CC BY
42
УДК 621.039:621.311.25
О ВЛИЯНИИ КАЧЕСТВА СТРОИТЕЛЬСТВА НА НАПРЯЖЕННОЕ СОСТОЯНИЕ ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКИ АЭС
Приведены отдельные результаты контроля качества строительно-монтажных работ, вызывающие изменения в напряженном состоянии защитных оболочек АЭС. Отмечено, что влияние технологических нарушений весьма значительно сказывается на характере напряженного состояния конструкции. Даются рекомендации по совершенствованию контроля строительства защитной оболочки.
Ключевые слова: Защитная оболочка, бетон, арматурные канаты, напряжения, усилия.
Several results of the control over quality of construction-and-assembling operations producing changes in the stress-strain state of Nuclear Power Plant (NPP) containments are presented. As observed, technology violations influence considerably the stress-strain state of constructions. Recommendations on improvement of the control over construction of NPP containments are formulated.
Keywords: Containment, concrete, tendon, tension, efforts.
Преднапряженные железобетонные защитные оболочки АЭС предназначены для защиты реакторной установки от внешних природных и техногенных воздействий и, являясь элементом локализующей системы безопасности, служат для предотвращения или ограничения распространения, выделяющихся при авариях, радиоактивных веществ и излучений за, установленные проектом, границы.
Защитные оболочки АЭС имеют достаточно сложную геометрическую форму и большое количество конструктивных неоднородностей (узлы сопряжения элементов различной жесткости, отверстия, неравномерности траекторий арматурных канатов и другие).
Кроме того, в практике строительства встречается значительное количество технологических нарушений, которые влекут за собой возникновение технологических неоднородностей. Указанные факторы могут оказывать существенное влияние на однородность напряженного состояния защитной оболочки и ее надежность.
В новых нормах (СНиП 52-01-03 «Бетонные и железобетонные конструкции. Основные положения») введено требование по долговечности железобетонных конструкций, которое формулируется следующим образом: железобетонная конструкция должна иметь такие начальные характеристики, чтобы в течение установленного длительного времени она удовлетворяла бы требованиям по безопасности и эксплуатационной пригодности с учетом влияния на геометрические характеристики конструкции и механические характеристики материалов различных
В.Н. Медведев, Александр С. Киселев, Алексей С. Киселев, В.Ф. Стрижов, А.Н. Ульянов
Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук (ИБРАЭ _РАН),г. Москва_
Nuclear Safety Institute of the Russian Academy of Sciences (IBRAE RAS), Moscow
расчетных воздействий (длительное действие нагрузки, неблагоприятные климатические, технологические, температурные и влажностные воздействия, попеременное замораживание и оттаивание, агрессивное воздействие и др.).
При этом устанавливается, что долговечность железобетонных конструкций должна обеспечиваться требованиями к бетону и его составляющим, арматуре, расчету, конструированию, технологии изготовления и эксплуатации.
При строительстве АЭС существует практика контроля качества строительно-монтажных работ, которая показала, что имеют место отклонения от требований нормативных документов и проектных решений.
Эти обстоятельства позволяют говорить о том, что вопросы контроля качества строительства защитных оболочек АЭС остаются актуальными.
Контроль качества строительно-монтажных работ должен включать: контроль физико-механических характеристик используемых материалов строительных конструкций с привязкой к зонам бетонирования, контроль геометрических параметров и др.
При производстве бетона на бетонном заводе и укладке его в тело защитной оболочки прочностные характеристики отдельных партий материала могут варьироваться под влиянием большого числа систематических и случайных причин.
В качестве примера рассматриваются некоторые данные строительства защитной оболочки первого энергоблока Ростовской АЭС, сооружение которой заняло более трех лет (с 03.07.86 по 18.10.89 г.). Укладку бетона проводили ярусами с помощью бетононасосов. Объем бетона, укладываемого в один прием, колебался от 20 до 200 м3. Перерывы в бетонировании сменных слоев составляли от 1 до 90 суток.
