Развитие подхода к оценке допускаемых периодов и объемов контроля металла оборудования и трубопроводов РУ ВВЭР

Размещено на http://www.allbest.ru/

10

РАЗВИТИЕ подхода к оценке допускаемых периодов и объемов контроля металла оборудования и трубопроводов РУ ВВЭР

В.А. Григорьев, С.П. Юременко, В.В. Уланов, А.А. Шубин,

В.А. Пиминов, С.И. Сероштан, В.Н. Сиряпин, В.П. Шеин

ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС», г. Подольск, Московская область, Россия



1. Актуальность решения задач о возможности увеличения межремонтного периода

В соответствии с требованиями к новым проектам межремонтный период (МРПВ) по сравнению с РУ ВВЭР-1000 увеличивается с 1 раза в 4 года до 1 раза в 8 лет. Обоснованное увеличение межремонтного периода позволит улучшить экономические показатели работы АЭС, а именно:

- снизятся дозовые нагрузки на персонал;

- увеличится выработка электроэнергии в МРПВ, т.е. увеличится КИУМ;

- сократится суммарное время на проведение контроля металла;

- сократится общее время проведения ППР.

В настоящее время состояние с обоснованием увеличения МРПВ следующее:

- запланирована корректировка ПНАЭГ-7-008-89 (2000) в части МРПВ;

- отсутствует нормативный документ, на основании которого можно производить изменение МРПВ;

- выполнены расчетные оценки разными предприятиями: РНЦ КИ /1/, ЦНИИ КМ «Прометей» /2/, ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС» /3, 4/, которые показывают возможность увеличения МРПВ;

- МРПВ для парогенератора зависит от интенсивности коррозионных процессов со стороны второго контура.

Основанием для разработки методологии обоснования увеличения МРПВ являются:

- опыт выполнения анализа вероятности разрушения и анализа надежности элементов и систем РУ АЭС с ВВЭР-1000 /5/;

- применение методологии риска для оптимизации контроля металла /6/;

- методические рекомендации по оценке достоверности средств и методик неразрушающего контроля /7/;

- рекомендации МАГАТЭ /8/;

- требования к Европейским энергетическим компаниям /9/.

На основе существующих подходов МРПВ устанавливается:

- на основе обеспечения прочности, необходимого уровня надежности и безопасности элементов РУ и АЭС в целом;

- с учетом сроков технического освидетельствования оборудования и трубопроводов;

- с учетом проведения эксплуатационного контроля металла;

- с учетом требований технических условий и другой технической документации.

Увеличение межремонтного периода работы энергоблока напрямую связано с увеличением периода между эксплуатационным контролем, которое возможно при условии, если период контроля не превышает допускаемого значения.

2. Основные положения обоснования допускаемых периодов и объемов контроля металла

В соответствии с современными требованиями к обоснованию надежности и безопасности РУ оценка допускаемых периодов и объемов эксплуатационного контроля металла должна проводится на основе консервативного (детерминированного) и вероятностного подходов.

Консервативный (детерминированный) подход заключается в анализе докритического, усталостного подрастания расчетных трещин за период между проведением контроля металла, а также в анализе критического роста этих трещин.

Вероятностный подход, разработанный в ОКБ “Гидропресс” /3/, заключается в оценке оптимальной периодичности эксплуатационного контроля металла на основе применения вероятностных методов механики разрушения /10/ и критерия надежности /11, 12/. Подход заключается в сравнении полученных показателей надежности рассматриваемого оборудования или трубопроводов (далее по тексту оборудования) с допускаемыми показателями надежности, обеспечивающими безопасную работу оборудования и АЭС в целом, определенными на основе требований нормативной и конструкторской документации, ВАБ-1 и ВАБ-2.

Предлагаемый подход включает следующие основные этапы: анализ исходной информации; выбор критерия надежности; определение вероятности разрушения корпуса оборудования; определение показателей надежности корпуса оборудования; разработка рекомендаций к достоверности контроля металла; разработка рекомендаций к периодичности контроля металла.

На первом этапе проводится анализ исходных данных по механическим свойствам, химическому составу, результатам дефектоскопического контроля, характеристикам разрушения основного металла, сварных швов и наплавок оборудования, а также данные по водно-химическим режимам первого и второго контуров РУ с ВВЭР. Анализ включает сбор исходной информации с заводов-изготовителей и с действующих АЭС, формирование баз данных, схематизацию обнаруженных дефектов в расчетные трещины /13/, статистический анализ сформированных выборок. При проведении статистического анализа используются традиционные методы, основанные на сопоставлении эмпирических распределений исходных данных с известными теоретическими распределениями. Распределения механических свойств и характеристик разрушения сопоставляются с тремя теоретическими распределениями: нормальным, логнормальным и Вейбулла, а распределения глубин и длин расчетных трещин - с шестью теоретическими распределениями: нормальным, логнормальным, экспоненциальным, гамма, Вейбулла и Кептейна. Используются критерии согласия Пирсона, Колмогорова- Смирнова, Шапиро - Уилки.

На втором этапе на основе обеспечения критериев безопасности энергоблоков устанавливается недопустимый риск нарушения этих критериев для реакторной установки. На основе обеспечения непревышения недопустимого риска нарушения критериев безопасности реакторной установки устанавливаются требования к надежности ее оборудования. Критерий надежности оборудования формируется на основе обеспечения требований по безопасности, а также с учетом дополнительных требований к их эксплуатации /11, 12/. Критерий надежности обеспечен, если одновременно обеспечены четыре принципа надежности: работа оборудования должна обеспечивать безопасную работу активной зоны и энергоблока в целом; перевод элемента в безопасное состояние при возникновении отказа в нем; необходимое значение коэффициента готовности; оптимальные затраты на проведение ремонтных работ, связанных с его отказом.

