Методика определения срока службы корпуса реактора интегрального типа в зоне раздела фаз теплоносителя тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Наседкин, Андрей Алексеевич

• Наседкин, Андрей Алексеевич
• кандидат технических наук
• 2005

Оглавление диссертации кандидат технических наук Наседкин, Андрей Алексеевич

Введение

1. Анализ исследований в области определения и управления сроком службы корпусов реакторов

1.1 Конструктивные особенности реакторных установок интегрального типа АЭС

1.2 Исследования в области определения и управления сроком службы АЭС

2. Методика определения срока службы корпусов реакторов интегрального типа

2.1 Общие принципы методики

2.2 Определение приведенных затрат

2.3 Определение ограничений по долговечности

2.4 Определение ограничений по безопасности

3. Исследование напряженного состояния зоны корпуса в районе границе раздела фаз теплоносителя

3.1 Расчетные режимы эксплуатации

3.2 Определение граничных условий

3.3 Определение температурных полей

3.4 Определение полей напряжений

4 Анализ долговечности зоны корпуса в районе раздела фаз теплоносителя

4.1 Модель эксплуатацииПО

4.2 Определение долговечности зоны корпуса в районе раздела фаз теплоносителя

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Методика определения срока службы корпуса реактора интегрального типа в зоне раздела фаз теплоносителя»

Развитие топливно-энергетического комплекса России первой половины XXI века предусматривает широкое использование атомной энергетики. Это подтверждается рядом директивных документов принятых Правительством России в 2000-2002 годах. К их числу относятся [2]:

• Стратегия развития атомной энергетики Росси в первой половине XXI века;

• Энергетическая стратегия России на период до 2020 года;

• Федеральная целевая программа «Энергоэффективная экономика».

Эти документы связывают дальнейшее совершенствование атомных электростанций с решением следующих узловых проблем:

• повышением безопасности и созданием реакторов повышенной безопасности для АЭС нового поколения;

• улучшение экономических характеристик АЭС;

• повышение срока службы АЭС.

Одним из путей повышения безопасности перспективных АЭС является применение РУ с интегральной компоновкой.

В частности, задача создания реактора по существу предельно достижимой безопасности успешно решена применительно к РУ атомных станций теплоснабжения АСТ-500 с интегральной конструкцией реактора, высокая безопасность которой была подтверждена независимой экспертизой МАГАТЭ [3]. Принципиальные решения по безопасности ACT легли в основу энергетического реактора повышенной безопасности электрической мощностью 630 МВт ВПБЭР-600 с встроенной системой компенсации давления.

Актуальность создания перспективных АЭС с РУ интегрального типа с встроенной системой компенсации давления подтверждается совместной разработкой развитыми зарубежными странами и Россией проекта IRIS

International Reactor Innovative and Secure (Международный усовершенствованный и безопасный реактор).

Создание реакторов повышенной безопасности непосредственно связано с обоснованием рационального их срока службы. Указанному вопросу большое внимание уделяет МАГАТЭ.

Интерес к проблеме определения срока службы АЭС обусловлен, прежде всего, экономическими соображениями. Как в нашей стране, так и за и рубежом разрабатываются программы определения и управления сроком службы АЭС, предусматривающие комплекс мероприятий на различных стадиях жизненного цикла, направленных на решение проблемы обеспечения срока службы при высоком уровне безопасности и требуемых экономических показателях.

Таким образом, задачей определения и управления сроком службы является обоснование на различных стадиях жизненного цикла такого срока службы, при котором обеспечивается приемлемый уровень безопасности при сохранении высоких экономических показателей. Вполне понятно что, в особенности это относится к «несменяемым» элементам АЭС. Для АЭС к таким элементам относится корпус реактора.

Определение срока службы реактора предусматривает, прежде всего, определение зон лимитирующих его долговечность. Одной из напряженных и мало изученных зон корпуса моноблока с встроенной системой КД. является зона на границе паровой (парогазовой) и водяной фаз теплоносителя. Этот район корпуса может определять его циклическую прочность и, следовательно, ресурс.

