Управление ресурсом корпусов атомных реакторов

На десяти АЭС России находятся в эксплуатации 30 энергоблоков общей мощностью 22,2 ГВт [1]. Суммарное производство электроэнергии атомными станциями в 2003 году составило 148,6 млрд. кВт. ч, или 16,5% объема производства электроэнергии при доле АЭС в общей установленной мощности ~11%. Темп роста к 2002 г. — 6,3%. В 2004 и 2005 г. выработка электроэнергии на АЭС должна составить 148,8 и 152,5 млрд. кВт.ч. соответственно.

В программе развития атомной энергетики России на 1998;2005 годы и на период до 2010 года [2], предусмотрено продолжение эксплуатации энергоблоков АЭС после окончания проектного 30-летнего срока службы за счет выполнения комплекса работ, обеспечивающих безопасность их дальнейшей эксплуатации.

Проблема обеспечения проектных сроков службы энергоблоков АЭС и их продления в настоящее время весьма актуальна не только в России, но и во многих странах мира [3]. Решение этой проблемы позволяет повысить эффективность АЭС без дополнительных вложений на замещение выводимых из эксплуатации мощностей.

В рамках подготовки к продлению срока эксплуатации была выполнена крупномасштабная модернизация блоков № 3,4 Нововоронежской и блоков № 1,2 Кольской АЭС: проведено комплексное обследование энергоблоков и обоснован остаточный ресурс оборудования, выполнены испытания модернизированных систем и оборудования и энергоблоков в целом. Продление срока эксплуатации блоков на Нововоронежской и Кольской АЭС показало высокую эффективность данного инвестиционного проекта. Удельные затраты на модернизацию и продление срока эксплуатации (в период с 1991 по 2003 г. г.) составили по данным [1] от 170 до 190 долларов США на 1 кВт установленной мощности. Для сравнения, при строительстве нового энергоблока данный показатель составляет более 1000 долларов США на 1 кВт.

Актуальность и эффективность работ по продлению сроков службы АЭС с обеспечением безопасности их эксплуатации очевидны.

В настоящее время работы по продлению ресурса АЭС регламентированы документом «Основные требования к продлению срока эксплуатации блока атомной станции» НП-017−2000, а также рядом методик для оценки технического состояния и остаточного ресурса элементов конструкций энергоблоков [4−7].

Главным конструктивным элементом энергоблока с ядерной энергетической установкой, определяющим его ресурс, является корпус реактора [8]. Если другие конструктивные элементы (парогенератор, трубопроводы, подогреватели и др.) могут быть заменены или отремонтированы в случае обнаружения в них повреждений, то корпус реактора должен безотказно выполнять свои функции в течение всего проектного или запроектного (в случае продления) срока службы. Очень важно иметь возможность адекватно оценивать реальный ресурс корпусов реакторов по сравнению с проектным и управлять им, т. е. увеличивать его при необходимости путем применения ряда специальных мер.

Таким образом, разработка методов управления ресурсом корпусов атомных реакторов представляется весьма актуальной.

Ресурс корпуса реактора определяется характеристиками материала, способами изготовления [8] и условиями эксплуатации.

Основными факторами, воздействующими на корпус реактора при эксплуатации и определяющими его ресурс, являются: внутреннее давление, усилия на патрубках от присоединенных трубопроводов [9], температурное воздействие, радиация.

Первые три фактора чаще всего взаимосвязаны, и можно говорить о термосиловом нагружении корпуса. Эти нагрузки могут иметь как статический, так и динамический характер и приводят к возникновению напряжений и деформаций в конструкции и накоплению повреждений в зонах концентрации напряжений. Степень поврежденности в конце срока эксплуатации зависит от количества повторений режимов разных типов в течение проектного срока службы.

Параллельно процессу накопления повреждений от термосиловых нагрузок происходит деградация свойств материала корпусов реакторов от температурно-радиационного воздействия, выражающееся в его упрочнении и охрупчивании. Известно, что эти изменения зависят от энергии облучающих частиц, их интегральной дозы и температуры облучения.

Опыт эксплуатации действующих реакторов типа ВВЭР показал, что важнейшей характеристикой корпусов, во многом определяющей ресурс, является их сопротивляемость хрупкому разрушению. Разработке способов повышения хрупкой прочности и управления на этой основе ресурсом корпусов реакторов является целью предлагаемой диссертационной работы.

В задачи работы входили:

1 Провести анализ условий и режимов эксплуатации, в том числе возможных нарушений нормальных условий эксплуатации и аварийных ситуаций, влияющих на ресурс корпусов реакторов. Выполнить расчет ожидаемых значений критической температуры хрупкости основного металла и металла сварного шва, расположенного на уровне активной зоны, на различных стадиях эксплуатации.

Предложить методические подходы к расчету хрупкой прочности корпусов реакторов при эксплуатации.

2 Исследовать влияние длительного эксплуатационного нагрева, усталостного нагружения, радиационного воздействия на механические свойства и вязкость реакторных материалов. Оценить возможные подходы к управлению ресурсом корпусов реакторов.

3 Разработать методологию определения степени восстановления свойств материалов в процессе отжига. Установить корреляционные соотношения значений критической температуры хрупкости, определенной на малоразмерных и стандартных образцах, для оценки Тк металла сварных швов при эксплуатации корпусов реакторов.

