Регулирование и оптимизация ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС

Размещено на http://www.allbest.ru/

Специальность 05.14.03. Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат

диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

Регулирование и оптимизация ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС

Сааков Эдуард Саакович

Мытищи 2008

Работа выполнена в ОАО "Атомтехэнерго".

Научный консультант:

доктор технических наук Сергей Иванович Рясный

Официальные оппоненты:

доктор технических наук, профессор Александр Федорович Гетман

доктор технических наук, профессор Алексей Фролович Грачев

доктор технических наук Юрий Алексеевич Безруков

Ведущая организация: ОАО Всероссийский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт атомного энергетического машиностроения (ОАО ВНИИАМ)

Защита диссертации состоится на заседании диссертационного совета Д 418.001.01 в ОАО опытном конструкторском бюро "ГИДРОПРЕСС" по адресу: ул. Орджоникидзе, д.21, г. Подольск, Московская обл., 142103.

С диссертацией можно ознакомиться в научно-технической библиотеке ОАО ОКБ "ГИДРОПРЕСС".

Просим принять участие в работе совета или прислать отзыв на реферат в одном экземпляре, заверенный печатью организации.

Ученый секретарь диссертационного совета к.т.н. Н.В. Шарый

Общая характеристика работы

Актуальность работы: После периода застоя в развитии атомной энергетики, вызванного Чернобыльскими событиями, благодаря постоянной работе по повышению культуры безопасности, совершенствованию эксплуатации и модернизации оборудования, а также информационно-разъяснительной работе с общественностью, в настоящее время атомная энергетика переживает настоящий ренессанс во многих странах мира. Федеральной целевой программой "Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года", утвержденной постановлением Правительства Российской Федерации от 06.10.2006г. № 605 предусмотрено к 2012 году довести темпы ввода новых мощностей АЭС в России не менее, чем до двух энергоблоков в год.

Ввод в эксплуатацию представляет собой весьма важную и ответственную стадию в жизненном цикле энергоблока, от качества которой зависят не только оптимальность и безопасность самого процесса ввода в эксплуатацию, но и надежность, безопасность и экономичность последующей эксплуатации энергоблока и АЭС.

Частные задачи, относящиеся к проблеме регулирования и оптимизации ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС, решались и решаются различными авторами в течение многих лет. Однако комплексный научный подход к данной многоплановой научно-технической проблеме в целом не применялся, что приводило к упущениям в разработке ряда важных задач, относящихся к данной проблеме.

Настоящая работа выполнялась автором с начала 80-х годов прошлого века и начиналась с решения частных задач. В основу работы положен многолетний личный опыт работы автора по организации, регулированию процесса ввода в эксплуатацию, оптимизации испытаний и процесса и решению многочисленных научных и технических вопросов и задач, возникавших при вводе в эксплуатацию энергоблоков АЭС. В процессе систематизации и научного обобщения опыта работ по вводу в эксплуатацию автором была выявлена актуальность формулирования и решения проблемы регулирования и оптимизации процесса ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС. Такая актуальность вытекала из практического отсутствия работ, содержащих систематизированное и обобщенное решение проблемы регулирования и оптимизации ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС и учитывающих опыт, накопленный за последние десятилетия.

Проблема оптимизации ввода в эксплуатацию в настоящей работе решалась от частного к общему. Основой оптимизации процесса ввода в эксплуатацию стало научное обобщение общих организационных и технических вопросов, включающих обеспечение, подготовку, организацию работ, обеспечение безопасности, решение вопросов регулирования, обеспечения качества и управления процессом ввода в эксплуатацию, совершенствование объема, состава и последовательности испытаний.

Существенным пробелом в разработке проблем ввода в эксплуатацию, по мнению автора, следовало признать практическое отсутствие теоретических основ управления процессом ввода в эксплуатацию, применимых к разработке стратегии и планированию ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС.

При проведении необходимых испытаний в процессе ввода в эксплуатацию затрачиваются значительные материальные, финансовые и трудовые ресурсы, а также происходят существенные затраты ресурса оборудования, так как в значительной части испытания проводятся в переходных и динамических режимах, редко происходящих при обычной эксплуатации, но вызывающих существенные потери ресурса. В этой связи автору представляется весьма актуальной задача повышения эффективности натурных испытаний при вводе в эксплуатацию путем расширения использования их возможностей и результатов при бесспорном ограничении этого развития рамками концепции культуры безопасности. Такая оптимизация испытаний может сопровождаться решением актуальных научно-технических вопросов, оптимизацией условий эксплуатации оборудования и т.д.

Целями работы являются:

1. Разработка комплексного подхода к решению задач регулирования и оптимизации процесса ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС.

2. Разработка теоретических основ процесса ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС, применимых к планированию этого процесса.

3. Оптимизация испытаний, включающая решение актуальных научно-технических задач путем исследования и реализации ранее не использованных возможностей натурных исследований при вводе в эксплуатацию.

Научная новизна:

1. Путем научного обобщения опыта исследований при вводе в эксплуатацию сформулирована и разработана актуальная научно-техническая проблема регулирования и оптимизации процесса ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС.

2. На основе систематизации взаимосвязи действий по регламентации и управлению вводом в эксплуатацию создана и развита структура и система регулирования процесса ввода в эксплуатацию.

3. Предложена концепция оптимизации натурных испытаний при вводе в эксплуатацию энергоблоков АЭС, в рамках которой реализованы возможности процесса ввода в эксплуатацию для решения актуальных научно-технических задач.

4. На основе научного обобщения выявленных закономерностей разработана математическая модель процесса ввода в эксплуатацию, основанная на вероятностном подходе к планированию ввода в эксплуатацию. энергоблок атомный электростанция

5. Разработаны теоретические основы управления процессом ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС, учитывающие риски и неопределенности, возникающие в процессе сооружения и ввода в эксплуатацию энергоблока, включающие структуру и модель процесса ввода в эксплуатацию, методологию идентификации и оценки рисков при вводе энергоблока в эксплуатацию и их влияния на сроки ввода в эксплуатацию.