Темой диссертации является разработка методики определения срока службы корпуса реактора интегрального типа в зоне раздела фаз теплоносителя. Создание такой методики является основной задачей проблемы определения срока службы.

Актуальность темы: обусловлена необходимостью определения рационального срока службы корпуса реактора интегрального типа в зоне раздела фаз теплоносителя при минимизации затрат за период жизненного цикла и ограничениях по прочности и безопасности. Цель диссертации:

Разработка методики определения срока службы зоны корпуса реактора интегрального типа в районе раздела фаз теплоносителя, исходя из минимизации затрат на создание и эксплуатацию корпуса при заданных ограничениях по прочности (долговечности) и безопасности.

Для достижения этой цели в работе необходимо решить следующие задачи:

1. Выполнить анализ экономических характеристик корпусов реакторов;

2. Определить граничные условия для расчета температурных полей в корпусе реактора при различных режимах эксплуатации РУ;

3. Определить температурные поля и поля напряжений зоны корпуса реактора интегрального типа в районе раздела фаз теплоносителя при различных режимах эксплуатации РУ;

4. Обоснование модели эксплуатации РУ интегрального типа;

5. Выполнить анализ долговечности рассматриваемой зоны корпуса;

6. Разработать рекомендаций по повышению срока службы рассматриваемой зоны корпуса.

Научная новизна работы.

Разработана методика определения срока службы зоны корпуса реактора интегрального типа с встроенным паровым (парогазовым) КД в районе раздела фаз теплоносителя на стадиях проектирования и эксплуатации, исходя из минимизации затрат на создание и эксплуатацию корпуса при заданных ограничениях по прочности (долговечности) и безопасности.

Выполнены аналитические исследования циклической прочности рассматриваемой зоны корпуса.

Надежность и достоверность полученных результатов обеспечиваются применением физически обоснованных расчетных методик и верификацией программного комплекса (ПК) расчета температурных полей и напряжений, а также сопоставлением отдельных результатов расчета с имеющимися экспериментальными данными.

Практических ценность работы.

Разработаны рекомендации по определению и повышению срока службы зоны корпуса реактора интегрального типа с встроенным паровым КД в районе границы раздела фаз теплоносителя при изменении в процессе проектирования и эксплуатации внешни« и внутренних факторов, определяющих долговечность, безопасность и экономичность.

Апробация работы и публикации

Основные результаты работы докладывались на 8-ой международной конференции «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС», (СПб, 2004), международной конференции «Морские информационные технологии, 2001» (СПб, 2001), VI молодежной научной технической конференции «Молодые специалисты об актуальных вопросах атомной энергетики-2003» (СПб, 2003), межвузовских научных конференциях: «XXXI неделя науки в СПбГПУ» (СПб, 2001), «XXXII неделя науки в СПбГПУ» (СПб, 2002), заседаниях кафедры «Реакторо- и парогенераторостроение» СПбГПУ (СПб, 2001-2004).

По результатам выполненных исследований опубликовано 9 печатных работ.

Структура и объем диссертации.

Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и списка литературы. Содержание работы изложено на 136 страницах машинописного

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Наседкин, Андрей Алексеевич

Основные выводы по диссертации:

1. Разработана методика определения срока службы корпуса реактора интегрального типа в зоне раздела фаз теплоносителя, исходя из минимизации затрат при ограничениях по долговечности (циклической прочности рассматриваемой зоны) и безопасности, определяемой вероятностью разрушения.

2. Выполнен анализ долговечности рассматриваемой зоны корпуса для различных вариантов его нагружения. При этом учитывалось высокочастотное нагружение, обусловленное колебанием уровня, температуры, давления и коэффициентов теплоотдачи. Долговечность корпуса лимитирует наплавка.

3. Определена область допускаемых значений амплитуды и периода колебаний температуры теплоносителя в зоне раздела фаз при высокочастотном нагружении в зависимости от срока службы.

4. В суммарное повреждение зоны корпуса в районе раздела фаз теплоносителя основной вклад, составляющий около 90%, вносят высокочастотные нагружения, вызванные колебанием параметров РУ при стационарном режиме.

