Современные технологии контроля и диагностики технического состояния элементов при сооружении и вводе в эксплуатацию энергоблока атомной станции

Размещено на http://www.allbest.ru/

СОВРЕМЕННЫЕ ТЕХНОЛОГИИ КОНТРОЛЯ И ДИАГНОСТИКИ ТЕХНИЧЕСКОГО СОСТОЯНИЯ ЭЛЕМЕНТОВ ПРИ СООРУЖЕНИИ И ВВОДЕ В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ЭНЕРГОБЛОКА АТОМНОЙ СТАНЦИИ

В.Н. Блохин, В.В. Будзиевский,

В.П.Дерий, В.О. Маханев, А.А. Павлович, М.А. Подлатов

М.Р. Ашимертов, А.И. Иванов, В.В. Мейер

Л.А. Пасманик, В.А. Смирнов

Россия продолжает намеченную программу развития атомной энергетики. На рисунке 1 из [1] приведена дорожная карта строительства новых энергоблоков АЭС с широким спектром реакторных установок: ВВЭР-1000, БН-800, БН-1200, БРЕСТ-300. Пуско-наладочные работы (ПНР) и ввод в эксплуатацию этих энергоблоков будет проходить с головным участием ОАО «Атомтехэнерго.

Рисунок 1 Дорожная карта АЭС России [1]

В поддержку проектирования и сооружения новых энергоблоков развиваются технологии Управления Жизненным Циклом (УЖЦ) энергоблоков АЭС [2]. В дополнение к [2] предлагается уже на этапах сооружения, пуско-наладки и ввода в эксплуатацию проводить инструментальное обследование фактического технического состояния (“as built”) систем и элементов, важных для безопасности, а полученные данные заносить в информационный электронный (цифровой) паспорт. На этапах эксплуатации, продолжения эксплуатации и вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС этот паспорт будет постоянно обновляться по результатам выполняемых работ по периодическому контролю технического состояния, по результатам ремонтов и модернизации. Таким образом, появляется возможность практической реализации сквозного информационного обеспечения для систем и элементов, важных для безопасности, предложенного ранее в рамках направления «Управление сроком службы АЭС» (Plant Life Management) [3].

С общих позиций обеспечения безопасной эксплуатации энергоблоков АЭС [4] для пассивных элементов, к которым относятся трубопроводы и оборудования систем, важных для безопасности (СВБ), необходимо обеспечить как минимум две составляющие:

Ш надежность элементов;

Ш качество работ, выполняемых на всех этапах жизненного цикла энергоблока: от выбора площадки для сооружения АЭС до вывода из эксплуатации.

Реализации этих составляющих с опорой на современные технологии контроля технического состояния ответственных элементов АЭС и посвящен настоящий доклад.

В рамках проводимой ОАО «Атомтехэнерго» корректировки нормативно-методической документации на выполнение работ по пуско-наладке и вводу в эксплуатацию энергоблоков АЭС (рисунок 2 из [5]) предусматривается учесть необходимость проведения контроля и фиксации начального фактического состояния систем и элементов на базе современных средств неразрушающего контроля и диагностики.

Актуальность указанных работ следует и из мирового опыта, и из накопленного опыта продления срока эксплуатации (ПСЭ) действующих энергоблоков АЭС в России. Применение современных технологий инструментального обследования технического состояния ответственных элементов АЭС перед получением лицензии на продолжение эксплуатации за пределами назначенного срока службы обеспечило возможность продления эксплуатации действующих энергоблоков АЭС в среднем на 10 лет.