Достоверность и обоснованность исследований обусловливается применением современных, как оригинальных, так и традиционных методов постановки, проведения и обработки результатов исследований, воспроизводимостью данных, полученных автором, корректным использованием математического моделирования процессов. Достоверность результатов исследований подтверждается положительными результатами практического применения разработанных предложений и рекомендаций, в том числе использованных в нормативно-технической документации.

Практическая ценность состоит в следующем:

- установлены организационные и технические факторы, влияющие на эффективность и оптимальность процесса ввода в эксплуатацию;

- определены проблемы готовности и пути их решения с целью ускорения ввода в эксплуатацию оборудования, влияющие на оптимальность процесса ввода в эксплуатацию;

- разработана и практически применена на десятках введенных энергоблоков система нормативных документов по регулированию процесса ввода в эксплуатацию;

- впервые в нашей стране сформулированы основные положения деятельности по обеспечению качества на АС, основанные на рекомендациях руководств МАГАТЭ по безопасности;

- разработан и усовершенствован ряд методик натурных испытаний при вводе энергоблока в эксплуатацию;

- путем совершенствования и применения новых методик натурных испытаний при вводе энергоблока в эксплуатацию решен ряд научно-технических задач оптимизации ресурса, повышения безопасности оборудования, исследования и внедрения новых и усовершенствованных средств контроля и оптимальных режимов эксплуатации АЭС;

- по результатам гидродинамических и теплохимических испытаний и исследований парогенераторов решены задачи повышения надежности коллекторов и теплообменных труб парогенераторов;

- предложена концепция прочности металла, основанная на детерминированных моделях роста физических признаков повреждения металла и учитывающая влияние физико-химических факторов;

- разработана методология ввода энергоблоков АЭС в эксплуатацию после длительного простоя и хранения оборудования;

- установлены общие организационные и технические факторы (риски), влияющие на эффективность и оптимальность процесса ввода в эксплуатацию;

- разработаны критерии надежности и эффективности оптимизации испытаний;

- путем регулирования, планирования процесса ввода в эксплуатацию, повышения эффективности натурных испытаний, оптимизации продолжительности и затрат на ввод блока АС в эксплуатацию решена проблема оптимального ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС.

Реализация и внедрение результатов исследований:

- разработана и практически применена при сооружении атомных энергоблоков в СССР, России и за рубежом нормативно-методическая база по регулированию ввода в эксплуатацию, включающая 197 документов различного уровня;

- разработанная система обеспечения качества при вводе в эксплуатацию применена при вводе в эксплуатацию энергоблока №1 Ростовской АЭС, энергоблока №3 Калининской АЭС, а также Тяньваньской АЭС в Китае, с учетом особенностей системы менеджмента качества, принятой в этой стране;

- в новых условиях пересмотрены и разработаны новые документы, регулирующие ввод в эксплуатацию энергоблоков АС;

- разработана и реализована на введенных энергоблоках в нашей стране и за рубежом 4-х уровневая система планирования ввода в эксплуатацию;

- разработанная методика учета и прогнозирования рисков применена для оценки влияния рисков на сроки сооружения и ввода в эксплуатацию энергоблока №1 АЭС "Бушер", сооружаемого при техническом содействии России;

- разработаны и реализованы рекомендации по совершенствованию объема, состава и последовательности испытаний при вводе в эксплуатацию;

- по результатам исследований уровня и испытаний систем измерения уровня в парогенераторах разработаны и реализованы рекомендации по повышению их точности и надежности;

- разработаны рекомендации по модернизации водопитания и продувки ПГ с целью повышения их ресурса, реализованные на энергоблоках с ВВЭР-1000;

- экспериментально в натурных условиях подтверждена возможность работы энергоблока с реактором ВВЭР-1000 и турбиной К-1000/60-3000 в режимах импульсной разгрузки (ИР), а также ИР с последующим ограничением мощности, отработаны и реализованы алгоритмы работы ИР, изменения в настройки параметров ИР;

- по результатам теплогидравлических испытаний верхнего блока реактора реализованы мероприятия, повышающие надежность и ресурс работы элементов ВБ, предложена обобщающая опытные данные зависимость, описывающая температуру элементов ВБ в стационарных и переходных режимах, включая режимы без охлаждения ВБ, позволяющая определить температуру ответственных узлов оборудования ВБ путем измерения штатных параметров РУ при эксплуатации;

- выявлен ряд процессов, не предусмотренных проектом и влияющих на ресурс оборудования, определены и отработаны рекомендации и мероприятия по оптимизации условий эксплуатации соответствующих узлов;

- на ряде энергоблоков АЭС реализована методология, порядок и процедуры обследования и ввода в эксплуатацию оборудования после длительного простоя и хранения.

Автор защищает:

- разработку актуальной научно-технической проблемы регулирования и оптимизации процесса ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС;

- разработку и реализацию структуры и системы регулирования процесса ввода в эксплуатацию;

- разработку и реализацию концепции оптимизации натурных испытаний при вводе в эксплуатацию энергоблоков АЭС, включающей использование возможностей процесса ввода в эксплуатацию для решения научно-технических задач путем натурных исследований;

- разработку математической модели процесса ввода в эксплуатацию, основанной на вероятностном подходе к планированию ввода в эксплуатацию.

- разработку методологии идентификации и оценки рисков при вводе энергоблока в эксплуатацию и их влияния на сроки ввода в эксплуатацию;

Личный вклад автора. Все основные научные результаты диссертационной работы получены лично автором. Вклад автора в работы, выполненные в соавторстве и включенные в диссертацию, состоит в обосновании тематики и постановке задач, руководстве и непосредственном участии в их выполнении, анализе, интерпретации полученных результатов, формулировании выводов, заключений и предложений по внедрению.