В период строительства защитной оболочки испытывались образцы для определения прочностных характеристик бетона, а также проводились испытания кернов, выбуренных из оболочки. [Л. 1]
Результаты показали, что данные испытания контрольных образцов значительно отличаются от данных испытания кернов. Средняя прочность бетона в конструкции
через 90 суток после укладки (X = 341 кг/см2) ниже средней прочности контрольных
образцов в возрасте 28 суток ( X = 432 кг/см2), а среднеквадратические отклонения равны, соответственно, 83 кг/см2 и 39,7 кг/см2 (см. таблицу 1 и 2).
Таблица 1- Результаты испытания кернов, выбуренных из бетона защитной оболочки первого энергоблока Ростовской АЭС
Х(прочн. бетона, Я28 кг/см ) В(число серий образцов) Х2 ВхХ ВхХ2 Откл. от сред, кг/см2 X-Х
240 7 57600 1680 403200 -101
320 10 102400 3200 1024000 -21
400 9 160000 3600 1440000 59
480 3 230400 1440 691200 139
29 9920 3558400
У В • Х 9880 2
Среднее значение X = —-=-= 341 кг/см ;
п 29
У в • х2 -(У в • х)2 / п
Среднеквадратические отклонения —-—-=83.
\ п -1
Таблица 2- Результаты испытания бетонных образцов на осевое сжатие (через 28 суток) при строительстве защитной оболочки первого энергоблока Ростовской АЭС
Х (прочн. бетона, R28 кг/см2) В (число серий образцов) Х2 ВхХ ВхХ2 откл. от сред, кг/см2 X-Х
350 1 122500 350 122500 -83
370 2 136900 740 273800 -63
390 19 152100 7410 2889900 -43
410 32 168100 13120 5379200 -23
430 15 184900 6450 2773500 -3
450 12 202500 5400 2430000 17
470 14 220900 6580 3092600 37
490 6 240100 2940 1440600 57
510 4 260100 2040 1040400 77
530 4 280900 2120 1123600 97
109 Е47150 Е20566100
Среднее значение X =
£ В ■ Х 47150
п
109
= 433 кг/см2
Среднеквадратические отклонения
£ B ■ X2 -(£ B ■ X)2 / п
' П -1
=39,7
Основными причинами вариации прочности бетона защитной оболочки 1-го энергоблока Ростовской АЭС явились: отсутствие автоматических дозировочных устройств на бетонном заводе и пооперационного контроля в процессе приготовления и укладки бетона; бесконтрольное добавление воды в автобетоносмесители перед разгрузкой, приводящее к выпуску бетонной смеси с подвижностью, значительно превышающей заданную; большое разнообразие добавок с различной подвижностью (по данным измерений осадка конуса составляла от 7 до 26 см).
Очевидно, что в большинстве случаев проектная марка бетона не выдерживалась, но не это является главным. Важно то, что в соседних блоках бетонирования оказывались материалы с резко отличающимися прочностными характеристиками. При колебаниях физико-механических характеристик бетона в конструкции каждый фрагмент обладает своей определенной прочностью по отношению к действующим нагрузкам. Следовательно, деформации ползучести бетона, зависящие, в основном, от прочностных характеристик бетона и уровня напряжений, будут различны.
Для длительного наблюдения за изменением физико-механических характеристик бетона представляется целесообразным данные по каждому участку бетонирования наносить на общую схему. Например, на рисунке 1 представлен фрагмент развертки цилиндра защитной оболочки АЭС с указанием свойств бетона в каждой захватке бетонирования.
Эти данные будут использоваться на протяжении всего жизненного цикла сооружения (период строительства, предпусковых испытаний, длительной эксплуатации, продления срока службы, вывода из эксплуатации).