На основе первого принципа допустимый уровень показателей надежности определяется по данным вероятностного анализа безопасности конкретного энергоблока и обобщенным данным. Если при этих показателях надежности: вероятность разрушения корпуса реактора не превышает 10^-7 на реактор в год, вероятность повреждения активной зоны не превышает 10^-5 на реактор в год, а вероятность превышения предельного аварийного выброса в атмосферу не превышает 10^-7 на реактор в год /14/, то эти показатели надежности соответствуют такому (допустимому) уровню надежности, при котором происходит безопасная работа реакторной установки и энергоблока в целом. Первый принцип сводится к проверке непревышения недопустимого риска нарушения критериев безопасности на основе ВАБ-1 и ВАБ-2.

На основе второго принципа определяется допустимый уровень показателей надежности с точки зрения обеспечения перевода оборудования в безопасное состояние при возникновении отказа в нем.

Третий принцип рассматривается исходя из коэффициента готовности энергоблока и реакторной установки. Т. е. коэффициенты готовности оборудования должны обеспечивать требуемый коэффициент использования установленной мощности для энергоблока.

Четвертый принцип устанавливает взаимосвязь между допустимыми показателями надежности и необходимым коэффициентом экономической эффективности эксплуатации оборудования, реакторной установки и энергоблока в целом.

Если полученный уровень показателей надежности оборудования не удовлетворяет критерию надежности и определяющим является развитие дефектов в металле их элементов, то его обеспечение осуществляется, например, за счет изменения периодичности контроля металла, разработки требований к дефектоскопическому контролю, в части допустимых размеров и количества дефектов, или уточнения срока его службы.

На третьем этапе выполняется вероятностный анализ разрушения корпуса оборудования или трубопровода с использованием вычислительных программ МАВР-1.1 или МАВР-2.1, разработанных в РНЦ "Курчатовский институт" /15/. При этом прогнозируемое распределение глубин дефектов описывается плотностью распределения р(a), которая определяется распределением обнаруженных дефектов p_ус(a) в результате контроля металла и вероятностью обнаружения дефектов P_d(a):

p(a,t) = p_ус(a,t)/(P_d(a)p_ус(a,t)/P_d(a)da)(1)

где s - толщина стенки корпуса оборудования, a_чув - чувствительность контроля металла (минимальная обнаруживаемая глубина дефекта).

В использованной методике предполагается, что: коррозионно-усталостное подрастание трещин описывается уравнением Пэриса; распределение вероятности нахождения k дефектов для элемента i описывается распределением Пуассона:

P_i(k) = ₀^k exp[-₀]/k! (2)

где ₀ - математическое ожидание количества обнаруженных дефектов для элемента.

Математическое ожидание количества прогнозируемых дефектов оценивается, с учетом ремонта после контроля металла, с дефектами, по формуле:

(3)

Распределения критических размеров глубин и длин дефектов для каждого элемента оборудования определяются на основе двух критериев разрушения:

- возникновения хрупкого разрушения

F^акр_i,1(а,t) = F^К1C_i,1(K_1C,t);(4)

- возникновения упруго-пластического разрушения

F^акр_i,2(а,t) = F^1C_i,2(_1C,t);(5)

- наступления предельного пластического состояния

F^акр_i,3(а,t) = F^R_po2i,3(R_po2,t)(6)

Распределения критических длин дефектов по соответствующему критерию разрушения F^lкр_i,j(l,t) определяются аналогично формулам (4) - (6).

Вероятности разрушения при наличии одной трещины в момент времени t при образовании сквозного дефекта и крупномасштабного разрушения . Эти вероятности определяются следующим образом:



(7)

(8)

При наличии в элементе k дефектов условная вероятность разрушения (образования сквозных дефектов или крупномасштабного разрушения) элемента i по j - му механизму разрушения определяется следующим образом:

(9)

где индекс j соответствует критерию разрушения (j =1 - хрупкое разрушение, j = 2 - хрупко-вязкое разрушение, j = 3 - вязкое разрушение).

С учетом (2) вероятность разрушения i-ого элемента по j - му механизму разрушения равна:

,(10)

Вероятности разрушения корпуса оборудования или трубопровода за промежуток времени t определяются на основе суммирования вероятностей разрушения всех элементов по каждому критерию разрушения.

Для анализа вероятности разрушения однотипных элементов применяется биномиальное распределение:



(11)

где P(t) - вероятность разрушения одного элемента за промежуток времени t, С_nⁱ - биноминальный коэффициент, определяемый как

.(12)

На четвертом этапе показатели надежности оборудования для одного энергоблока определяются на основе интенсивностей отказов и перехода в предельное состояние. Вероятности и интенсивности крупномасштабного разрушения (предельного состояния), возникновения течей (отказов) связаны следующим образом:

(13)

На пятом этапе обоснование требований к достоверности контроля металла сводится к анализу влияния характеристик достоверности (чувствительность, вероятность обнаружения, точность (или погрешность) определения размера дефектов) на надежность оборудования. Анализ влияния характеристик достоверности контроля металла на надежность оборудования включает:

- оценку допускаемых размеров дефектов и установление взаимосвязи этих размеров с чувствительностью контроля металла;

- построение распределений размеров обнаруженных дефектов с учетом достоверности результатов контроля металла;

- оценку вероятности образования сквозных трещин и разрывов оборудования для разных вариантов задания характеристик достоверности результатов контроля металла;

- разработку рекомендаций к характеристикам достоверности контроля металла с точки зрения обеспечения необходимого уровня надежности оборудования.