Апробация работы. Отдельные результаты были защищены в кандидатской диссертации "Разработка и внедрение кондуктометрического метода измерения парораспределения в парогенераторе реакторной установки ВВЭР" (г. Москва, МЭИ, 1982г.). Диссертационная работа была рассмотрена научно-техническим советом Атомтехэнерго, материалы диссертации обсуждались на технических совещаниях и семинарах в Министерстве (других правительственных органах) по атомной энергии, концерне "Росэнергоатом", на различных АЭС в нашей стране и за рубежом, в ОКБ "Гидропресс", ЗАО "Атомстройэкспорт", ВНИИАЭС, Московском энергетическом институте, Атомтехэнерго. Основные результаты по отдельным разделам докторской диссертации докладывались и обсуждались на 8-й Всесоюзной конференции "Двухфазный поток в энергетических машинах и аппаратах" (Ленинград, 1990г.), 4-й международной научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР" (г. Подольск, 2005г.), 7-м международном семинаре по горизонтальным парогенераторам (г. Подольск, 2006г.), 5-й международной научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР" (г. Подольск, 2007г.), 6-й международной научно-технической конференции "Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики" (г. Москва, 2008г.).

Публикации. По материалам диссертации опубликовано 37 печатных работ, в том числе 18 публикаций в ведущих рецензируемых изданиях и 1 монография.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, шести глав, заключения и списка использованной литературы из 180 наименований. Общий объем диссертации 281 стр., включая 63 рисунка и 24 таблицы.

Содержание работы

Во введении обоснована актуальность рассматриваемой проблемы, сформулирована цель работы, изложено ее краткое содержание, приведены положения, составляющие новизну работы.

В первой главе выполнен обзор и анализ состояния проблемы регулирования и оптимизации ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС, в том числе:

· содержания работ по вводу в эксплуатацию и испытаний;

· эксплуатационных нагрузок при испытаниях и их влияния на ресурс узлов и элементов;

· целей и условий натурных испытаний при вводе в эксплуатацию;

· критериев оптимальности процесса ввода в эксплуатацию;

· ввода в эксплуатацию оборудования после длительного простоя и хранения;

· оценки надежности оборудования и персонала в условиях нечеткой информации по отказам;

· регулирования ввода в эксплуатацию.

При анализе содержания ввода в эксплуатацию рассмотрены последовательность и состав работ по вводу в эксплуатацию, дана характеристика этапов ПНР, условий их проведения и перехода от одного этапа к другому, задач, объектов испытаний, видов испытаний и критериев их успешности.

Обзор подтвердил имевшуюся к началу работы фрагментарность и отсутствие системы в разработке нормативно-методической базы по вводу в эксплуатацию и выявил актуальность исследований в области ее разработки и совершенствования, а также необходимость и актуальность регламентации качества при вводе в эксплуатацию как составной части планируемой и систематически осуществляемой деятельности по обеспечению качества на АЭС в целом и как элемента "культуры безопасности". Отмечена необходимость и актуальность оптимизации испытаний оборудования, учета возможных рисков, влияющих на процесс ввода в эксплуатацию, оптимизации процесса ввода в эксплуатацию в целом.

Выявлено практическое отсутствие разработанных теоретических основ управления процессом ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС, за исключением частных задач, относящихся к данному вопросу (критерии оптимальности процесса ввода в эксплуатацию, оценка надежности оборудования и персонала в условиях нечеткой информации по отказам).

Показана необходимость оптимизации натурных испытаний при вводе в эксплуатацию путем расширения использования их возможностей и результатов с целью оптимизации условий эксплуатации и ресурса оборудования и сооружений АЭС, решения отдельных научно-технических задач и проблем, требующих испытаний и исследований в натурных условиях на стадии ввода в эксплуатацию.

На основании проведенных обзора и анализа сформулирована научно-техническая проблема оптимизации ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС для ее комплексного решения в рамках диссертационного исследования. Предложена обобщенная схема комплексного решения проблемы (рис. 1).

Для разработки определены следующие основные направления, составляющие проблему:

- регулирование процесса ввода в эксплуатацию;

- управление процессом ввода в эксплуатацию;

- оптимизация испытаний при вводе в эксплуатацию;

- управление ресурсными характеристиками оборудования при вводе в эксплуатацию.

"Регулирование процесса ввода в эксплуатацию" представляет собой обширную сферу деятельности по оптимизации организации и совершенствованию методик выполнения необходимых мероприятий и работ по вводу в эксплуатацию. Оно включает нормативно-методическое обеспечение ввода в эксплуатацию и управление системой обеспечения качества ввода в эксплуатацию. Нормативно-методическое обеспечение предусматривает создание базовых условий для оптимального производства ввода в эксплуатацию.

"Управление процессом ввода в эксплуатацию" должно опираться на разработку теоретических основ управления процессом ввода в эксплуатацию, учитывающих риски и неопределенности, возникающие в процессе сооружения и ввода в эксплуатацию энергоблока. В результате процесса идентификации и оценки рисков и неопределенностей и разработки мероприятий по снижению отрицательного влияния соответствующих факторов возможно достижение оптимизации продолжительности и затрат на ввод в эксплуатацию.

"Оптимизация испытаний при вводе в эксплуатацию" базируется на обобщенных и систематизированных знаниях об организационных и технологических процессах, сопровождающих ввод в эксплуатацию и о факторах, влияющих на процесс ввода в эксплуатацию. Оптимизация испытаний включает совершенствование объема, состава и последовательности испытаний; совершенствование методик испытаний; решение научно-технических вопросов путем натурных исследований с целью повышения эффективности и расширения использования результатов натурных испытаний при вводе в эксплуатацию.