Рисунок 1- Физико-механические характеристики бетона, полученные по результатам испытания контрольных образцов
Геометрические размеры защитной оболочки и ее сечений весьма, иногда, значительно отличаются от проектных. На рисунке 2 приведены фактические геометрические параметры стены защитной оболочки в средней части оболочки и указаны расстояние от оси цилиндра до внутренней и внешней поверхности стены. Средняя толщина стенки оболочки составила 1299 мм, что на 99 мм превышает проектную величину.
Для оценки влияния отклонений геометрических параметров защитной оболочки на напряженное состояние защитной оболочки были выполнены расчеты для фрагмента оболочки при учете проектных размеров оболочки и фактических (измеренных). Расчеты выполнены при воздействии внутреннего давления, величиной Р=1 МПа. Результаты расчетов показали (рисунок 3), что при учете фактических параметров оболочки напряжения в стенке снизились на величину от 5 до 10 % и имеют весьма неоднородный характер распределения.
Фактические размеры сечения стены
Проектные размеры сечения стены
Рисунок 2- Геометрические параметры стены защитной оболочки первого энергоблока Калининской АЭС в средней части цилиндра. Отклонения от проектных размеров увеличены в 50 раз по сравнению с толщиной стенки
Рисунок 3 - Распределение кольцевых напряжений в облицовке в кольцевом сечении оболочки при воздействии внутреннего давления, Р=1 МПа
В процессе предварительного напряжения арматурных канатов в защитной оболочке также возникает неравномерность напряженного состояния. Основные факторы, вызывающие неравномерность усилий в канатах при обжатии оболочки следующие [Л. 2, 3]:
- действие сил трения между арматурными канатами и каналообразователями;
- различные величины потерь усилий при передаче нагрузки с домкрата на анкер.
Основными факторами, влияющими на величину потерь усилий в арматурном канате от трения, являются:
- предусмотренные проектом, радиусы кривизны, располагаемых в теле защитной оболочки, арматурных элементов;
- дополнительные радиусы кривизны, обусловленные отгибами арматурных канатов при обходе отверстий большого диаметра;
- неизбежное отклонение каналообразователей от заданной траектории кривизны, возникающее при сооружении защитных оболочек;
- характеристики арматурного элемента (шероховатость проволок, наличие коррозии);
- материал каналообразователей (металл, полиэтилен).
Характер распределения усилий по длине арматурного каната, действующий при загружении защитной оболочки нагрузками от предварительного напряжения, представлен на рисунке 4.
При передаче нагрузки с домкрата на анкер наблюдаются значительные потери усилий в арматурных канатах, иногда сопоставимые с потерями усилий в канатах от трения. Результаты измерений, полученные при помощи датчиков силы НВ005 на 1-м энергоблоке Ростовской АЭС, показали, что в цилиндре оболочки потери усилий при анкеровке составили от 37 до 239 тонн (средняя величина потерь 182 тонны или 18.2 %), а в куполе - от 93 до 231 тонны (средняя величина потерь 164 тонны или 16.4 %).
На тематическом совещании о готовности к испытаниям системы СПЗО блока № 3 Калининской АЭС (протокол КлнАЭС от 04.07.2003 г) было принято решение, выдать задание институту «Оргэнергострой» на корректировку технологии натяжения арматурных канатов по рекомендациям ИБРАЭ РАН. В работе [Л. 4] отмечалось, что к началу выполнения предварительного напряжения на втором энергоблоке Ростовской АЭС следует обратить особое внимание на эту проблему с тем, чтобы избежать значительных потерь усилий в канатах при их анкеровке.
Однако, исходя из результатов измерения, полученных по датчикам НВ005, при преднапряжении защитной оболочки энергоблока № 2 Ростовской АЭС эти рекомендации учтены не были.
Рисунок 4- Изменение усилий по длине арматурного каната в цилиндре оболочки от кольца сопряжения до основания в зависимости от действия сил трениямежду канатом и каналообразователем с учетом потерь при анкеровке
Кроме того, при преднапряжении канатов не фиксируется их удлинение, поскольку используемый домкрат не оборудован средствами измерения перемещения канатов, а это позволило бы получить дополнительные возможности контроля усилий.