4 Исследовать радиационное охрупчивание корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения, влияние отжига и повторного облучения на свойства реакторных материалов. Разработать регламент работ по реализации выявленной возможности управления ресурсом атомных реакторов с применением отжига для восстановления свойств реакторных материалов, охрупченных в результате нейтронного облучения. Реализовать указанный регламент на реакторах АЭС.

Выводы.

1. Корректный анализ сопротивления хрупкому разрушению для конкретного реактора требует учета всего спектра режимов нарушений нормальных условий эксплуатации и аварийных ситуаций во всех возможных вариантах их протекания в условиях данной реакторной установки. Учитывая изложенное, для обоснования сопротивлению хрупкому разрушению корпуса реактора необходимо принять во внимание одновременные воздействия на корпус реактора напряжений от подачи холодной воды из системы аварийного охлаждения зоны в горячий корпус реактора и высокого давления.

2. Сравнительный анализ предложенных автором и принятых методик оценки хрупкой прочности корпусов реакторов типа ВВЭР [42, 43] показывает, что в настоящее время имеется тенденция к обоснованному снижению консерватизма нормативных подходов за счет использования в расчетной практике численных методов, позволяющих адекватно моделировать конструктивные особенности корпусов и условия нагружения, а также геометрию постулируемых дефектов.

3. Выполнен анализ изменений характеристик сопротивления хрупкому разрушению корпусов эксплуатирующихся реакторов. Показано, что:

— для всех рассмотренных корпусов реакторов критическая температура хрупкости основного металла не превышает 90 °C и не определяет их радиационный ресурс;

— для реакторов блока 2 АЭС «Богунице» и блока 3 АЭС «Козлодуй», блока 3 Нововоронежской АЭС, блоков 1 и 2 Кольской АЭС предприняты меры по снижению флюенса нейтронов на сварные швы, расположенные вблизи активной зоны, с целью обеспечения проектного ресурса;

— установка кассет-экранов в реакторы с повышенными коэффициентами радиационного охрупчивания сварных швов обеспечила критические температуры хрупкости в конце 30-летнего срока эксплуатации в диапазоне от 184 до 210 °C.

4. На основе выполненных целенаправленных исследований восстановления критической температуры хрупкости путем отжига облученной стали марки 15Х2МФА и металла сварного шва, выполненного проволокой Св-ЮХМФТ, показано, что основным определяющим параметром степени восстановления критической температуры хрупкости облученной стали для корпусов реакторов.

ВВЭР-440 является температура отжига. Для достижения эффективного восстановления свойств температура отжига должна превышать на 150−200 °С температуру облучения металла корпуса реактора. При этом содержание фосфора и меди в стали определяет невосстановленную величину сдвига критической температуры хрупкости материала корпуса при заданной температуре отжига.

5. Чередование облучения и отжига до трех циклов включительно не усиливает радиационное охрупчивание стали по сравнению с первичным облучением. Степень восстановления критической температуры хрупкости после второго и третьего циклов облучения и отжига при температурах 420 и 460 °C такая же, как и при первом цикле, и определяется содержанием фосфора и меди в стали. Невосстановленная величина сдвига критической температуры хрупкости материала корпуса от числа циклов не зависит. Это позволяет поддерживать критическую температуру хрупкости металла сварного шва корпуса реактора на определенном уровне, обеспечивающим сопротивление стали хрупкому разрушению.

6. При исследовании металла шва корпуса реактора блока 1 Нововоронежской АЭС после 20-ти летней эксплуатации, подвергнутого отжигу при температурах 420 и 460 °C соответственно в течение 150 и 70 ч, установлено совпадение результатов по восстановлению свойств с аналогичными данными для металла швов, облученных в виде образцов в реакторах АЭС.

Для определения фактического состояния металла корпусов реакторов до и после отжига были найдены корреляционные соотношения между значениями критических температур хрупкости, определенными на стандартных и малоразмерных образцах.

Полученные результаты испытаний малоразмерных образцов позволили уточнить расчетные обоснования ресурса корпусов реакторов ВВЭР-440 (первого поколения). Для 3 блока Нововоронежской АЭС вырезка темплетов дала возможность применить в расчетном обосновании ресурса корпуса реактора схему «горизонтального» сдвига критической температуры хрупкости после отжига.

7. Для проведения восстановительной термообработки (отжига) металла корпусов реакторов ВВЭР-440 были выполнены следующие работы:

• проведена оценка влияния отжига на изменение свойств металла после облучения и после отжига;

• спроектировано и изготовлено оборудование для осуществления отжига реакторов в условиях АЭС;

• разработан технологический регламент проведения отжига.

8. Восстановительная термообработка металла корпуса реактора проведена на 14 блоках с реакторами ВВЭР-440, причем на 3 блоке Нововоронежской АЭС она проведена дважды [44].

Выполнение отжига, в совокупности с другими мероприятиями, позволило обеспечить проектный ресурс корпусов реакторов ВВЭР-440 «первого поколения» и обосновать возможность продления ресурса на 3, 4 блоках Нововоронежской АЭС и 1,2 блоках Кольской АЭС.