"Управление ресурсными характеристиками оборудования при вводе в эксплуатацию" представляет собой в большей части результаты разработки технических решений и совершенствования методик испытаний, посредством которых достигается оптимизация условий эксплуатации и ресурса оборудования. Отдельно выделенная ветвь этого направления включает разработку методологии ввода в эксплуатацию оборудования, подвергнутого моральному и физическому старению вследствие длительного простоя и хранения до ввода в эксплуатацию.

Во второй главе изложены результаты решения автором проблемы создания и развития системы регулирования процесса ввода в эксплуатацию.

Определены цели и задачи регулирования процесса ввода в эксплуатацию путем внесения в этот процесс оптимальной организации, обеспечения единства и взаимосвязи действий по вводу в эксплуатацию, позволяющих осуществить процесс ввода в эксплуатацию наиболее безопасным и экономичным путем с минимально необходимыми материальными и трудовыми затратами, а также минимальными затратами времени и ресурса оборудования.

В результате решения проблемы регулирования процесса ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС под руководством и при непосредственном участии автора были разработаны:

· Структура системы НД по вводу в эксплуатацию (рис. 2).

· Перечень вопросов для их нормирования в системе НД по вводу в эксплуатацию.

· Базы знаний для разработки и пересмотра НД.

· Комплекс НД различного статуса в области ввода в эксплуатацию.

В рамках системного подхода разработана и практически применена при поточном вводе в эксплуатацию десятков энергоблоков в нашей стране и за рубежом система нормативных документов по регулированию ввода в эксплуатацию, включающая 193 документа различного уровня.

Впервые в нашей стране сформулированы и разработаны основные положения деятельности по обеспечению качества на АС, основанные на рекомендациях руководств МАГАТЭ по безопасности, Система обеспечения качества с разработкой и реализацией программы обеспечения качества при вводе АС в эксплуатацию ПОКАС (ВЭ) (рис. 3) применена при вводе в эксплуатацию энергоблока №1 Ростовской АЭС, энергоблока №3 Калининской АЭС, а также Тяньваньской АЭС в Китае, с учетом особенностей системы менеджмента качества, принятой в этой стране.

В связи с ужесточением требований по безопасности, изменением экономических, организационных условий функционирования и создания объектов атомной энергетики, введением за прошедший период новой нормативной базы, а также полученным опытом на вновь введенных энергоблоках, сформулированы и реализуются задачи совершенствования и пересмотра системы документов, регулирующих ввод в эксплуатацию энергоблоков АС.

Перечень вопросов для рассмотрения на нормативно-методическом уровне является открытым и развивается вместе с развитием структуры системы НД. Разработан состав подлежащих пересмотру и новой разработке нормативных документов. Переработка этих документов на базе единых отраслевых стандартов ведется в настоящее время под руководством и при непосредственном участии автора. К настоящему времени разработаны и введены в действие 4 новых СТО.

В третьей главе приводятся основные положения и краткое содержание основных разработанных под руководством и при участии автора системообразующих нормативных документов по основным направлениям регулирования ввода в эксплуатацию:

– готовность систем, оборудования и помещений энергоблоков. Технические требования готовности (ТТ-86), введенные в действие в 1986г., определяют строительно-монтажную и технологическую готовность помещений, систем и оборудования энергоблоков с реакторами ВВЭР и РБМК к этапам пусконаладочных работ. В приложениях к ТТ-86 приводятся типовые графики ПНР, перечень этапов пусконаладочных работ, их нормативная продолжительность и укрупненный состав испытаний на этих этапах;

– организация пусконаладочных работ на атомных станциях. При разработке введенного в 1986г. "Положения об организации пусконаладочных работ на атомных станциях Минатомэнерго СССР и обеспечении безопасности их выполнения" автором были сформулированы новые, либо уточнены имевшиеся требования к порядку организации и проведения пусконаладочных работ на вновь вводимых энергоблоках АС, к пусконаладочной документации, а также к организационно-техническим мероприятиям по обеспечению безопасности выполнения ПНР;

– научно-техническое руководство и авторский надзор. В "Положении о научно-техническом руководстве и авторском надзоре при проведении пусков АС с реакторами типа ВВЭР" определено распределение обязанностей и ответственность организаций (их представителей), осуществляющих научно-техническое руководство пуском АС, а также ГРП и ее председателя. Определены права организаций и лиц, участвующих в научно-техническом руководстве пуском, в том числе эксплуатирующей организации, разработчиков проектов АС и РУ, научного руководителя проекта, научного и технического руководителей пуска, администрации АС;

– генеральный подряд. "Положение о генеральном подряде при проведении ПНР на вновь вводимых энергоблоках АЭС, АТЭЦ, АСТ" регламентирует взаимоотношения генподрядчика с действующими и строящимися атомными станциями (заказчиком), их права, обязанности и ответственность при заключении и исполнении договоров на выполнение отдельных видов и комплексов ПНР;

– организационно-распорядительная документация является частью пусконаладочной документации, находящейся в нижней ступени иерархии документов, регулирующих ввод в эксплуатацию. В структуру организационно-распорядительной документации включены координационный план ввода в эксплуатацию, программа ввода в эксплуатацию, программа обеспечения качества при вводе блока в эксплуатацию, графики разработки пусконаладочной и эксплуатационной документации, график окончания строительно-монтажных работ и ввода в эксплуатацию энергоблока, сводный график пусконаладочных работ (укрупненный), графики пусконаладочных работ по реакторному, турбинному отделениям, по АСУ ТП и спецкорпусу;

– пусконаладочная документация. Для планирования, координации и контроля разработки и согласования пусконаладочной документации автором предложен и реализован на ряде энергоблоков график разработки и согласования пусконаладочной документации, включающий организационно-распорядительную документацию, этапные программы и графики, программы и методики по реакторному, турбинному отделениям, химическому цеху, транспорно-технологическому оборудованию, электротехническому оборудованию, АСУ ТП, радиационному контролю, вентиляции и кондиционированию, системам безопасности, вспомогательному оборудованию, системам теплоснабжения, виброобследованию оборудования и специальным пусконаладочным измерениям;