Среди опробованных в условиях помещений в рамках ПСЭ (оценка остаточного ресурса) технологий инструментального обследования технического состояния ответственных элементов АЭС следует отметить:

· усовершенствованный ручной УЗК;

Рисунок 2 Структура системы НД по вводу в эксплуатацию энергоблоков АЭС из [5]

· автоматизированный УЗК (АУЗК) высокого разрешения (УЗК-голография) с записью результатов контроля [6];

· контроль механических свойств конструкционных материалов элементов в референтных зонах на базе метода кинетической твердости (без вырезки образцов) прибором ПИМ-ДВ-1 (рисунок 3), внесенным в реестр средств измерений Ростехрегулирования [7];

Рисунок 3 Общий вид прибора ПИМ-ДВ-1

· контроль переносными рентгено-флюоресцентными анализаторами типа X-MET-3000 химического состава конструкционных материалов элементов, потенциально подверженных повреждениям по механизму коррозии, ускоренной потоком теплоносителя (“Flow Accelerated Corrosion” _ FAC) [8];

· контроль толщин стенок трубопроводов, потенциально подверженных FAC;

· измерительный контроль фактических значений овальности гибов трубопроводов, как исходные данные для индивидуальной оценки напряженно-деформированного состояния (НДС) в случае выявления утонений толщин стенок.

На этапе выполнения работ в обеспечение ПСЭ действующих энергоблоков АЭС прошли проверку методические положения концепций конструкционной целостности ответственных элементов АЭС: «течь перед разрушением» (Leak Before Break) [9] и «исключение разрывов» (Break Preclusion) [10, 11].

Высокое качество проектирования, изготовления и монтажа элементов АЭС является базовым принципом системного подхода, заложенного в указанные нормативно-методические подходы [9-11], что позволяет надежно предупреждать такие серьезные отказы, как гильотинные разрывы трубопроводов СВБ.

Поэтому неопределенность информации о послемонтажном состоянии трубопроводов АЭС необходимо в максимальной степени уменьшить за счет применения при оценке качества монтажа следующих видов инструментального контроля:

· автоматизированного УЗК высокого разрешения (УЗК-голография, TOFD, ФАР) с записью результатов контроля, обеспечивающего фиксацию начального состояния сварных соединений (“finger print”);

· расчетно-экспериментального метода акустоупругости для измерения параметров НДС элементов трубопроводов и оборудования [12-14];

· цифровой радиографии в оперативном режиме.

Применение системной методологии [9-11] требует от разработчиков ответственного оборудования и энергоблока АЭС в целом еще на стадии проектирования оценивать возможность проявления на этапе эксплуатации механизмов повреждений, не предусмотренных в действующий нормативной документации уровня федеральных норм и правил [15].

К подобным повреждениям относятся, например, повреждения по механизму FAC, наблюдаемые в элементах оборудования и трубопроводов, изготовленных из сталей перлитного класса [16] во втором контуре РУ типа ВВЭР и в третьем контуре РУ БН-600 на действующих энергоблоках АЭС.

Для того чтобы иметь начальную точку отсчета при эксплуатационном контроле толщин элементов, потенциально подверженных повреждениям по механизму FAC, необходимо на новых энергоблоках АЭС до начала эксплуатации измерить толщины стенок в характерных зонах трубопроводов и оборудования СВБ и занести полученные значения в информационные электронные паспорта безопасности. Поэтому технологии контроля толщин стенок, применявшиеся в рамках ПСЭ на базе ПНАЭ Г-7-013-91 [17], необходимо усовершенствовать в соответствии с мировым опытом для проведения толщинометрии в околошовных зонах сварных соединений, характеризующихся отсутствием эквидистантности наружной и внутренней поверхностей трубопровода.

Метод акустоупругости заслуживает отдельных комментариев, так как является весьма перспективным. Он нашел широкое применение на трубопроводах и оборудовании нефтегазовой отрасли. Совсем недавно метод акустоупругости начал применяться на действующих энергоблоках АЭС для контроля НДС оборудвоания и трубопроводов как в холодном состоянии (монтаж, ремонт), так и при «горячих» испытаниях на плотность и прочность. В 2011 г. методика выполнения измерений (МВИ) [18] была включена в указатель действующих нормативных документов ОАО «Концерн Росэнергоатом» [19].

Метод акустоупругости - единственный на сегодняшний день неразрушающий метод, позволяющий измерять усредненные по толщине материала значения осевых и кольцевых упругих напряжений в трубопроводах и тонкостенных сосудах. Наиболее широко применяемый в атомной энергетике метод тензометрирования, с одной стороны, дает возможность измерять параметры НДС только на поверхности трубопроводов и оборудования, с другой стороны, является слишком трудоемким для оперативного применения при контроле качества монтажа и ремонтов.