Допускаемые размеры дефектов могут быть оценены как на основе детерминированного подхода, например, с использованием /13, 16/, так и на основе вероятностного подхода /17, 18/ с использованием критерия надежности /12/.

Взаимосвязь допускаемых глубин дефектов с чувствительностью контроля металла устанавливается на основе анализа распределений глубин дефектов, построенных при введении ограничения сверху на максимальную глубину обнаруженных дефектов (критерия глушения), равного допустимой глубине дефекта.

В результате проведенных расчетов оцениваются вероятности разрушения для разных вариантов задания характеристик достоверности результатов контроля металла. Анализ влияния чувствительности контроля металла и вероятности обнаружения проводится с помощью формулы (1). Анализ влияния погрешности размеров дефектов на значение допустимой расчетной глубины дефекта проводится двумя способами: увеличением стандартного отклонения распределений размеров обнаруженных дефектов на величину стандартного отклонения распределения погрешности; уменьшением максимальной допустимой глубины дефекта на величину погрешности, соответствующей доверительной вероятности 0,95.

После выполнения расчетов по влиянию характеристик достоверности контроля металла на вероятности разрушения на основе критерия надежности даются рекомендации к их допустимым значениям.

На шестом этапе при обеспечении необходимой достоверности контроля металла решается задача оптимизации объемов и периодов контроля металла оборудования.

Оценка допустимой периодичности контроля металла /3, 4/ включает:

- построение зависимости количества дефектов от длительности периода между контролем металла;

- оценку допустимого количества дефектов в металле оборудования для соответствующих допускаемых размеров дефектов;

- оценку допустимых объемов контроля и периодов между контролем металла оборудования.

В качестве примера рассматривается обоснование требований к вихретоковому методу контроля (ВТК) металла теплообменных труб (ТОТ) парогенераторов (ПГ). С 1990-х годов на российских АЭС для контроля состояния металла ТОТ ПГ применяется ВТК. Применение этого метода, сопровождаемое выявлением дефектов, привело к необходимости обоснования работоспособности ТОТ ПГ и разработке рекомендаций по превентивному глушению труб при наличии в них дефектов. Надежность ТОТ ПГ при эксплуатации зависит от достоверности результатов ВТК. Исходя из этого, возникла необходимость установить допустимый уровень достоверности результатов ВТК для обеспечения необходимого уровня надежности ТОТ ПГ.

По заказу концерна «Росэнергоатом» выполнена работа по обоснованию технических требований к системам ВТК и разработке рекомендаций по оптимизации его периодичности.

Результаты оценок допустимых вероятностей разрушения для разных ПГВ-440 и ПГВ-1000 сведены в таблицу 1.

Таблица 1

ПГ	Принципы надежности
	Первый, на реактор в год	Второй, на одну ТОТ ПГ в год	Третий, на одну ТОТ ПГ в год
ПГВ-440	1,410-3 3,410-3	4,810-4 2,510-3	4,010-4 1,810-3
ПГВ-1000			1,110-4 6,610-4



Минимальные обнаруживаемые размеры дефекта, характеризующие чувствительность ВТК должны быть ниже величины допускаемых размеров дефектов. На рис. 1 показана оценка допускаемых размеров дефектов: глубины (a [мм]), длины (l [мм]).

На основе этой оценки максимально допустимая глубина дефекта для ПГВ-440 и ПГВ-1000 равна соответственно 75% и 65% от толщины стенки ТОТ. Выполненные оценки на основе вероятностного подхода /18/ показывают, что допускаемые глубины дефектов для ПГВ-440 и ПГВ-1000 находятся в диапазоне от 55% до 79% от толщины ТОТ и зависят от концентрации дефектов в металле ТОТ и распределения их размеров. Проведенный анализ распределений размеров дефектов показал, что оценочные значения математического ожидания и стандартного отклонения распределений размеров дефектов, оставшихся после глушения ТОТ, для разных ограничений на максимальную глубину обнаруженных дефектов, как правило, равны: q = 50%, w = 15% для ограничения на максимальную глубину обнаруженных дефектов, равного 75% от толщины стенки; q = 45%, w = 12% для ограничения на максимальную глубину обнаруженных дефектов, равного 65% от толщины стенки. Эти два распределения обладают двумя одинаковыми свойствами. Первое свойство заключается в том, что оба критерия глушения 75% и 65% от толщины стенки ТОТ равны 95 - процентной квантили соответствующего распределения. Второе свойство заключается в том, что для каждого распределения уменьшение математического ожидания на величину 1,65·w равно 25% от толщины стенки ТОТ. Исходя из свойств нормального распределения, при чувствительности ВТК, позволяющей выявить дефект глубиной 25% от толщины стенки ТОТ, доверительная вероятность того, что после глушения ТОТ все оставшиеся дефекты будут иметь размеры не выше допускаемых (75% или 65%), равна 0,9. За основу для разработки рекомендаций к выбору величины чувствительности ВТК взята глубина 25% от толщины стенки ТОТ. Учитывая, что характеристики достоверности дефектов и, соответственно, чувствительность ВТК зависит от места расположения дефектов: прямые участки, зона дистанционирующих элементов, гибы, в дальнейшем анализе рассмотрены следующие варианты задания чувствительности ВТК: 20% и 30% от толщины стенки ТОТ.

Выполнен анализ влияния различной чувствительности ВТК металла на вероятность разрушения теплообменных труб. На рис. 2 построены прогнозируемые распределения размеров дефектов в металле теплообменных труб с учетом вероятности их обнаружения по /19/ в зависимости от величины чувствительности ВТК.