– объем, последовательность и планирование ввода в эксплуатацию. Приведено основное содержание СТО "Пусконаладочные работы на атомных станциях с реакторами типа ВВЭР. Объем и последовательность пусконаладочных работ", разработанного на основе опыта работ автора на последних введенных к этому времени энергоблоках: №1 Ростовской и №3 Калининской АЭС, а также энергоблоках №№ 1 и 2 Тяньваньской АЭС в Китае;

– производство и приемка работ по вводу в эксплуатацию. Правила производства и приемки работ по вводу в эксплуатацию впервые были сформулированы под руководством и при непосредственном участии автора в составе комплекта ОСТов на ПНР, а затем переработаны и уточнены во вновь выпущенных СТО по пусконаладочным работам. Приемка в эксплуатацию законченных строительством пусковых комплексов энергоблоков АС и объектов пускового комплекса (приемка энергоблока АС в промышленную эксплуатацию) была регламентирована при разработке документа ВСН АС-90;

Приведены результаты разработки и реализации на введенных энергоблоках в нашей стране и за рубежом 4-х уровневой системы планирования работ и оптимизации последовательности этапов и подэтапов ввода в эксплуатацию.



При рассмотрении организационно-распорядительной документации особое внимание уделено внедренным на последних введенных энергоблоках программе ввода в эксплуатацию и программе обеспечения качества при вводе в эксплуатацию.

Отмечена актуальность более детального и современного отражения в нормативной документации по вводу в эксплуатацию вопросов генерального подряда и технического руководства. Приведены реализованные автором структуры технического руководства вводом энергоблока в эксплуатацию и обследованием оборудования после длительного простоя и хранения. Отмечены принципиальные отличия содержания технического руководства и обеспечения функций генерального подрядчика.

В четвертой главе приводятся результаты оптимизации испытаний при вводе в эксплуатацию путем решения автором актуальных научно-технических задач при натурных исследованиях в процессе ввода в эксплуатацию, разработки и совершенствования методик испытаний, включая разработку и совершенствование средств испытаний.

Исследования уровня и испытания систем измерения уровня в ПГ:

Особенностью горизонтальных ПГ, применяемых в энергоблоках АЭС в ВВЭР, является существенная зависимость влажности генерируемого пара от уровня, что обусловлено горизонтальной компоновкой трубного пучка и корпуса при ограниченной высоте парового пространства. Эта особенность накладывает повышенные требования на системы измерения и поддержания уровня.

Гидростатическим способом, применяемым на действующих АЭС, может быть определен массовый уровень, а для точного определения действительного уровня требуются иные методы измерения, например кондуктометрический.

Посредством разработанного при участии автора кондуктометрического дискретного уровнемера действительного (физического) уровня теплоносителя исследованы профили паросодержания и действительный уровень над трубным пучком парогенератора ПГВ-440 Армянской АЭС (рис. 4).

Для парогенератора ПГВ-1000, исходя из данных по сопротивлению ПДЛ и считая, что сопротивление определяется скоростью выхода пара, коэффициент неравномерности паровой нагрузки на выходе с ПДЛ при номинальной мощности оценивался значением 1,2-1,25 по отношению к среднему значению. При исследовании выравнивающей способности погруженного дырчатого листа ПГВ-1000 кондуктометрическим методом автором получены эпюры парораспределения над ПДЛ, оценка неравномерности по которым дает существенно меньшее значение (1,12), что может говорить о необходимости учета скорости воды в отверстиях ПДЛ при оценке по значению гидравлического сопротивления и о возможном наличии поперечных перетоков пароводяной смеси над ПДЛ, выравнивающих паровую нагрузку над ним.

Проблема измерения уровня в ПГ АЭС с ВВЭР-1000 возникла в связи с реконструкцией внутрикорпусных устройств ПГ, как одного из мероприятий по повышению надежности и ресурса ПГ. Отличия ВКУ ПГ энергоблока №3 КлнАЭС заключаются в следующем: если в ПГ-1,2,3 с "горячей" стороны ПГ в районе "холодного" торца закраина отсутствует, то в ПГ-4 с "горячей" стороны ПГ опущена закраина от дополнительного ПДЛ в районе "холодного" торца.

На парогенераторах блока №3 защитные устройства в виде трубы были установлены на "минусовые" отборы уравнительных сосудов двухкамерных (УСД) до начала ПНР. Это позволило защитить "минусовые" отборы УСД от динамического воздействия пароводяной смеси с "горячей" стороны ПГ, особенно при отсутствующих закраинах на ПГ-1,2,3. Поэтому точность поддержания уровня во всех ПГ блока №3 на различных уровнях мощности составляла ±20 мм, что лучше проектной величины (±50 мм). При этом разница в показаниях "метровых" и "четырехметровых" уровнемеров имеет характерную зависимость от паросодержания и составляет максимум 30 мм.

Установка закраины с "холодного" торца "горячей" стороны ПГ-4 позволила уменьшить выбросы пароводяной смеси из-под ПДЛ в район расположения минусовых отборов двухкамерных и однокамерных сосудов и повысить точность поддержания уровня в ПГ-4.

При динамических испытаниях на блоке №3 на этапе освоения мощности 100% Nном проводились наблюдения за поведением уровнемеров ПГ при "сильных" и "слабых" изменениях параметров.