5. Повышение срока службы корпуса реактора в зоне раздела фаз теплоносителя может быть достигнуто за счет: -уменьшения амплитуды колебаний температуры теплоносителя путем повышения точности поддержания температуры системой управления до значений 1. 1,5 °С;

-введения «дневного» и «ночного» режимов работы АЭС, что позволит уменьшить число нагружений в одном районе корпуса, распределив их между двумя зонами;

-изменения конструкции реактора таким образом, чтобы зона раздела фаз находилась в крышке реактора, тогда в случае повреждения необходимо будет только заменить крышку.

5. ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Наседкин, Андрей Алексеевич, 2005 год

1. Кузин Ф.А. Диссертация: Методика написания. Правила оформления. Порядок защиты: Практическое пособие для докторантов, аспирантов и магистрантов. 2-е изд., доп. - М.: Ось-89, 2001. - 320 с.

2. Нигматулин Б.И., Северинов В.В. Роль, потенциал и условия динамичного развития АЭС. Третья научная конференция Минатома России «Атомная энергетика. Состояние и Перспективы», 2002, с. 5-14.

3. Митенков Ф.М., Куликов Е.В., Сидоренко В.А. и др. Реакторная установка атомной станции теплоснабжения АСТ-500.- Атомная энергия, 1985, т.58, вып. 5, с. 308-313.

4. Савченко В.А. Управление сроком службы АЭС в развитых странах-Атомная техника за рубежом, 2004, №2, с. 3-14

5. Карелли Марио Д. Усовершенствованный международный реактор повышенной надежнотси-IRIS: Подход к возрождению ядерной энергетики. Часть 1- Атомная техника за рубежом , 2004, №1, с. 3-14.

6. Карелли Марио Д. Усовершенствованный международный реактор повышенной надежнотси-IRIS: Подход к возрождению ядерной энергетики. Часть 2 Атомная техника за рубежом , 2004, №2, с. 22-28.

7. Стратегии развития атомной энергетики России до 2030 года и на период до 2050 года. Вестник концерна "РОСЭНЕРГОАТОМ": Министерство по атомной энергетики российской федерации №4.-М., 2000

8. Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы: Учебник для вузов.-М.: Энергоатомиздат, 1984. -208 с

9. Митенков Ф.М. Концепция и проектные решения реакторов нового поколения. Атомная энергия, 1993, т.74, вып. 4, с. 290-298

10. Шаманов Н. П., Пейч Н. П., Дядик А. Н. Судовые ядерные паропроизводящие установки: Учебник.-JI.: Судостроение, 1990.-368с

11. Программа развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998—2005 годы и на период до 2010 г, утвержденная постановлением Правительства РФ № 815 от 21 июля 1998 г.

12. Савченко В. А. Управление сроком службы российских АЭС-Теплоэнергетика, 2001, №1, с. 10-14.

13. Бор С.М., Наседкин A.A. Энергетический реактор повышенной безопасности ВПБЭР-600 для АЭС нового поколения // XXXI Неделя науки СПбГПУ: Материалы межвузовской научной конференции. Ч.П.-СПб.: Изд-во СПбГПУ, 2003.- С. 94-97.

14. Махутов H.A., Фролов К.В., Драгунов Ю.Г. и др. Модельные исследования и натурная тензометрия энергетических реакторов.-М: Наука, 2001.-293 с.-(Серия «Исследования напряжений и прочности ядерных реакторов»).

15. П.Махутов H.A., Стекольников В.В., Фролов К.В. и др. Конструкции и методы расчета водо-водяных энергетических реакторов.-М: Наука, 1987.-232 с.-(Серия «Исследования напряжений и прочности ядерных реакторов»).

16. Махутов H.A., Стекольников В.В., Фролов К.В. и др. Прочность и ресурс водо-водяных энергетических реакторов.-М: Наука, 1988.-310 с.-(Серия «Исследования напряжений и прочности ядерных реакторов»).

17. Махутов H.A., Стекольников В.В., Фролов К.В. и др. Экспериментальные исследования деформаций и напряжений в водо-водяных энергетических реакторах.-М: Наука, 1990.-246 с.-(Серия «Исследования напряжений и прочности ядерных реакторов»).

18. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-002-86) / Госатомэнергонадзор СССР.-М: Энергоатомиздат, 1989 г.-525с.

19. Нигматулин Б.И. Стратегия и основные направления развития атомной энергетики России в первой половине XXI в.- Теплоэнергетика, 2001, №1, с. 2-9.

20. Жирков О.В. Продление ресурса АЭС международная задача. Вестник концерна "РОСЭНЕРГОАТОМ": Министерство по атомной энергетики российской федерации №1—М., 2000.

21. Стратегии развития атомной энергетики России до 2030 года и на период до 2050 года. Вестник концерна "РОСЭНЕРГОАТОМ": Министерство по атомной энергетики российской федерации №4.-М., 2000.

22. Савченко В.А. Некоторые концептуальные вопросы управления сроком службы российских АЭС Теплоэнергетика, 2000, №5, с. 2-8.

23. Савченко В.А. Управление сроком службы российских АЭС-Теплоэнергетика, 2001, №1, с. 10-14.

24. Сидоренко В.А. Атомная энергетика России — состояние и перспективы. Теплоэнергетика, 1997, №8, с. 2—5.

25. Бараненко В.И., Нигматуллин Б.И., Блинков В.И. и др. Тематическая направленность международных конференций по продлению срока службы и управлению ресурсными характеристиками оборудования энергоблоков АЭС.- Атомная техника за рубежом, 1997, № 8, с. 3—7.

26. Савченко В.А., Гаврилов С.Д., Кремнев В.А. Продление срока службы блоков АЭС. Атомная энергетика, 1991, Т. 8.

27. Воронин JIM., Березин Б.Я., Кисиль И.М. Продление срока эксплуатации энергоблоков АЭС России . Теплоэнергетика, 1997, № 8,с. 31—34.

28. Савченко В., Былкин Б. Некоторые проблемы завершения эксплуатации российских АЭС. Мировая электроэнергетика, 1995, №3, с. 41—43.

29. Самсонов Ю.А. Прочность судовых ядерных реакторов.-JI: Судостроение, 1979.

30. Махутов H.A., Бурак М.И.,. Гаденин М.М и др. Механика малоциклового разрушения.-М.: Наука, 1986.

31. Махутов H.A., Гаденин М.М. Проблемы циклической прочности энергетического оборудования.-С-Петербург, Труды ЦКТИ, Выпуск 293, 2004г.- с. 8-24.

32. Судаков A.B., Трофимов A.C. Напряжения при пульсациях температур-М.: Атомиздат, 1980.-64 с.

33. Судаков A.B. Пульсации температур и долговечность энергооборудования. -СПб.: Труды ЦКТИ, 2004, вып. 293- с. 76-92.

34. Судаков A.B., Трофимов A.C. Приближенный расчет установившихся температурных напряений при колебаниях температуры поверхности.-Л.: Труды ЦКТИ, 1977, вып. 145.- с. 79-83.

35. Вереземский В.Г. Вероятностная оценка ресурса для анализа безопасности при подготовке к продлению срока эксплуатации блока АЭС Атомная энергия, 2002, т.93, вып. 4, с. 264-271.

36. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ 88/97): Федеральные нормы и правила ИИАЭ Г-1-011-97. М.: Энергоатомиздат, 1997.

37. Бахметьев A.M., Самойлов О.Б., Усынин Г.Б. Методы оценки и обеспечения безопасности ЯЭУ: Библиотека эксплуатационника АЭС, вып. 23. М.: Энергоатомиздат, 1988. - 136 с.

38. Клемин А.И. Инженерные вероятностные расчеты при проектировании ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1973. - 304 с.

39. Основные требования к продлению срока эксплуатации блока атомной станции Федеральные нормы и правила НП-017-2000. М., 2000.

40. Судаков A.B., Полупан A.B. Методика определения периодов диагностирования технических устройств на опасных производственных объектах при конкурирующих рисках СПб.: Труды ЦКТИ, 2004, вып. 293.-с. 215-232.

