Ввод энергоблоков АЭС - Эксплуатационные нагрузки при испытаниях и их оптимизация

Глава десятая
Оптимизация испытаний оборудования и сооружений РУ при вводе в эксплуатацию

Нагрузки на элементы конструкций РУ, влияющие на их прочность как основное свойство, определяющее работоспособность конструкций, характеризуются значительным разнообразием:

1. термомеханические нагрузки (статические и квазистатические);
2. вибрации и пульсации давления (динамические нагрузки);
3. сейсмические нагрузки;
4. неоптимальность воднохимического режима;
5. коррозия;
6. эрозия;
7. радиационное воздействие.

Различные сочетания термомеханических нагрузок на элементы конструкций РУ, таких как: внутреннее давление, температурные воздействия, усилия от примыкающих трубопроводов, усилия затяга шпилек разъемов, нагрузки при проектных авариях, а также сейсмических и внешних воздействий во всех проектных режимах приводят к накоплению циклических повреждений в элементах и узлах конструкций, оборудования и трубопроводов РУ и снижению их изначальной прочности.

По характеру воздействия на состояние оборудования термомеханических нагрузок, как одного из важнейших факторов [111], режимы эксплуатации РУ, включая режимы испытаний при вводе в эксплуатацию, можно разделить на следующие группы:

1. разогревы-расхолаживания;
2. стационарные режимы работы РУ;
3. плановые изменения мощности РУ;
4. динамические режимы (резкие изменения мощности РУ и ТГ);
5. режимы с незначительными температурными воздействиями;
6. прочие режимы.

Нестационарные тепловые режимы работы РУ можно разделить на два вида. Первые связаны с плавным изменением общих параметров всего 1-го контура, вторые — с изменением теплового состояния отдельных петель или элементов контура, либо с быстрым изменением параметров всего контура, при котором может иметь место значительная неравномерность температур по элементам контура.
В первом случае скорости изменений температуры теплоносителя, предусматриваемые проектом установки, как правило, невелики и значения их ограничиваются из условий допустимой термической напряженности корпусов реактора и компенсатора давления. В этих режимах термические напряжения в элементах РУ практически отсутствуют, так как циркуляция теплоносителя обеспечивает равномерный прогрев трубопроводов и корпусов. К таким режимам относятся режимы планового разогрева и расхолаживания.
Во втором случае тепловые процессы могут протекать с большими скоростями изменения температуры на отдельных элементах, вызывая в стенках значительные температурные градиенты. Пики напряжений, возникающих в этих режимах, представляют собой сумму напряжения от внутреннего давления и дополнительных температурных напряжений, возникающих в сечениях трубопроводов и корпусов от температурного градиента по толщине стенки. При этом следует иметь в виду, что кратковременные температурные напряжения, регистрируемые на наружной поверхности, меньше температурных напряжений, действующих в этот момент на внутренней поверхности, и имеют противоположный знак.

Теплогидравлические особенности работы термонапряженных узлов реакторной установки ВВЭР-1000 определяют следующие системы 1-го и 2-го контуров (рис. 10.1):

1. система охлаждения реактора (ГЦК);
2. система компенсации давления;
3. система продувки-подпитки 1-го контура;
4. система байпасной очистки 1-го контура (СВО-1);

Рис. 10.1. Упрощенная теплогидравлическая схема реакторной установки В-320:        система охлаждения реактора; —о— о— система компенсации давления; — — — система продувки-подпитки 1-го контура; -о—о- — система байпасной очистки 1-го контура (СВО-1);---- система аварийного охлаждения активной зоны высокого давления;---- система аварийного охлаждения активной зоны низкого давления;-- — система паропроводов свежего пара;--- система питательной воды;      система аварийной питательной воды

1. система паропроводов свежего пара;
2. система питательной воды;
3. система аварийной питательной воды;
4. системы аварийного охлаждения активной зоны высокого и низкого давлений, включая пассивную часть с гидроемкостями САОЗ.

Опыт натурного тензотермометрирования установок с ВВЭР- 1000 показывает, что непроектные условия нагружения оборудования наиболее вероятны в узлах и элементах, связанных с обслуживающими системами: патрубках основного и аварийного питания ПГ, патрубках подпитки-продувки 1-го контура, патрубках трубопроводов системы компенсации давления. При этом непроектные условия чаще всего выражаются в нестационарных температурных воздействиях на указанные узлы вследствие периодических подач относительно холодного теплоносителя или питательной воды.
Наиболее нагружаемыми термомеханическими элементами конструкций РУ (на примере ВВЭР-1000) являются:

1. узлы соединения патрубков СУЗ, ВРК и воздушника с крышкой реактора;
2. патрубок Ду 850 корпуса реактора (горячий и холодный);
3. патрубок САОЗ корпуса реактора;
4. узел соединения патрубка КИП с корпусом реактора;
5. главный разъем реактора;
6. шпилька М170 главного разъема реактора;
7. узлы соединения кронштейна и ложемента с корпусом реактора;
8. узел крепления гнезда для образцов-свидетелей;
9. узел уплотнения чехла с патрубком СУЗ;
10. патрубок пара ПГ;
11. патрубок питательной воды ПГ;
12. патрубок аварийной питательной ПГ;
13. уплотнение люка на днище ПГ Ду 500;
14. уплотнение люка коллектора ПГ Ду 800;
15. нижняя часть коллектора ПГ — патрубок Ду 1200;
16. патрубок продувки ПГ Ду 80;
17. патрубок уравнительного сосуда ПГ Ду 20;
18. коллектор пара ПГ;
19. разъем коллектора 1-го контура ПГ;
20. коллектор 1-го контура ПГ в районе уровня;
21. теплообменная трубка ПГ;
22. патрубок впрыска в КД;
23. патрубок сброса КД;
24. патрубок впрыска в КД от системы аварийного ввода бора (для РУ В-428);
25. патрубки воздушника и уровнемера КД;
26. узел подсоединения опорной обечайки к нижнему днищу КД;
27. патрубок дыхательного (соединительного) трубопровода кд;
28. дыхательный трубопровод КД;
29. узел уплотнения смотрового люка КД;
30. патрубки подпитки и продувки 1-го контура;
31. трубопроводы пассивной части САОЗ;
32. защитная оболочка.

Наиболее нагружаемыми вибрациями и пульсациями давления элементами РУ являются:

1. внутрикорпусные устройства ректора, в том числе шахта внутрикорпусная, блок защитных труб (БЗТ), опорные трубы днища шахты;
2. тепловыделяющие сборки (ТВС);
3. главный циркуляционный насос;
4. коллекторы ПГ;
5. элементы главного циркуляционного трубопровода.

Наиболее подверженными воздействию воднохимических факторов и коррозии являются коллекторы и теплообменные трубы парогенераторов.
Радиационному воздействию в наибольшей степени подвергаются корпуса реакторов.
Снижение эксплуатационных нагрузок может быть достигнуто:

1. оптимизацией условий эксплуатации (нагрузок) при проведении режимов (испытаний) (§8.4)
2. оптимизацией состава (количества) выполняемых режимов (испытаний) (§10.2).

Снижение (смягчение) эксплуатационных нагрузок, или их оптимизация, являются важной частью и одним из основных путей решения проблем повышения надежности, ресурсоспособности и безопасности оборудования и сооружений АЭС.