Установлено, что наличие закраины с "горячей" стороны "холодного" днища ПГ значительно улучшает работу уровнемеров в переходном режиме. При этом "четырехметровые" уровнемеры имеют бо?льшую недостоверность показаний, чем "метровые", при больших скоростях изменения давления в ПГ. Но "четырехметровые" уровнемеры быстрее реагируют на изменение уровня и восстанавливают свои показания, чем "метровые", при снижении скорости изменения давления в ПГ ниже некоторой величины. Это запаздывание связано со временем перетока воды по "минусовой" импульсной трубе "метрового" уровнемера и составило около 10 сек.

При "слабом" изменении параметров - отключении ГЦН-1 на мощности 100% Nном недостоверность в показаниях уровнемеров, как "метровых", так и "четырехметровых", практически отсутствует.

Установлено, что восстановление уровня в ПГ-4, оснащенном закраиной с "горячей" стороны "холодного" днища, носит более плавный характер. Сравнительные испытания ПГ с различными вариантами ВКУ показали преимущество установки закраины с "горячей" стороны "холодного" днища. Данный вариант ВКУ улучшает и сепарационные характеристики ПГ.

В связи с тем, что при динамических режимах с "сильным" изменением параметров в ПГ уровнемеры с базой 1000 мм имеют запаздывание на изменение уровня около 10 секунд, применение их в цепях защит и блокировок неоправдано. Необходимо исследовать возможность переноса защит по повышению уровня в ПГ, привязанных к УСД, на однокамерные уровнемеры.

Для решения актуальных задач повышения надежности коллекторов и теплообменных труб ПГ типа ПГВ-1000 автором выполнен ряд гидродинамических и теплохимических испытаний и исследований парогенераторов:

· На парогенераторах блока №1 Хмельницкой АЭС и блока №5 Нововоронежской АЭС исследованы температурные поля в стационарных и переходных режимах. В большинстве режимов не зафиксировано отклонение температуры водяного объема у коллекторов и вне зоны раздачи питательной воды от температуры насыщения. Проникновение переохлажденных (max до 20°С) по сравнению с температурой насыщения масс питательной воды к нижней части выходного коллектора отмечалось лишь в режимах при отключении первым ГЦН на петле с термометрируемым ПГ. Длительность переохлаждения не превышала нескольких минут, т.к. примерно после одной минуты после отключения в петле реализуется обратный ток теплоносителя и температура в выходном коллекторе становится больше, чем во входном. Аномальных разверток и пульсаций температур по первому контуру не зафиксировано.

· В соответствии с обобщенными результатами гидродинамических испытаний и исследований на натурных ПГ в период ввода в эксплуатацию с участием автора получена общая картина и параметры циркуляции воды в ПГВ-1000. При теплохимических испытаниях парогенераторов на энергоблоке №1 Хмельницкой АЭС (пробоотборники) и энергоблоке №6 АЭС "Козлодуй" (кондуктометрические датчики солесодержания) с участием автора исследовано распределение концентраций примесей в паропроизводящем объеме ПГ в зависимости от распределения тепловой нагрузки, схемы раздачи питательной воды и внутренней пространственной циркуляции рабочего тела.

При ранее принятой штатной схеме распределения питательной воды в связи с неравномерной паровой нагрузкой трубного пакета и уменьшенной подачей воды в зоне входного коллектора концентрация растворенных коррозионно-активных солей в этом сечении оказывается максимальной и почти в 2 раза превышает среднее солесодержание продувочной воды (рис. 5), по ширине и высоте объема ПГ концентрации меняются менее существенно, чем по длине.

Основой модернизации водопитания и продувки ПГ стали:

- уменьшение зоны раздачи питательной воды и отказ от продувки в зоне раздачи;

- организация "соленого" отсека в одном из торцов ПГ для получения стабильной зоны максимальной концентрации примесей путем перераспределения питательной воды в сторону горячего торца и ликвидации подачи питательной воды на некоторой площади холодного торца;

- смещение координат продувок в торец, где создана зона максимальной концентрации примесей.

Рис. 5. Распределение удельной электрической проводимости котловой воды в ПГ-1 энергоблока №6 АЭС "Козлодуй"

Для оптимизации распределения концентраций примесей по длине ПГ постоянная продувка должна осуществляться из "соленого" отсека, периодическая продувка должна быть рассредоточена по длине ПГ в целях эффективного удаления нерастворимых примесей.

Последующие исследования автором распределения солей в водяном объеме парогенератора при теплохимических испытаниях ПГ Хмельницкой АЭС с модернизированными системами раздачи питательной воды и продувки показали существенное снижение концентрации растворенных примесей в объеме ПГ, что позволило повысить надежность работы и ресурс коллекторов теплоносителя и труб поверхности теплообмена.

· В результате анализа причин повреждения "холодных" коллекторов ПГ-1000 группой авторов, включающей автора настоящей диссертационной работы, предложен новый концептуальный подход к решению проблемы методов расчета прочности, долговечности и остаточного ресурса металла, который работает в сложных условиях нагружения остаточными технологическими, термо- и гидромеханическими напряжениями, ползучести, контакта с коррозионной средой, облучения потоком нейтронов и испытывает одновременное воздействие нескольких повреждающих факторов. Предложен функционал, состоящий из набора соответствующих детерминированных функций, учитывающий влияние физико-химических факторов, совместно и одновременно воздействующих на общий процесс деградации металла:

·

(1)

При переходе к функциям , в явном виде описывающим отдельные процессы - коррозии, усталости, вибрации, водородного и радиационного охрупчивания, ползучести и др., можно вычислить старение металла, если известны критерии предельного состояния по каждому из повреждающих факторов.

Так, износ по критерию водородной хрупкости рекомендуется вычислять как отношение накопленного водорода на момент времени расчета к его предельному значению в металле перед разрушением:

 (2)

Это выражение использовано автором для оценки коррозионно-статической поврежденности коллекторов 16-ти замененных парогенераторов.

Для усталостных износов автор использовал формулу

(3)

при оценке вклада различных факторов в потерю ресурса оборудования РУ вследствие воздействия температурных нагрузок и отработке мероприятий, обеспечивающих проектные условия проведения эксплуатационных режимов.