Результаты оценки зависимости вероятности разрушения теплообменной трубы от чувствительности ВТК показали, что при изменении чувствительности от 10% до 30% от толщины стенки вероятности разрушения практически не изменяются. Для прямых участков труб рекомендуется обеспечивать чувствительность ВТК металла ТОТ ПГ, равную 20% от толщины стенки трубы. Для других участков труб: под дистанционирующими решетками, для гибов, в связи с конструктивными отличиями от прямых участков, возможно более сильное влияние шумов на результирующий сигнал. Для этих участков труб рекомендуется обеспечивать чувствительность ВТК металла ТОТ ПГ, равную 30% от толщины стенки трубы.

Результаты анализа вероятности обнаружения дефектов в металле ТОТ ПГ представлены в /19 - 21/. Анализ влияния вероятности обнаружения дефектов металла ТОТ при ВТК на надежность ПГ с учетом /21/ проводился для трех вариантов задания вероятности обнаружения дефектов (рис. 3):

- вариант 1: вероятность обнаружения соответствует NUREG/CR-6227 /19/;

- вариант 2: вероятность обнаружения меньше, чем для варианта 1 в 1,5 раза;

- вариант 3: вероятность обнаружения меньше, чем для варианта 1 в 2 раза.



Выполненный анализ показал, что выявляемость дефектов, приведенная в таблице 2, позволит обеспечить необходимый уровень надежности ТОТ ПГВ.

Таблица 2

Глубина дефекта, в % от толщины стенки ТОТ ПГ	Вероятность обнаружения
0	0,05-0,2
40	0,6
50	0,8
60	0,81
75	0,86
100	0,95

Оценка влияния точности определения размера дефекта на надежность ТОТ ПГ проводится в два этапа.

На первом этапе оценивается погрешность определения размеров дефектов по результатам ВТК металла ТОТ.

На втором этапе определяется влияние погрешности определения размеров дефектов на допустимую расчетную глубину дефекта.

Оценка погрешности определения размеров дефекта проводилась по результатам построения гистограмм изменения глубины дефекта в разные моменты времени, соответствующие разным ВТК, и аппроксимации этих эмпирических распределений нормальным законом распределения (рис. 4).

Если математическое ожидание нормального распределения изменений глубин дефектов находятся около нулевого значения, то предполагалось, что положительные и отрицательные изменения глубин дефектов являются погрешностью в определении размера методом ВТК. Погрешность определения размера дефекта для доверительной вероятности 0,95, соответствующей стандартному нормальному распределению, оценивается по формуле /22/

(14)

где - стандартное отклонение нормального распределения изменения размеров дефектов в последующие моменты времени проведения ВТК, [% от толщины стенки ТОТ]. Результаты оценки этой погрешности приведены в таблице 3.

Таблица 3

Наименование АЭС, № энергоблока, ПГ	Количество ППР	Размер выборки	Параметры распределения, в % от толщины стенки ТОТ	, в % от толщины стенки ТОТ
			q	w
Нововоронежская, энергоблок № 3, ПГ-4	3	89	-1,28	7,78	15,2
Калининская, энергоблок № 1, ПГ-2	2	58	1,60	5,84	11,4
Балаковская энергоблок № 3, ПГ-4	2	188	1,85	5,30	10,4
Среднее по трем АЭС	-	-	-	-	12,3
Кольская, энергоблок № 2, ПГ-5	2	25	-2,04	11,52	22,6
Среднее по четырем АЭС	-	-	-	-	14,9

Анализ результатов, приведенных в таблице 3, показывает, что:

- погрешность определения размеров дефекта для энергоблоков № 1 ПГ-2 Калининской АЭС и № 3 ПГ-4 Балаковской АЭС не превышает значения равного 12%;

- погрешность определения размеров дефекта для энергоблока № 3, ПГ-4 Нововоронежской АЭС незначительно превышает величину значения равного 12%.

Точность определения размеров дефекта для энергоблока № 2, ПГ-5 Кольской АЭС значительно меньше, чем для энергоблоков ПГ-2 Калининской АЭС и № 3 ПГ-4 Балаковской АЭС. При этом количество повторных ВТК одних и тех ТОТ ПГ, также значительно меньше на Кольской АЭС, чем на других АЭС. Для проверки точности определения глубин дефектов на Кольской АЭС необходимо увеличить количество данных о повторных обнаружениях одних и тех же дефектов при ВТК металла ТОТ ПГ во время различных ППР.

Выполненные анализы работоспособности ТОТ ПГВ -440 и ПГВ-1000 показали, что погрешность определения глубины дефекта, равная 12 % от толщины стенки ТОТ, достаточна для оценки критерия глушения ТОТ из условия обеспечения необходимого уровня надежности ПГ. При увеличении погрешности снижается величина допустимой расчетной глубины дефекта. Это может создать дополнительные проблемы при эксплуатации ПГ.

Произведена оценка влияния распределения длин дефектов при погрешности их определения 10% на вероятности разрушения ТОТ ПГВ. Результат оценки показал, что вероятность течи практически не изменяется, а вероятность крупномасштабного разрушения изменяется не более чем в 2 раза. Проверка этих результатов по критерию надежности показала, что погрешность определения длин до 10 % допустима.

На основе проведенного анализа можно установить требования к: чувствительности, вероятности обнаружения, точности (или погрешности) определения размеров дефектов, при проведении ВТК для обеспечения необходимого уровня надежности ТОТ ПГВ.