Метод акустоупругости может рассматриваться как эффективное дополнение к разделу 5 Приложения 3 к Нормам [15].

Основа метода акустоупругости состоит в том, что для плоского напряженного состояния в области упругих деформаций существует линейная зависимость скоростей распространения объемных упругих волн в направлении, перпендикулярном плоскости действия напряжений, от величин двухосных напряжений.

Реализация метода сводится к задаче формирования зондирующих сигналов и измерения временных задержек эхо-сигналов трех ультразвуковых волн взаимноортогональной поляризации (две ортогональные сдвиговые волны и одна продольная волна). Необходимо обеспечить выполнение предельно жестких требований по точности измерения временных задержек, составляющей единицы наносекунд.

Методика выполнения измерений механических напряжений в элементах оборудования АЭС (далее - МВИ), возникающих в результате технологических воздействий, методом акустоупругости [18] успешно прошла аттестацию в органах Росстандарта в 2009 г.

МВИ устанавливает режимы и процедуры определения усредненных по толщине стенки осевых и окружных напряжений, возникающих в результате технологических воздействий (от внутреннего давления, приложенных усилий и изгибающих моментов, температурного нагружения и пр.). Объектами измерений являются тонкостенные цилиндрические элементы трубопроводов и оборудования диаметром 325-1420 мм.

Погрешность измерения компонентов напряжений (в области сжатия и растяжения) методом акустоупругости в соответствии с МВИ составляет:

· от 0 МПа до 100 МПа вкл. - ±15 МПа;

· свыше 100 МПа до 480 МПа вкл. - ±9,5%.

МВИ [19] предусматривает три режима измерений методом акустоупругости. атомный электростанция технический контроль

Режим 1 - «акустическая тензометрия» (АТ). В этом режиме измеряются суммарные напряжения, действующие в точке контроля. Если значения напряжений в точке контроля до приложения нагрузок известны, то могут быть определены значения (приращения) напряжений в этой точке, соответствующие именно этим нагрузкам (или воздействиям).

Режим 2 - «разностная акустическая тензометрия» (РАТ). В этом режиме измерения проводятся в точке контроля и в «условно-нулевой» точке. Измеряемые напряжения соответствуют разности напряжений, действующих в точке контроля и «условно-нулевой» точке. В качестве «условно-нулевой» точки используется одна из точек, расположенных в опорной зоне - участке объекта контроля, для которого известны значения напряжений (чаще всего, значения этих напряжений малы по сравнению с напряжениями в точке контроля). В МВИ приведен критерий, позволяющий по результатам измерений оценить возможность использования выбранной точки в качестве «условно-нулевой».

Режим 3 - «безнулевая акустическая тензометрия» (БАТ). Режим аналогичен режиму РАТ, но в качестве «условно-нулевой» точки используется точка, расположенная на образце-представителе материала объекта, находящемся в ненапряженном состоянии. Режим используется в том случае, если анализ показал, что зона, свободная от напряжений, на объекте отсутствует или если выбранная при проведении измерений в режиме 2 точка не соответствует установленному критерию.

Задача аппаратной реализации метода акустоупругости решена в выпускаемом ООО «Инкотес» компактном переносном приборе для измерений механических напряжений ИН 5101А (рисунок 4), который обеспечивает формирование упругих волн и измерение с необходимой точностью времени их распространения. Прибор внесен в Государственный реестр средств измерений в соответствии с Сертификатом об утверждении типа средств измерений [20].

Рисунок 4 Общий вид прибора ИН 5101А

Метод акустоупругости прошел апробацию в условиях действующих энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440 (на узлах приварки коллекторов к патрубкам парогенераторов), а также с РУ РБМК-1000 (на трубопроводах Ду300).

Метод акустоупругости, применяемый для контроля НДС трубопроводов АЭС, рассматривается как расчетно-экспериментальный. Сопоставление экспериментальных данных, полученных на этапах монтажа и ввода в эксплуатацию трубопроводов и оборудования АЭС, с результатами проектных расчетов позволяет откорректировать расчетные модели и уточнить оценки обеспечения проектного ресурса для сооружаемых и проектируемых энергоблоков АЭС.