· На Калининской АЭС с участием автора выполнен комплекс работ по определению динамики распределения ионогенных и поведения нерастворимых примесей при реализации трех основных режимов продувки ПГ, используемых в настоящее время на российских АЭС с модернизированными парогенераторами (Калининская, Балаковская, Волгодонская). Ставилась задача также определить влияние особенностей ВКУ ПГ блока №3 Калининской АЭС на распределение растворимых примесей в сравнении с ВКУ ПГ Балаковской и Волгодонской АЭС.

При периодической продувке "карманов" и патрубков Ду 80 ПГ относительная концентрация натрия по всем пробоотборным точкам объема ПГ-4 блока №3 КлнАЭС не изменяется или изменяется несущественно. Изменение абсолютной массовой концентрации ионов натрия во всех пробоотборных точках можно считать пропорциональным изменению того же показателя в "соленом" отсеке ПГ, т.е. работа "соленого" отсека при периодической продувке днища ПГ в течение 2 ч в смену не нарушается. Аномальные данные по перераспределению солей в объеме ПГ, полученные в результате первого этапа теплохимических испытаний ПГ-2 блока №1 ВоАЭС, не получили подтверждения на ПГ-4 блока №3 КлнАЭС и при повторных испытаниях на ВоАЭС.

Установлено, что при одинаковых суммарных расходах продувки последовательность переключений оказывает на распределение солей в объеме ПГ достаточно умеренное и непринципиальное влияние, т.е. все режимы продувки, используемые на российских АЭС с ВВЭР-1000, являются вполне "рабочими". Поэтому основной упор при выборе конкретного режима продувки должен быть сделан на его "технологичности", т.е. простоте реализации и автоматизации технологических переключений.

В рамках работ по обоснованию возможности участия энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000 в нормированном первичном регулировании частоты в настоящее время на первом этапе решается задача участия энергоблока в противоаварийной защите энергосистемы, которая может реализовываться в двух режимах: разгрузка турбогенератора с последующим фиксированным ограничением мощности (ОМ) и импульсная разгрузка турбогенератора с возвратом на исходный уровень мощности (ИР). Если первый режим реализован на большинстве российских АЭС, то к Калининской АЭС, впервые в России, энергосистемой предъявляется требование по участию в противоаварийной автоматике как в части ОМ, так и в части ИР.

При вводе энергоблока №3 Калининской АЭС в эксплуатацию под руководством и при участии автора было выполнено исследование поведения энергоблока при импульсной разгрузке турбогенератора, в процессе которого для оптимизации динамического процесса, достижения проектного автоматического управления блоком в режиме ИР и уменьшения роста давления в главном паровом коллекторе предложены и реализованы: измененная структурная схема действия ИР, алгоритм опережающего открытия БРУ-К по факту срабатывания ИР, для электрогидравлической системы регулирования алгоритм слежения от момента появления сигнала ИР до момента исчезновения сигнала "БРУ-К активны", внесены изменения в настройки параметров ИР.

На основании опыта теплогидравлических испытаний верхнего блока реактора ВВЭР-1000 разработаны мероприятия, повышающие безопасность и надежность работы РУ: увеличение расхода охлаждающего воздуха через привод СУЗ; вынос "сухой" части каналов нейтронных изменений (КНИ) из воздушного коллектора; перенос штатных термодатчиков на выход ВБ; уплотнение узла крепления прохода приводов СУЗ из воздушного коллектора; ликвидация общего страховочного кольца патрубков крышки реактора; уменьшение гидравлического сопротивления системы охлаждения ВБ путем использования общего кожуха; уменьшение количества фланцевых соединений приводов СУЗ; использование диафрагм в КНИ для уменьшения теплопереноса вдоль канала.

Предложена обобщающая опытные данные зависимость:

, (4)

описывающая температуру элементов ВБ в стационарных и переходных режимах, включая режимы без охлаждения ВБ, позволяющая определить температуру ответственных узлов оборудования ВБ путем измерения штатных параметров РУ при эксплуатации.

Посредством контроля нагрузок, влияющих на остаточный ресурс оборудования РУ при участии автора выявлен ряд процессов, не предусмотренных проектом и влияющих на ресурс оборудования, определены и отработаны мероприятия, обеспечивающие проектные условия проведения эксплуатационных режимов, в т.ч. обоснованы новые уточненные требования к условиям эксплуатации патрубков подпитки 1-го контура РУ ВВЭР-1000 в стационарных, переходных и динамических режимах, установлены факторы, определяющие отличия в поведении температур патрубков подпитки 1-го контура.

В пятой главе представлены результаты разработки структуры и модели процесса ввода в эксплуатацию в качестве теоретических основ этого процесса.

Дана характеристика состояний процесса ввода в эксплуатацию энергоблока, которые разделены на целевые и нецелевые, и связей между ними. Показано, что переход энергоблока в нецелевое состояние, каковым может являться устранение несоответствий, дефектов и отказов разного рода, приводит к увеличению продолжительности работ по вводу в эксплуатацию, изменяет эффективное время выполнения проекта и влияет на сроки ввода энергоблока в эксплуатацию.

Представлена структура и модель графиков ввода в эксплуатацию. На рис. 6 приведен пример связи между графиками разных уровней.

Рис. 6. Пример связи между сетевыми графиками разных уровней.

Для графика более низкого уровня время является критическим. На графике критический путь обозначен выделенной линией (предполагается, что ).

Нормативное время Tнорм. выполнения директивного графика получается суммированием критических времен графиков нижних уровней. Это время будет затрачено при условии отсутствия неучтенных факторов. Как показывает практика, при сооружении таких сложных объектов, как АЭС, возникает большое количество событий, имеющих случайный характер, которые не могут быть учтены на этапе детерминированного планирования, что показано сравнением типового графика ввода в эксплуатацию энергоблока АС с реактором ВВЭР-1000 и фактических временны?х затрат на ввод энергоблоков (рис. 7).

