. Также была предложена новая концепция обеспечения безопасной эксплуатации оборудования, строительных конструкций АЭС, основанная на обеспечении фундаментальной безопасности, краткое содержание которой заключается в следующем.
Необходимо иметь точно рассчитанные проектные нагрузки при нормальных условиях эксплуатации (НУЭ), нарушениях нормальных условий эксплуатации (ННУЭ) и прогноз накапливаемой повреждаемости в течение срока службы объекта контроля.
При эксплуатации должен быть обеспечен контроль за изменением технологических параметров. Периодический эксплуатационный контроль должен охватывать зафиксированные несплошности, утончения стенок сосудов и трубопроводов, а также изменение структуры металла.
Необходимо подтвердить, что значения показателей качества объектов контроля соответствуют требованиям правил и норм по безопасности, определить основные нагружающие
факторы по результатам проектных расчетов и результатов on-line мониторинга, основываясь на экспериментально-теоретическом моделировании.
Для анализа состояния критического элемента необходимо определить напряженно-деформированное состояние на основе верифицированных по данным непрерывного мониторинга расчетных моделей, выполнить анализ усталости (расчет коэффициента накопленных напряжений), установить критический размер трещины и условия ее роста.
Повышение гарантии безопасной работы оборудования напрямую зависит от количества выявленных механизмов эксплуатационных повреждений, а также от объема on-line мониторинга параметров, характеризующих целостность объекта контроля.
В случае несоответствия требованиям правил и норм по накопленной повреждаемости принимаются дополнительные меры, связанные с оптимизацией условий эксплуатации, дополнительному on-line мониторингу [4] с меньшим периодом оценки состояния объекта контроля. На рис. 5 представлена блок-схема алгоритма реализации новой концепции безопасности для ядерных установок с имеющимися и развивающимися дефектами.
Заключение
В ходе проведенных исследований, связанных с разработкой концепции безопасного управления объектами атомной энергетики и методики обоснования возможностей продления сроков эксплуатации ядерных блоков были проанализированы физические особенности повреждаемости критических элементов ядерного блока и разработана модель численного расчета параметров механического разрушения для пространственных трещин. Была предложена методика анализа остаточного ресурса энергетических установок и разработаны алгоритмы принятия решений в задачах управления сроком эксплуатации АЭС. Основываясь на данных исследованиях, в 2011 году был продлен срок промышленной эксплуатации 5 блока Нововоронежской АЭС на 30 лет и в настоящий момент ведутся работы по повторному продлению срока действия для 4 блока.
Рис. 4. Алгоритм определения интенсивности отказов и перехода в предельное состояние при управлении сроком службы
Рис. 5. Блок-схема алгоритма реализации концепции безопасной эксплуатации объектов ядерной энергетики
Литература
1. Разработка технологии непрерывного акустико-эмиссионного мониторинга эксплуатационной повреждаемости металла ответственного оборудования атомных станций / М.Б. Бакиров, В.П. Поваров, А.Ф. Громов, В.И. Левчук // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2014. № 3. С. 15-24.
2. Расчетно-экспериментальная оценка влияния термической стратификации на эксплуатационную нагру-женность дыхательного трубопровода энергоблока № 5 Нововоронежской АЭС / В.П. Поваров, О.В. Уразов, М.Б. Бакиров, В.И. Левчук // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2017. № 1. С. 5-16.
3. Бакиров М.Б., Поваров В.П. Разработка и внедрение технологии оперативной диагностики повреждения ответственного оборудования как процедуры управления ресурсом АЭС // Вестник Воронежского государственного университета. Серия: Физика. Математика. 2015. № 1. С. 5-17.
4. Данилов А.Д., Головнев В.Н. Цифровые системы управления. Воронеж: ВГЛТА, 2007. 235 с.
5. Данилов А.Д., Пилеич А.В. Математическое обеспечение распределенных вычислений гетерогенных динамических параметров систем в режиме реального времени. Воронеж: ВГТУ, 2015. 160 с.