Основным назначением гидроиспытаний является выявление недопустимых для дальнейшей эксплуатации дефектов металла. Анализ уменьшения величины давления гидроиспытаний и увеличения периода гидроиспытаний сводится к анализу развития дефектов за интервалы времени между проведением контроля металла оборудования и трубопроводов. В соответствии с современными требованиями к обоснованию надежности и безопасности РУ обоснование возможности уменьшения давления гидроиспытаний первого контура и увеличения периода между ними проводится на основе детерминированного и вероятностного подходов.

Разработанный в ОКБ «Гидропресс» подход к обоснованию возможности уменьшения давления гидроиспытаний первого контура и увеличения периода между ними /23/ основан на «Основных положениях» раздела 2 и включает четыре этапа:

- анализ исходной информации по дефектности, механическим свойствам, химического состава материалов оборудования и трубопроводов РУ, а также параметрам и количеству фактических режимов эксплуатации на энергоблоке АЭС с ВВЭР;

- подготовка перечня определяющих элементов РУ с точки зрения проведения гидроиспытаний с целью дальнейшего проведения расчетного анализа на основе выполнения требований нормативной документации;

- расчетный анализ по обоснованию возможности снижения давления гидроиспытания первого контура и уменьшения частоты гидроиспытания с применением вероятностных методов механики разрушения и критерия надежности;

- разработка рекомендаций к проведению гидроиспытаний в части снижения величины давления и увеличения периодичности

В рамках первого этапа анализируется проектная документация, история эксплуатации рассматриваемых блоков, количество циклов нагружения, информация по существующим системам контроля теплоносителя, например, системе FAMOS, параметры протекания переходных режимов, данные по свойствам материалов и химическому составу, результаты предэксплуатационного и эксплуатационного контроля металла, условия работы элементов РУ. При выполнении анализа этой информации рассматриваются следующие элементы РУ: реактор (корпус реактора с патрубками, главный разъем, крышка реактора, чехол АРК), парогенератор (теплообменные трубы, коллектор теплоносителя первого контура с крышкой), главный циркуляционный трубопровод, система компенсации давления (компенсатор давления, трубопроводы системы компенсации). В результате формируются исходные данные для определения верхней и нижней границы давления гидроиспытаний, а также определяются параметры статистических распределений механических свойств, размеров и количества дефектов для определяющих элементов РУ с точки зрения проведения гидроиспытаний.

В рамках второго этапа проводится анализ существующих расчетов прочности и определяются верхняя и нижняя граница давления гидроиспытаний по ПНАЭ Г-7-008-2000 для рассматриваемых элементов РУ. На основе этого, а также с учетом влияния этих элементов на надежность и безопасность РУ, выделяются три элемента, определяющих с точки зрения проведения гидроиспытаний.

В рамках третьего этапа для трех выбранных элементов РУ для различных значений величины давления гидроиспытаний и величины периода гидроиспытаний выполняются расчеты вероятностей образования сквозных трещин и крупномасштабного разрушения. На основе выполненных расчетов строятся зависимости интенсивностей отказа и перехода в предельное состояние от величины давления гидроиспытаний и от величины периода гидроиспытаний. Допустимость изменения параметров гидроиспытаний (давление, период, температура) определяется на основе критерия надежности, заключающегося в сравнении полученных интенсивностей отказа и перехода в предельное состояние с допустимыми интенсивностями, определенными на основе трех основных принципов. Эти принципы заключаются в том, что надежная работа оборудования должна обеспечивать: безопасную работу активной зоны и АЭС в целом; выполнение своих функций; необходимое значение коэффициента готовности.

В рамках четвертого этапа определяются условия эксплуатации энергоблоков, например, в части проведения контроля металла, при которых при изменении параметров гидроиспытаний обеспечивается необходимый уровень надежности и безопасности АЭС.

Представленный подход был реализован при анализе параметров гидроиспытаний первого контура энергоблоков №3 и №4 АЭС «Козлодуй».

Проведенные анализы исходных данных и выделения элементов РУ, лимитирующих величину давления гидроиспытаний первого контура при использовании ПНАЭ Г-7-008-2000 и, вносящих наибольший вклад в обеспечение необходимого уровня надежности РУ и критериев безопасности АЭС, показали, что такими элементами являются: корпус реактора; ГЦТ; теплообменные трубы парогенераторов.

Из анализа трех принципов надежности корпуса реактора вытекает, что обеспечение критерия 10^-7 на реактор в год обеспечивает выполнение всех этих принципов.

Исходя из первого принципа надежности ГЦТ для обеспечения уровня безопасности АЭС, который оценен в ВАБ для АЭС «Козлодуй»: вероятность «большой течи» (Ду>200) не должна превышать 10^-6 на реактор в год; вероятность «малой течи» (13<Ду<32) не должна превышать 410^-3 на реактор в год.

На основе второго принципа устанавливается условие, при котором «малая течь первого контура» не перерастет в «большую течь». На основе практики выполнения вероятностных анализов этот принцип для ГЦТ сводится к тому, что вероятность «большой течи» на три и более порядков должна быть меньше вероятности «малой течи». Из этого принципа определяется размер малой течи, которая должна быть выявлена системами диагностики РУ.

На основе третьего принципа надежности, ограничивающего время, затраченное на ремонт, из условия обеспечения коэффициента готовности для РУ более 0,9, определяется допустимая вероятность отказа для ГЦТ. При среднем времени восстановления, равном 30 суток, и при условии, что интенсивности отказа ГЦТ не превышает 5 % от интенсивности отказов РУ, допустимая вероятность отказа в этом случае равна 210^-3 на реактор в год.

