Исследования собственных динамических характеристик при обосновании устойчивости оборудования АЭС к сейсмическим и другим внешним воздействиям

• Автор: Казновский, Арсений Павлович
• Шифр специальности: 05.04.11
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2013
• Место защиты: Мытищи
• Количество страниц: 136 с. : ил.

СОДЕРЖАНИЕ
Перечень принятых сокращений и условных обозначений Введение
Глава 1. Проблема проверки и обеспечения сейсмостойкости оборудования АЭС и пути её решения. Аналитический обзор и постановка задач
1.1. Безопасность использования атомной энергии
1.2. Внешние воздействия на объекты использования атомной энергии
1.3. Обзор сейсмических событий, затронувших площадки действующих и строящихся АЭС
1.4. Нормативные требования к обоснованию сейсмостойкости и устойчивости к другим внешним воздействиям оборудования АЭС
1.5. Обзор и анализ основных методов подтверждения сейсмостойкости оборудования АЭС
1.6. Выводы и задачи диссертационного исследования
Глава 2. Методы и средства экспериментальных исследований собственных динамических характеристик оборудования АЭС в реальных условиях монтажа, раскрепления и внешней обвязки
2.1. Способы и средства возбуждения колебаний в конструкциях и оборудовании
2.2. Средства измерений и регистрирующая аппаратура
2.3. Методы обработки и анализа экспериментальных данных Выводы по главе
Глава 3. Анализ выполненных натурных и лабораторных исследований динамических характеристик оборудования
3.1. Состав и классификация обследованного оборудования на пусковых и действующих энергоблоках АЭС и на предприятиях-изготовителях оборудования
3.2. Результаты лабораторных исследований и анализа факторов, влияющих на результаты экспериментального определения собственных динамических характеристик оборудования
3.3. Статистический анализ результатов исследований собственных динамических характеристик оборудования на основе спектрального метода определения декрементов (СМОД)
3.4. Статистический анализ расширенной базы данных по результатам

динамических испытаний на основе усовершенствованных и новых средств и методов экспериментальных исследований Выводы по главе 3 Глава 4. Анализ результатов исследований собственных динамических характеристик трубопроводной арматуры в реальных условиях раскрепления и трубопроводной обвязки на АЭС
4.1. Статистический анализ результатов исследований собственных динамических характеристик трубопроводной арматуры с учетом влияния опор и диаметров стыкуемой трубы
4.2. Обобщенный анализ влияния параметров жесткости арматуры на значения декрементов колебаний
Выводы по главе 4 Заключение Список литературы

ПЕРЕЧЕНЬ ПРИНЯТЫХ СОКРАЩЕНИЙ И УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ
АЭС - атомная электростанция АЦП - аналого-цифровой преобразователь АЧХ - амплитудно-частотная характеристика БПФ - быстрое преобразование Фурье
БН - энергетический реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением
ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор под давлением
ВО - вентиляционное оборудование
ГЗЗ - главная запорная задвижка
ГЦН - главный циркуляционный насос
ДИ - динамические испытания
ДК - декремент колебаний
КПНАЭС - Калининская АЭС
ЛАЭС - Ленинградская атомная станция
ЛСМ - линейно спектральный метод
М - магнитуда землетрясения по Рихтеру
МАГАТЭ - Международное агентство по атомной энергии
МДА - метод динамического анализа
МО - метод огибающих
МРЗ - максимально расчетное землетрясение
НТД - нормативно-техническая документация
НД - нормативная документация
ОИАЭ - объект использования атомной энергии
ПЗ - проектное землетрясение (сейсмичность площадки АЭС)
ПНР - пусконаладочные работы
ППР - планово-предупредительный ремонт
ПСЭ - продление срока эксплуатации
РБМК - уран-графитовый реактор большой мощности канальный
Еще одна сложность заключается в следующем: крайне подробное
моделирование оборудования и различных граничных условий требует очень высокого профессионализма инженера-расчетчика, больших трудозатрат, необходимых при создании самих моделей и современных многофункциональных программных средств, таких как АЫЗУЗ, ЫАЗТЯАМ и др. В связи с этим на сегодняшний день сложилась неизбежная ситуация, когда при проектировании большинства современных атомных станций не выполняется полноценный совместный анализ сейсмостойкости технологических систем в целом с учетом взаимного влияния их элементов друг на друга, не учитывается влияние присоединяемых трубопроводов на характеристики собственных колебаний оборудования [57]. Кроме того, при расчетах не может быть учтено влияние технологических допусков в подвижных соединениях внутренних элементов, в зазорах трубных решеток и т.п.
Таким образом, возникает трудноразрешимая задача достоверного задания граничных условий, а зачастую эта задача вообще неразрешима, поскольку в ряде случаев такие вопросы, как прокладка трубопроводов, места и формы их гибов, места жесткого или упругого раскрепления корректируются в процессе монтажа. Особо остро проблема задания граничных условий и определения сейсмических воздействий проявилась при проектировании унифицированных видов и типов трубопроводной энергетической арматуры, что вынудило принимать и периодически пересматривать искусственные решения и не до конца обоснованные нормативные документы типа НП-068-05 [32], согласно которому оборудование или арматура искусственно вырезается из технологической системы, а реальные условия крепления оборудования, изменение его жесткости, вследствие присоединяемых трубопроводов, не рассматриваются. Чтобы как-то учесть влияние присоединяемых трубопроводов, к патрубкам оборудования и арматуры прикладываются нагрузки, выбираемые в соответствии с [32].
Наглядно демонстрирует эту проблему следующий реальный пример, описанный в
[60].
При проектном обосновании сейсмостойкости фильтр-ловушки 4ТС10В01 (1-й категории сейсмостойкости по НП-031-01) энергоблока №4 КЛНАЭС граничные условия