Поступила 03.12.2017; принята к публикации 25.01.2018
Информация об авторах
Поваров Владимир Петрович - канд. техн. наук, директор, филиал АО «Концерн Росэнергоатом» «Нововоронежская атомная станция» (396072, Россия, Воронежская обл., г. Нововоронеж, Улица Набережная, д. 8 Б, офис, 13), e-mail: PovarovVP@nvnpp1.rosenergoatom.ru
Бакиров Мурат Баязитович - д-р техн. наук, генеральный директор, ООО «Научно-сертификационный учебный центр материаловедения и ресурса компонентов ядерной техники "Центр материаловедения и ресурса"» (140180, Россия, Московская обл., г. Жуковский, ул. Жуковского, 1), e-mail: info@expresstest.ru
Данилов Александр Дмитриевич - д-р техн. наук, профессор, Воронежский государственный технический университет (394026, Россия, г. Воронеж, Московский проспект, 14), e-mail: danilov-ad@yandex.ru
DECISION MAKING ALGORITHMS FOR MANAGING THE DURATION OF NUCLEAR
ENERGY FACILITIES
V.P. Povarov1, M.B. Bakirov2, A.D. Danilov3
xThe branch of JSC «Rosenergoatom» «Novovoronezh nuclear power plant»,
Novovoronezh, Russia 2 Сenter of materials and resource, Zhukovski, Russia 3Voronezh State Technical University, Voronezh, Russia
Abstract: the article reviews operational damageability of critical units of nuclear power stations power plants. It estimates the scales of influence of heat-hydraulic and physical characteristics of the stratification flow damaging metal parts. The mechanism of plastic deformation and accumulation of operational damageability as a cause of delayed destruction of critical elements under temperature stress is shown. To monitor such damage, the concept of multi-parameter monitoring was used, which allowed the development of the special procedure for calculation and experimental prediction of the residual life of nuclear power plant equipment. A scheme for the analysis of the safe residual life of critical elements is presented using multiparameter calculation and experimental monitoring. An algorithm for determining the intensity of failures and the transition to the limit state in the control of the service life is developed. Based on the analysis done in the article, an algorithm for implementing the concept of safe operation of nuclear power facilities was proposed. Based on these studies, the period of industrial operation of "Novovoronezh NPP" Unit 5 has been prolonged for 30 years and work is underway to re-extend the validity period for another four units of the nuclear plant
Key words: residual resource, thermal fatigue, multi-parameter diagnostics, algorithms of decision-making
References
1. Bakirov, M. B., Povarov V. P.,. Gromov A. F, Levchuk V. I. "Development of technology for continuous acoustic-emission monitoring of operational damageability of the metallic parts of critical equipment of nuclear power plant", News of higher educational institutions. Nuclear energy. (Izvestiya vysshikh uchebnykh zavedeniy. Yadernaya energetika), 2014, no. 3, pp. 15-24
2. Povarov V. P., Urazov O. V., Bakirov M. B., Levchuk V. I."Calculation and experimental evaluation of the influence of thermal stratification on the operational loading of the respiratory duct of the power unit No. 5 of Novovoronezhskaya NPP News of higher educational institutions. Nuclear energy. (Izvestiya vysshikh uchebnykh zavedeniy. Yadernaya energetika), 2017, no. 1, pp. 516
3. Bakirov M. B., Povarov V. P. "Development and implementation of technologies for real time diagnostics of damage of critical equipment as procedures for the management of nuclear power plant operational", Herald of the Voronezh state University. Series: Physics. Math. (Vestnik Voronezhskogo gosudarstvennogo universiteta. Seriya: Fizika. Matematika.), 2015. no. 1, pp. 5-17.
4. Danilov, A. D. Golovnev V. N. "Digital control system" ("Tsifrovye sistemy upravleniya"), Voronezh, 2007, 235 p.
5. Danilov, A. D., Pileich A. V. "Software for distributed computing of heterogeneous dynamic parameters of the system in real time ("Matematicheskoye obespecheniye raspredelennykh vychisleniy geterogennykh dinamicheskikh parametrov sistem v rezhime real'nogo vremeni"), Voronezh, 2015, 160 p.
Submitted 08.12.2017; revised 25.01.2018
Information about authors
Vladimir P. Povarov, Cand.Sc. (Technical), Director, The branch of JSC "Concern Rosenergoatom" "Novovoronezh nuclear power plant", (8b, Office 13, Naberezhnaya Str., Novovoronezh, 396072, Russia), e-mail: PovarovVP@nvnpp1.rosenergoatom.ru Murat B. Bakirov, Dr.Sc. (Technical), Director, "Center materials and resource", (1, Zhukovskogo Str., Zhukovski, Moscow region, 140180, Russia), e-mail: info@expresstest.ru
Alexander D. Danilov, Dr.Sc. (Technical), Professor, Voronezh State Technical University, (14, Moskovsky Prospekt, Voronezh, 394026, Russia), e-mail: danilov-ad@yandex.ru