Применение метода акустоупругости актуально на сооружаемых и проектируемых энергоблоках АЭС для обеспечения безопасной эксплуатации и заданных показателей надежности элементов АЭС (трубопроводов и оборудования). Для этого необходимо включение требований по контролю качества работ с применением метода акустоупругости в проектно-конструкторскую документацию (включая отчеты по обоснованию безопасности) и в программы обеспечения качества (для российских АЭС в соответствии с НП-011-99 [21]: ПОКАС (О), ПОКАС (П), ПОКАС (И), ПОКАС (С) и ПОКАС (ВЭ), а впоследствии и в ПОКАС (Э)), а также разработка нормативно-методической и исполнительной документации по применению метода акустоупругости при монтаже трубопроводных систем и вводе энергоблоков в эксплуатацию.

Таким образом, применение системного подхода обеспечения конструкционной целостности [9-11, 14] и современных технологий контроля технического состояния трубопроводов и оборудования СВБ (Таблица 1) позволяет дополнить комплекс специальных пуско-наладочных измерений (СПНИ), отработанный при вводе в эксплуатацию ныне действующих энергоблоков АЭС [22], как показано на рисунке 5, в развитие подходов, описанных в [23].

Таблица 1

Примечание: * - записанные результаты контроля заносятся в информационный электронный паспорт, который передается эксплуатирующей организации после ввода энергоблока в эксплуатацию.

Рисунок 5 Позиционирование работ по контролю фактического технического состояния элементов оборудования и трубопроводов СВБ (желтый фон) на этапах монтажа, ПНР и ввода в эксплуатацию (голубой фон)

Комплекс СПНИ, применявшийся ранее преимущественно к элементам РУ, должен быть распространен на ответственные трубопроводы и оборудование второго контура РУ типа ВВЭР и третьего контура РУ БН-800 и РУ БН-1200 новых энергоблоков АЭС.

Применение системной методологии [9-11, 14] и современных технологий инструментального контроля и фиксации начального технического состояния элементов АЭС и их диагностики на протяжении жизненного цикла обеспечивает возможность снижения эксплуатационных расходов (в сравнении с действующими энергоблоками) за счет оптимизации требований к объемам и периодичности эксплуатационного неразрушающего контроля трубопроводов и оборудования СВБ [24], а также проведения технического обслуживания и ремонта по техническому состоянию.

Список литературы

1. Асмолов В.Г. Опыт эксплуатации АЭС ОАО «Концерн Росэнергоатом». Обеспечение безопасности и повышение эффективности атомной энергетики России // Сборник трудов Восьмой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики», г. Москва, Россия, 23-25 мая 2012 г.

2. Лимаренко В.И. Управление жизненным циклом на этапе сооружения. Информационная система управления сооружением // Материалы II-ого Международного научно-практического форума «Управление жизненным циклом сложных инженерных объектов», г. Нижний Новгород, Россия, 14-15 июня 2012 г.

3. IAEA. International Symposium on NPP Life Management. Budapest, Hungary, 4-8 Nov. 2002, Book of Extended Synopses IAEA CN-92/50/

4. Ростехнадзор. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97. ПНАЭ Г-01-011-97.

5. Сааков Э.С. Регулирование процессов ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС // «Электрические станции», №10, 2007, с.2-6.

6. Вопилкин А.Х., Бадалян В.Г., Базулин Е.Г., Кононов Д.А. Ультразвуковая дефектометрия металлов с применением голографических методов. М.: Машиностроение, 2008.

7. ООО «НПП «РобоТест». Прибор ПИМ-ДВ1 для неразрушающего экспресс-определения механических свойств и твердости материалов по диаграмме вдавливания. Прибор сертифицирован Госстандартом РФ, внесен в Государственный Реестр средств измерений под №22099-01.

8. Бабалян Г.Г., Иванов А.Д., Паппе Н.Ю., Петров А.А. Методические вопросы определения содержания хрома в сталях типа 20 рентгено-флюоресцентным методом с использованием анализатора X-MET 3000TX применительно к условиям производственных помещений АЭС // Доклад на 9-ой Международной конференции «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС», г. Пушкин-С.-Петербург, Россия, 6-8 июня 2006 г.