Происходящее из-за этих событий увеличение сроков ввода в эксплуатацию следует оценивать с использованием вероятностных методов прогнозирования.

Предложен подход к разработке вероятностной модели планирования ввода в эксплуатацию энергоблока АЭС, учитывающей риски возникновения отказов оборудования в реальном процессе проведения работ. Отказы рассмотрены как случайные техногенные и антропогенные события, имеющие одинаковое формально-математическое описание.

Рис. 7. Сравнение типового графика ввода в эксплуатацию энергоблока АС с реактором ВВЭР-1000 и фактических временны?х затрат на ввод энергоблоков

Схема процесса ПНР при вводе в эксплуатацию на одном из его этапов изображена на рис. 8.

Рис. 8. Схема одного этапа ПНР с отказами.

Каждое событие, приводящее к отказу, имеет вероятностную характеристику реализации, в качестве которой удобно использовать интенсивность отказов ?(t), то есть вероятность отказа узла в единицу времени при условии, что в данный момент времени он находится в рабочем состоянии. Если в данный момент времени вероятность нахождения узла в рабочем состоянии есть , то скорость изменения этой вероятности определяется выражением:

(5)

Реальное время , затраченное на проведение данного этапа работ, складывается из нормативного времени и суммарного времени, затраченного на ликвидацию последствий отказов

. (6)

Построена классификация отказов по их влиянию на процесс ввода в эксплуатацию. Рассмотрены два типа отказов: отказы, которые требуют проведения восстановительных работ и затрат ресурсов, но не приводят к увеличению планового срока работ и такие отказы, которые приводят к увеличению планового срока работ. Наряду с классификацией по времени задержки введена классификация отказов по их влиянию на ресурс оборудования.

Получены выражения для оценки среднего прироста времени в процессе планирования из-за наличия отказов в виде

, (7)

для дисперсии

(8)

и относительной ширины распределения времен задержки

(9)

Произведение представляет собой среднее число отказов всех источников за весь -й этап ПНР. Выражение (9) показывает, что при значении числа отказов за период испытаний, составляющем несколько тысяч событий, относительная точность предсказания времени задержки составляет величину порядка . Это свидетельствует о том, что вероятностный подход в планировании ПНР является адекватным и дает вполне удовлетворительные оценки характеристик реального процесса.

В применении к процессу ввода в эксплуатацию рассмотрены критерии надежности. Коэффициент готовности получен в виде

(10)

Это выражение показывает, что для увеличения коэффициента готовности нужно уменьшить среднюю скорость нарастания потерь времени на ликвидацию последствий отказов оборудования и простои из-за недостатков планирования ПНР.

Коэффициент технического использования

(11)

Равенство коэффициентов получается при условии постоянства интегральной интенсивности отказов в течение всего этапа ПНР.

Вероятностная модель отказов позволяет спланировать сверхнормативные расходы денежных средств на проведение ПНР. В общем случае (в случае существенной зависимости от времени ) для С получено выражение:

 (12)

Аналогичные выражения получены для удельных трудовых затрат и уменьшения ресурса оборудования АЭС в результате сверхнормативного накопления повреждений в процессе ликвидации последствий отказов. Потеря общего ресурса оборудования атомной станции складывается из потерь ресурса для каждого отказа. Среднее значение уменьшения ресурса находится по формуле

. (13)

Дальнейшее рассмотрение модели процесса ввода в эксплуатацию связано с критериями эффективности процесса. В качестве характеристики эффективности ввода в эксплуатацию автор предлагает принять вероятность того, что объем пуско-наладочных испытаний необходим и достаточен (оптимален) для надежной, безопасной и экономичной эксплуатации энергоблока.

Для оценки эффективности ПНР рассмотрено влияние выбора стратегии и процедуры ПНР на последующую эксплуатацию энергоблока. С одной стороны, нагрузки на оборудование и время проведения отдельных операций ПНР должны быть по возможности малыми, так как это позволяет сберечь ресурс оборудования энергоблока и сделать процесс ПНР экономичным. С другой стороны, для обеспечения надежности и безопасности эксплуатации энергоблока необходимо в процессе ПНР обеспечить исключение возможности отказов оборудования, приводящих к переходу энергоблока в область режимов с нарушением нормальной эксплуатации и аварийных режимов, для которых характерны нагрузки, значительно превосходящие нормальные эксплуатационные. Поэтому запланированные испытания в процессе ПНР должны предусматривать и нагружение оборудования энергоблока АЭС до уровней, превосходящих нормальные эксплуатационные. Основная цель процедуры заключается в обнаружении и устранении дефектов элементов и узлов оборудования, которые могут привести к отказам в условиях последующей эксплуатации энергоблока.

Общей закономерностью является увеличение интенсивности отказов с ростом внешней нагрузки. Введено понятие о критическом количестве повреждений , превышение которого при данном уровне внешнего воздействия приводит к мгновенному отказу, что соответствует предельному состоянию данного элемента или узла оборудования. Величина зависит от интенсивности внешнего воздействия на данный элемент конструкции. Типичная зависимость представлена на рис. 9.

Рис. 9. Типичная зависимость критического количества повреждений от внешней нагрузки

При всех значениях количества повреждений соответствующие элементы и узлы оборудования в данный момент времени с некоторой ненулевой вероятностью будут работать безотказно. При достижении значения возникает детерминированный отказ. Область значений определяет множество возможных отказов на данном этапе ПНР, которое показано прямоугольником на рис. 9. Интенсивность отказов л в этой области является функцией и . Эта функция, как показано на рис. 10 пунктирной линией, является возрастающей с ростом и обращается в бесконечность при .

...