Следует отметить, что в мировой практике преднапряжения арматурных канатов применяется метод, когда на каждом этапе натяжения фиксируется приращение усилия, расчетное перемещение анкера и измеренное перемещение анкера. Такой подход использовался при преднапряжении арматурных канатов фирмы Бгеу88те1 (Франция) на защитной оболочке энергоблока № 1 Калининской АЭС.
В качестве примера в таблице № 4 приведены данные по натяжению арматурного пучка СПЗО-М (с двумя датчиками контроля усилий на тяжном и глухом конце каната), установленного в каналообразователь № 104 цилиндрической части защитной оболочки энергоблока № 1 Калининской АЭС.
Следовательно, для получения полной информации о качестве работ по преднапряжению канатов необходимо выполнить модернизацию домкрата для получения возможности фиксировать усилия и перемещения арматурных канатов при их натяжении. При этом необходимо фиксировать, как минимум, два измерения: приращение усилия на каждом шаге натяжения и удлинение каната.
Таблица 4- Данные по натяжению арматурного пучка СПЗО-М
Этапы Расчетные данные ( Фактические данные
Давление, бар Усилие, кН Удлинени е, мм. Усилие на датчике силы, тс
Тяжной анкер (отм.+70.50м.) Глухой анкер (отм.+9.30м.)
1 100 1965 152 163 138
2 200 3930 153 355 305
3 200 3930 355 305
4 300 5895 157 578 486
5 400 7860 145 749 643
6 458 9000 79 863 727
Итого удлинение 686 - -
Значение после завершения натяжения армопучка (усадка цанг равна 6 мм) 680 756 727
Для контроля напряженно-деформированного состояния защитной оболочки в период строительства в тело сооружения установлена контрольно-измерительная аппаратура (КИА). Всего в защитной оболочке предусмотрена установка порядка 300 датчиков, в том числе: преобразователи силы арматурные струнные (ПСАС), предназначенные для измерения напряжений в стержневой арматуре; преобразователи линейных деформаций струнные (ПЛДС), предназначенные для измерения деформаций бетона; преобразователи температуры струнные (ПТС), предназначенные для измерения температуры бетона. Датчики КИА используются для обоснования эксплуатационной безопасности на протяжении всего жизненного цикла сооружения (период строительства, предпусковых испытаний, длительной эксплуатации, продления срока службы, вывода из эксплуатации).
Однако, из-за дефектов строительного периода в ряде случаев происходили отказы в работе датчиков КИА, установленных в тело защитной оболочки. В этом случае необходимо рассмотреть альтернативные средства оценки напряженно-
деформированного состояния защитной оболочки. Для этого следует оценить положительный опыт Ростовского государственного строительного университета по определению геометрических параметров купольной и цилиндрической частей защитной оболочки 1 -го и 2-го энергоблоков Ростовской АЭС и разработанной в ИБРАЭ РАН экспертной системы оценки напряженного состояния для защитной оболочки 1-го энергоблока Ростовской АЭС. [Л. 5, 6]
Выводы
1. Как показывают приведенные примеры контроля качества строительно-монтажных работ, влияние технологических нарушений весьма значительно сказывается на характере напряженного состояния конструкции защитной оболочки.
2. Наблюдения за изменением физико-механических характеристик бетона во времени необходимо вести по каждому участку бетонирования, нанесенному на общую схему защитной оболочки. Эти данные могут использоваться на протяжении всего жизненного цикла сооружения (период строительства, предпусковых испытаний, длительной эксплуатации, продления срока службы, вывода из эксплуатации).
3. В ряде случаев потери усилий в арматурных канатах защитной оболочки при их анкеровке были недопустимо велики. Для получения полной информации о качестве работ по преднапряжению канатов необходимо выполнить модернизацию домкрата для возможности фиксировать усилия и перемещения арматурных канатов при преднапряжении.