9. РД 95 10547-99. Минатом России. Руководство по применению концепции безопасности течь перед разрушением к трубопроводам АЭУ. Р-ТПР-01-99, М., 1999.

10. ОАО «Концерн Росэнергоатом». Руководство по обеспечению целостности трубопроводов и оборудования контура многократной принудительной циркуляции и систем, важных для безопасности реакторной установки РБМК-1000. РД ЭО 1.1.2.05-0842-2010, 2011.

11. Arzhaev A., Butorin S. Improvement of Integrity Concepts for NPP Primary Circuit Piping // Proceedings of the 9th Biennial ASME Conference on Engineering Systems Design and Analysis ESDA08. Haifa, Israel, July 7-9, 2008.

12. Блохин В.Н., Аржаев А.И., Маханев В.О. и др. К вопросу о применении метода акустоупругости для обеспечения качества работ по монтажу и ремонту трубопро-водов и оборудования АС // Сборник трудов Восьмой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики», г.Москва, Россия, 23-25 мая 2012 г.

13. Блохин В.Н., Маханев В.О., Подлатов М.А. и др. Обеспечение качества работ по монтажу и ремонту трубопроводов и оборудования АС с использованием метода акустоупругости // Международная научно-техническая конференция конструкционная прочность материалов и ресурс оборудования АЭС «РЕСУРС-2012», г. Киев, Украина, 2-5 октября 2012 г.

14. Маханев В.О., Павлович А.А., Подлатов М.А. и др. Применение метода акустоупругости для обоснования безопасной эксплуатации технологических элементов АС // Международная научно-техническая конференция конструкционная прочность материалов и ресурс оборудования АЭС «РЕСУРС-2012», г. Киев, Украина, 2-5 октября 2012 г.

15. Ростехнадзор. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов АЭУ. ПНАЭ Г-7-002-86.

16. Бараненко В.И., Янченко Ю.А., Просвирнов А.А. и др. O подходах к разработке программных средств и нормативной документации по эрозионно-коррозионному износу трубопроводов на АЭС // 12-я Международная конференция «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС», Санкт-Петербург, Россия, 5-8 июня 2012 г.

17. Ростехнадзор. Унифицированные методики контроля основных материалов (полуфабрикатов), сварных соединений и наплавки оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Ультразвуковой контроль. Часть III. Измерение толщины монометаллов, биметаллов и антикоррозионных покрытий. ПНАЭ Г-7-031-91.

18. ООО «ИНКОТЕС». Элементы оборудования АЭС. Методика выполнения измерений механических напряжений, возникающих в результате технологических воздействий, методом акустоупругости (свидетельство об аттестации в органах Ростехрегулирования №633/17004; номер регистрации ФР.1.28.2009.06227 в Федеральном реестре методик выполнения измерений, применяемых в сферах распространения государственного метрологического контроля и надзора).

19. ОАО «Концерн Росэнергоатом». Указатель технических документов, регламентирующих обеспечение безопасной эксплуатации энергоблоков АС (обязательных и рекомендуемых к использованию).

20. Росстандарт. Сертификат об утверждении типа средств измерений № RU.C.28.011.A № 20395.

21. Ростехнадзор. Требования к программе обеспечения качества для атомных станций. НП-011-99.

22. Сааков Э.С., Рясный С.И., Хайретдинов В.У. Проблемы эффективности натурных испытаний при вводе в эксплуатацию энергоблоков АЭС // «Электрические станции», №9, 2007, с. 10-14.

23. Сааков Э.С. Регулирование и оптимизация ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС // Автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук, 2008.

24. ИЦД НИКИЭТ. Методические рекомендации по оптимизации объемов и периодичности ЭНК оборудования, трубопроводов и конструкций АС. 840.45 М, 2007 (введены Приказом по ОАО «Концерн Росэнергоатом» №64 от 07.02.2008 г., внесены в Указатель [20].

Размещено на Allbest.ru