Для теплообменных труб ПГ предполагается, что первый принцип надежности обеспечивается при условии, если вероятность разрыва теплообменной трубы не превышает 1,410^-3 на реактор в год, что обеспечивает тот уровень безопасности, который оценен в ВАБ для АЭС «Козлодуй».

Предполагается, что второй принцип надежности теплообменных труб обеспечен, если в процессе эксплуатации ПГ будет заглушено не более 10 % теплообменных труб от их общего количества. Среднее количество вышедших из строя и подлежащих глушению труб за год не должно превышать значения, определенного из условия обеспечения имеющегося резерва теплообменной поверхности до конца срока эксплуатации РУ. Исходя из этого условия, определялись допускаемые частоты выхода из строя теплообменных труб для каждого из шести парогенераторов. Эти допускаемые частоты находятся в диапазоне: 4,3610^-4 - 4,4810^-3 в год.

Если время восстановления одного ПГ при течах теплообменных труб составляет пять - десять суток (одна треть времени восстановления ПГ), то предполагается, что допустимая интенсивность отказа, определяемая, как величина, обратная времени наработки на отказ, должна определяться из условия обеспечения необходимого значения коэффициента готовности, равного более 0,9. Эта допустимая интенсивность отказа получается равной 410^-2 на парогенератор в год.

Анализ вероятности разрушения корпуса реактора энергоблока №3 показал, что:

- при уменьшении давления гидроиспытаний с 19,11 МПа до 17,20 МПа для периода между гидроиспытаниями 4 года вероятность разрушения корпуса не изменяется и не превышает значения 10^-7 на реактор в год;

- при увеличении периода между гидроиспытаниями с 4 лет до 6 и 8 лет вероятность разрушения корпуса реактора возрастает и при увеличении периода между гидроиспытаниями с 4 лет до 8 лет при наличии поверхностных дефектов может превысить критериальное значение 10^-7 на реактор в год.

Предоставленные результаты контроля металла корпуса реактора энергоблока №3 системой «CA - ZOOM PTZ-6.0 Digital Inspection System», включающей телевизионный контроль антикоррозионной наплавки, по размерам, расположению и количеству дефектов подтверждают правильность гипотез, принятых при построении распределения размеров для поднаплавочных дефектов. При проведении последующего контроля металла эти результаты должны подтверждаться.

Анализ вероятности разрушения ГЦТ показал, что при уменьшении давления гидроиспытаний первого контура с 19,11 до 17,20 МПа и при увеличении периода между ними с 4 до 6 лет первый и третий принцип надежности обеспечены. Оценка показала, что второй принцип надежности обеспечен, если системы контроля протечек (ALUS, FLUS) выявляют течи через сквозные трещины с эквивалентным диаметром, равным 3 мм, что соответствует расходу 5,5 л/мин.

Предоставленные результаты контроля металла сварных швов приварки переходных втулок к патрубкам реактора подтверждают правильность гипотез, принятых при построении распределений механических свойств и размеров дефектов. При проведении последующего контроля металла эти результаты должны подтверждаться.

Проведен анализ влияния уменьшения давления гидроиспытаний первого контура с 19,11 МПа до 17,2 МПа и увеличения интервала между гидроиспытаниями с 4 лет до 6 и 8 лет на надежность теплообменных труб. Анализ изменения надежности теплообменных труб проводился при условии, что в предыдущие ППР до ППР-2000 гидроиспытания первого контура проводились давлением 19,11 МПа с периодом 1 раз в 4 года и средняя скорость развития дефектов в соответствии с данными АЭС «Козлодуй составляет 13% за 4 года. Результаты этого анализа следующие: давление гидроиспытаний первого контура может быть уменьшено до 17,2 МПа; период между гидроиспытаниями может быть увеличен с 1 раза в 4 года до 1 раза в 6 лет из условия обеспечения коэффициента готовности парогенераторов более 0,9.

Если результаты контроля теплообменных труб парогенераторов после 2004 г покажут, что скорость развития дефектов становится значительной (например, превышает 8% от толщины стенки в год), то гидроиспытание такого парогенератора необходимо проводить давлением 19,11 МПа.

Таким образом, разработаны условия эксплуатации энергоблоков АЭС «Козлодуй», обеспечивающих необходимый уровень надежности и безопасности РУ и АЭС при изменении параметров гидроиспытаний первого контура в части: уменьшения давления с 19,11 до 17,2 МПа; увеличения периода с 1 раза в 4 года до 1 раза в 6 лет; снижения температуры гидроиспытаний при уменьшении давления с 19,11 до 17,2 МПа.

В качестве примера рассматривается обобщенная оценка допустимой периодичности ВТК на основе анализа ТОТ ПГ 6 энергоблоков с ВВЭР-440 (№3 и №4 Нововоронежской АЭС, №1 и №2 Кольской АЭС, №3 и №4 АЭС «Козлодуй») и 3 энергоблоков с ВВЭР-1000 (№3 Балаковской АЭС, №5 и №6 АЭС «Козлодуй»).

Построение зависимости изменения количества дефектов от длительности периода между ВТК

Анализ результатов ВТК в разные ППР /24/ показал, что зависимость количества дефектов от периода между ВТК можно аппроксимировать в виде кусочно-линейной функции:

(15)

где - количество дефектов в теплообменных трубах в разные моменты времени, шт; - прирост количества дефектов за 1 год, шт/год; - интервал времени между ВТК, год.

Прирост количества дефектов за 1 год может быть определен двумя способами:

- на основе аналитических моделей зарождения новых дефектов в металле ТОТ;

- на основе экстраполяции результатов ВТК к моменту времени t

Допустимый период между ВТК определяется на основе критерия надежности, заключающегося в сравнении вероятностей течей и разрыва ТОТ для соответствующего критерия их глушения с допустимыми вероятностями, определенными на основе вышеуказанных принципов надежности.