4. Поскольку из-за дефектов строительного периода могут происходить нарушения работы датчиков КИА, установленных в тело защитной, необходимо рассмотреть альтернативные средства оценки напряженно-деформированного состояния защитной оболочки.
Литература
1. Ульянов А.Н., Гурьева Э.Я., Медведев В.Н. Экспериментальные и расчетные обоснования методических рекомендаций, алгоритмов и программ по учету технологических и конструктивных неоднородностей при диагностике напряженно-деформированного состояния защитных оболочек АЭС для периодов их возведения, испытаний и эксплуатации. Институт Оргэнергострой. М., 1990, 92 с.
2. СНиП 2.03.01-84. Бетонные и железобетонные конструкции. /Госстрой СССР. -М.: ЦИТП Госстроя СССР, 1985. - 79 с.
3. Труды ИБРАЭ РАН. Механика преднапряженных защитных оболочек АЭС. Издательство «Наука», 2008, 151с.
4. Медведев В.Н., Ульянов А.Н., Стрижов В.Ф., Киселев А.С., Киселев А.С. К вопросу обеспечения качества сооружения защитной оболочки 2-го энергоблока Волгодонской АЭС. Известия высших учебных заведений. Северо-Кавказский регион. Технические науки. - 2006. - Прил. № 16 - С. 125-132.
5. Медведев В.Н., Ульянов А.Н., Киселев Александр С., Киселев Алексей С., Стрижов В.Ф., Баюклин В.Ф. Разработка экспертной системы оценки напряженного состояния для защитной оболочки 1-го энергоблока Волгодонской АЭС. Известия высших учебных заведений. Северо-Кавказский регион. Технические науки. - 2008. -Спецвыпуск - С. 107-112.
6. Медведев В.Н., Ульянов А.Н., Киселев А.С., Стрижов В.Ф., Киселев И.А., Баюклин В.Ф. Модернизация экспертной системы оценки напряженного состояния
защитной оболочки 1-го энергоблока Волгодонской АЭС. Известия высших учебных заведений. Северо-Кавказский регион. Технические науки. - 2009. - Спецвыпуск - С. 90-95.
Медведев Виктор Николаевич - Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук (ИБРАЭ РАН), Москва, заведующий лабораторией, кандидат технических наук, старший научный сотрудник. E-mail: [email protected]
Ульянов Алексей Николаевич - Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук (ИБРАЭ РАН), Москва, ведущий научный сотрудник, кандидат технических наук. E-mail: [email protected]
Киселев Александр Сергеевич - Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук (ИБРАЭ РАН), Москва, старший научный сотрудник, доктор технических наук, E-mail: [email protected]
Киселев Алексей Сергеевич - Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук (ИБРАЭ РАН), Москва, старший научный сотрудник, доктор технических наук. E-mail: [email protected]
Стрижов Валерий Федорович - Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук (ИБРАЭ РАН), Москва, директор отделения, доктор физико-математических наук, старший научный сотрудник. E-mail: [email protected]
MEDVEDEV Viktor N. - Nuclear Safety Institute of the Russian Academy of Sciences (IBRAE RAS), Moscow, head of laboratory, PhD in engineering sciences, senior staff scientist. E-mail: [email protected]
ULIANOV Alexey N. - Nuclear Safety Institute of the Russian Academy of Sciences (IBRAE RAS), Moscow, leading research officer, PhD in engineering sciences. E-mail: [email protected]
KISELEV Alexander S. - Nuclear Safety Institute of the Russian Academy of Sciences (IBRAE RAS), Moscow, senior staff scientist, Full Doctor of technical sciences. E-mail: [email protected]
KISELEV Alexey S. - Nuclear Safety Institute of the Russian Academy of Sciences (IBRAE RAS), Moscow, senior staff scientist, Full Doctor of technical sciences. E-mail: [email protected]
STRIZHOV Valery F. - Nuclear Safety Institute of the Russian Academy of Sciences (IBRAE RAS), Moscow, Head of division, Full Doctor in physics & mathematics, senior staff scientist. E-mail: [email protected]