41. Богачев A.B., Галиев P.C. Внедрение на энергоблоке №1 Ростовской АЭС системы автоматизированного контроля остаточного ресурса оборудования и трубопроводов реакторной установки Теплоэнергетика, 2003, №5, с. 16-18.

42. Клемин А.И. Надежность ядерных энергетических установок: Основы расчета. — М.: Энергоатомиздат, 1987. 344 с.-(Надежность и качество).

43. Овчинников Ф.Я., Семенов В.В. Эксплутационные режимы ВВЭР.-З-е изд., перераб., и доп.-М.: Энергоатомиздат, 1988.-359 с.

44. Бор С.М., Наседкин A.A. К вопросу о повышении безопасности реакторных установок АЭС // XXXII Неделя науки СПбГПУ: Материалы межвуз. науч.-технич. конф. Ч.Н. СПб.: Изд-во СПбГПУ, 2004. С. 136-139.

45. Федик И.И., Колесов B.C., Михайлов В.Н. Температурные поля и термонапряжения в ядерных реакторах-М: Энергоатомиздат, 1985.-280с.

46. Лыков A.B. Теория теплопроводности М: Высшая Школа, 1967.-600 с.

47. Ривкин C.JI., Александров A.A. Уравнения для расчета термодинамических свойств насыщенного и переохлажденного водяного пара Теплоэнергетика, 1971, №8, с.65-67.

48. Ривкин C.JL, Александров A.A. Термодинамические свойства воды и водяного пара: Справочник.-2-e изд., перераб. И доп.-М.: Энергоатомиздат, 1984-80 с.

49. Тепловой и гидравлический расчет теплообменного оборудования АЭС: Методические указания. РД 24.035.05-89.-J1: НПО ЦКТИ, 1991.-212 с.

50. Чиркин В. С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники; Справочник. -М.: Атомиздат, 1968.

51. Бор С.М., Наседкин A.A. О нестационарных процессах в встроенных паровых компенсаторах давления моноблочных реакторов // XXXII Неделя науки СПбГПУ: Материалы межвуз. науч.-технич. конф. 4.II. СПб.: Изд-во СПбГПУ, 2004. С. 135-136.

52. Теплотехнический справочник: В 2-х томах/Под ред. В.Н. Юренева и П.Д. Лебедева.-2-е изд., перераб -Т. 1—М.: Энергия, 1975.-744 с.

53. Теплотехнический справочник: В 2-х томах/Под ред. В.Н. Юренева и П.Д. Лебедева.-2-е изд., перераб.-Т.2.-М.: Энергия, 1976.-896 с.

54. Михеев М.А., Михеева И.М. Основы теплопередачи М.: Энергия, 1973 - ' 320 с.

55. Каплун А.Б., Морозов Е.М., Олферьева М.А. ANSYS в руках инженера: Практическое руководство.- М.: Едиториал УРСС, 2003- 272 с.

56. Басов К.А. ANSYS в примерах и задачах / Под общ. ред. Красовского Д.Г.- М.: КомпьютерПресс, 2002 224 с.

57. Беляев М.Н. Сопротивление материалов.-М.: Наука, 1976.-608 с.

58. Трофимов A.C., Судаков А.В, Козлов A.B. Прикладные решения нестационарных задач тепломассопереноса- Д.: Энергоатомиздат. Ленингр. Отд-ние, 1991. 160 с.

59. Taxa X. Ведение в исследование операций- М.: Мир, 1985.

60. Нормы расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторв, сосудов и трубопроводов атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок- М.: Металлургия, 1973.-408 с.

61. Мельников Н.П. Конструктивные формы и методы расчета ядерных реакторов.-М.: Госатомиздат, 1963.-344 с.

62. Судаков A.B. Исследование пульсаций температур и напряжений и прогнозирование ресурса элементов энергетического оборудования АЭС. Докторская диссертация. Л: НПО ЦКТИ, 1992.-584 с.

63. Крейт Ф., Блэк У. Основы теплопередачи: Перевод с англ.-М.: Мир, 1983. -512с