Учитывая, что в основу анализа вероятности разрушения ТОТ положен закон Пуассона (2) и биноминальное распределение (11), то рассчитываемую вероятность разрушения (менее 10^-2 в год) по формулам (9, 10) можно представить в виде произведения вероятности разрушения от одного дефекта и количества дефектов. Тогда из равенства рассчитываемой вероятности разрушения и допустимой вероятности, соответствующей принципу надежности, определяется допустимое количество дефектов:

(16)

где - допустимые количества дефектов в ТОТ, определяемые на основе трех принципов надежности.

Для построения обобщающей зависимости периода и объема ВТК в зависимости от состояния металла ТОТ ПГВ используется средняя величина вероятностей разрушения ТОТ ПГВ разных АЭС для соответствующего критерия глушения.

При оценке допустимых объемов и периодов контроля предполагается, что 100% объем ВТК должен быть проведен за допустимый период контроля. При этом объем ВТК может быть распределен пропорционально по годам за допустимый период контроля. На основе равенства допустимого количества дефектов и количества дефектов, которое может существовать в данный момент в ТОТ, для соответствующего критерия глушения определяются допустимые зависимости количества дефектов и прироста дефектов для разного периода времени между ВТК: 1 год, 4 года, 8 лет, 12 лет и другие:



(17)

На основе построенных диаграмм «количество индикаций - прирост количества индикаций в год» разрабатываются рекомендации по допустимым объемам и периодам ВТК.

В соответствии с разработанным подходом в рамках обобщенной оценки допустимых периодов и объемов ВТК ТОТ ПГВ-440 и ПГВ-1000 определены средние величины вероятности образования течи за год и вероятности крупномасштабного разрушения на парогенератор в год при наличии в трубе хотя бы одной трещины для критериев глушения 60% и 70% от толщины стенки ТОТ. На основе сравнения этих вероятностей разрушения с допустимыми значениями (таблица 1) определены средние допустимые плотности дефектов на одну ТОТ и допустимое количество дефектов для ПГВ (таблица 4).

Таблица 4

Критерий глушения	Средняя допустимая плотность дефектов в одной ТОТ	Допустимое количество дефектов
		ПГВ-440	ПГВ-1000
60%	0,083	460	916
70%	0,054	300	594

На основе сравнения функции изменения количества дефектов во время эксплуатации (16) с допустимым количеством дефектов для критериев глушения 60% и 70% от толщины стенки ТОТ построены обобщенные диаграммы «количество индикаций - прирост количества индикаций в год» для периодов между ВТК: 1 год, 4 года, 8 лет, 12 лет. Эти обобщенные диаграммы для ПГВ-440 и ПГВ-1000 показаны на рис. 5, 6.



Представленные обобщенные диаграммы применимы и для критических зон (М% от общего количества труб). При условии, что плотность дефектности р_ост для остальной зоны (100 - М)% не превышает:



,(18)

где р_ост - плотность распределения дефектов в некритической (остальной) зоне; р_кр - плотность распределения дефектов в критической зоне; М - количество ТОТ в критической зоне в процентах от общего количества ТОТ.

Для определения допускаемого периода между ВТК одного ПГВ для соответствующего критерия глушения ТОТ необходимы две величины: количество дефектов в ТОТ этого ПГВ и прирост количества дефектов за год по данным предыдущих ВТК. По этим величинам определяется положение точки на диаграмме «количество индикаций - прирост количества индикаций в год». Ближайшая, прямая линия, которая проходит выше точки, соответствует допустимой периодичности ВТК. Если точка расположена выше всех прямых на диаграмме «количество индикаций - прирост количества индикаций в год», то необходимо рассмотреть вопрос о замене ПГВ.

С увеличением количества дефектов в металле ТОТ период ВТК должен уменьшаться, а объем контроля увеличиваться. С точки зрения детерминированного анализа с увеличением количества дефектов в металле ТОТ ПГВ должны увеличиваться размеры постулированного дефекта и скорость развития этого дефекта. Развитие вероятностного подхода позволит применить детерминированный анализ к оценке оптимальной периодичности ВТК металла ТОТ ПГВ.

Современная методология обоснования межремонтного периода и оптимизации контроля металла основана на взаимосвязи детерминированного и вероятностного подходов. Увеличение межремонтного периода работы энергоблока возможно только для периода нормальной работы (отсутствие нарастания интенсивности отказов) и связано с увеличением периода между эксплуатационным контролем, которое возможно при условии, если период контроля не превышает допускаемого значения.

Разработанный в ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС» подход к оценке допускаемых периодов и объемов эксплуатационного контроля металла на основе современных требований к прочности, надежности и безопасности элементов и систем РУ, сводится к проверке выполнения критерия надежности, включающий:

- проверку непревышения недопустимого риска нарушения критериев безопасности при возможном отказе оборудования;

- проверку выполнения специальных требований к эксплуатации оборудования.

На основе разработанного подхода устанавливается зависимость допускаемых периодов и объемов контроля металла от характеристик достоверности применяемых средств контроля, а также от качества металла оборудования. разрушение металл дефект чувствительность

Таким образом допускаемые периоды и объемы эксплуатационного контроля металла оборудования оцениваются на основе:

- качества металла (дефектность, механические свойства, химический состав);

- характеристик достоверности (чувствительности, вероятности обнаружения, точности определения размеров дефектов) средств контроля металла;

- обеспечения критерия надежности.



Список литературы

1 Тутнов А.А., Лоскутов О.Д. Подход к оптимизации регламента неразрушающих испытаний элементов оборудования реакторных установок / Доклады участников Международной конференции “Безопасность трубопроводов”, Москва, 17-21 сентября 1995, часть 1, с. 215-225.

2 Варовин А.Я., Марголин Б.З., Карзов Г.П., Иваненко Е.А., Пиминов В.А., Акбашев И.Ф., Курдин М.Е., Перетейчук А.А., Васильев В.Г. Развитие концепции эксплуатационного неразрушающего контроля для оборудования первого контура АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000. Сборник докладов девятой международной конференции «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС (6 -8 июня 2006 года, Пушкин - Санкт Петербург), Том 1, 2006.

3 Григорьев В.А., Сероштан С.И., Шарый Н.В., Соков Л.М., Юременко С.П., Уланов В.В. Подход к оценке оптимальной периодичности контроля металла трубопроводов РУ с ВВЭР. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. Выпуск 3. Реакторные установки с ВВЭР, Подольск, 2003, с. 14 - 22.

4 Григорьев В.А., Шубин А.А., Давиденко С.Е., Денисов В.В. Разработка подхода к оценке оптимальной периодичности вихретокового контроля теплообменных труб парогенераторов типа ПГВ. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. Выпуск 9. Реакторные установки с ВВЭР, Подольск, 2005, стр. 64 - 72.

5 Григорьев В.А., Юременко С.П., Уланов В.В., Шарый Н.В., Пиминов В.А., Шубин А.А., Сиряпин В.Н., Шеин В.П., Портнов Б.Б., Бергункер В.Д. Основные результаты применения вероятностных методов механики разрушения в анализах надежности оборудования и трубопроводов РУ АЭС с ВВЭР. Сборник трудов 4-й международной научно - технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», 2005.

6 IAEA-TECDOC-1400 «Improvement of in-service inspection in nuclear power plant», July 2004.

7 РД ЭО 0488-03. Методические рекомендации по оценке достоверности средств и методик неразрушающего контроля.

8 Safety series No. 75-INSAG-3. Basic safety principles for Nuclear Power Plants. IAEA, Vienna,1988/

9 European Utility Requirement for LWR Nuclear Power Plants. Volume 2, Chapter 10, Revision C, 2001.

10 Болотин В.В. Ресурс машин и конструкций. М.: Машиностроение,1990.

11 Григорьев В.А. Концепция применения вероятностных методов механики разрушения для анализа надежности оборудования и трубопроводов РУ с ВВЭР. Сборник трудов 2-й Всероссийской научно-технической конференции “Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР”, Подольск, 19-23 ноября 2001, том 1, с.132-147.

12 Григорьев В.А. Прикладное значение критерия надежности при оценке ресурса элементов реакторных установок // Труды 7-й междунар. конф. "Материаловедческие проблемы при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС", Санкт-Петербург, 2002. СПб., 2002. Т.3. С. 150-162.

13 Руководство по расчету на прочность оборудования и трубопроводов реакторных установок РБМК, ВВЭР и ЭГП на стадии эксплуатации. РД ЭО 0330-01. Концерн «РОСЭНЕРГОАТОМ», Москва, 2004.

14 Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97), ПНАЭ Г-01- 011-97. М.: Атомиздат, 1997. 41 с.

15 Тутнов А.А., Ткачев В.В. Расчет вероятности начала хрупкого разрушения сосудов под давлением // Атомная энергия, 1988, т. 64, вып. 3, с. 188-194.

16 Методика. Определение допускаемых дефектов в металле оборудования и трубопроводов во время эксплуатации АЭС. М-02-91, Москва, 1991 г.

17 Григорьев В.А. Разработка подхода к определению вероятности разрушения корпуса реактора ВВЭР-440. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. Выпуск 1. Реакторные установки с ВВЭР, Подольск, 2002, с. 10 - 25

18 Григорьев В.А., Уланов В.В., Шубин А.А., Трунов Н.Б., Давиденко С.Е., Денисов В.В. Обоснование требований к достоверности вихретокового контроля теплообменных труб парогенераторов типа ПГВ. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. Выпуск 13. Реакторные установки с ВВЭР, Подольск, 2006, стр. 51 - 60.

19 Performance Demonstration Tests for Eddy Current Inspection of Steam Generator Tubing. NUREG/CR-6227 PNNL-9433. Washington, May 1996.

20 Гетман А.Ф., Козин Ю.Н. Неразрушающий контроль и безопасность эксплуатации сосудов и трубопроводов давления. М.: Энергоатомиздат, 1987.

21 Методические рекомендации по применению системной методологии обеспечения целостности теплообменных трубок парогенераторов действующих АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-440. РД ЭО 0552-2004, Росатом, Росэнергоатом, 2004.

22 Новицкий П.В., Зограф И.А. Оценка погрешностей результатов измерений. Ленинград, Энергоатомиздат, 1991.

23 Григорьев В.А., Пиминов В.А., Шарый Н.В., Юременко С.П., Уланов В.В., Шубин А.А., Трегубов И.О., Портнов Б.Б., Четвериков А.Е., Бергункер В.Д. Обоснование возможности уменьшения давления и увеличения периода гидравлических испытаний первого контура РУ с ВВЭР. Сборник трудов 4-й международной научно - технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», том 1, 2005.

24 Трунов Н.Б., Денисов В.В., Бергункер В.Д. и другие. Обеспечение безопасности, надежности и ресурса работы трубчатки ПГ АЭС с ВВЭР-1000. Сборник трудов третьей научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», Подольск, 26 - 30 мая 2003 г.

Размещено на Allbest.ru