Методология обоснования продления срока службы опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440

Актуальность темы

диссертации.

Продление срока эксплуатации действующих АЭС является одной из важнейших тенденций современного этапа развития атомной энергетики и наиболее эффективным направлением вложения финансовых средств для сохранения генерирующих мощностей. Осуществлению этого направления в развитии атомной энергетики России способствовало то, что установленный в проекте 30-летний срок эксплуатации действующих АЭС был определен в 5060 годах и отражает определенный консерватизм принятой расчетной базы его обоснования, когда отсутствовали опыт проектирования и эксплуатации АЭС, а также фактические эксплуатационные данные по износу оборудования атомных станций. Сегодняшний опыт эксплуатации АЭС позволяет обосновать пересмотр ранее установленных сроков службы энергоблоков, а кроме того пересмотр и сроков снятия оборудования с эксплуатации.

К одной из важнейших проблем современной атомной энергетики можно отнести проблему оценки состояния несущих конструкций элементов оборудования, их остаточного ресурса с учетом деградации свойств металла. Опорные конструкции реактора относятся к незаменяемым элементам, ресурс которых также определяет срок службы АЭС. Оценка исходного и остаточного ресурса, обоснование продления срока службы металла оборудования, обоснование сроков контроля, ремонта и снятия с эксплуатации при возможности обеспечения и поддержания требуемого уровня безопасностивсе это важнейшие производные решения данной проблемы.

При обосновании ресурса оборудования возникает ряд вопросов, наиболее острым из которых является разработка достаточно достоверных методов оценки ресурса материалов и оборудования.

В составе документов, необходимых для продления срока эксплуатации энергоблока № 4 НВ АЭС, были представлены материалы, обосновывающие возможность эксплуатации кольцевого бака с опорой реактора с позиции статической и циклической прочности. В процессе экспертизы материалов надзорными органами России был поставлен вопрос по обоснованию прочности опорной конструкции реактора, изготовленной из низкоуглеродистых сталей, в условиях низкопоточного низкотемпературного облучения, который вошел в условия действия лицензии.

Углеродистые стали обыкновенного качества (СтЗ, А106) и близкие к ним по химсоставу и свойствам углеродистые стали специального назначения (Ст 22КА 212В) начали применяться примерно 40 лет назад в энергетических реакторах. При сооружении первых АЭС эти стали использовались как материал опорных конструкций реакторов типа ВВЭР и металлоконструкций других реакторов, работающих при сравнительно невысоких радиационных нагрузках, а также температурах менее 100 °C.

Указанные выше марки сталей в отношении их охрупчивания под влиянием облучения были изучены недостаточно подробно. До сих пор не имеется исчерпывающих данных об условиях облучения и параметрах охрупчивания стали марки СтЗ, которая эксплуатируется в составе опорных конструкций ВВЭР-440 в условиях низких плотностей потока нейтронов (ф) и.

О 1П *) 1ft флюенса (F) нейтронов (ф" 10 -10 нейтр/см с, Е>0,5 МэВ, F*1010″ 1019нейтр/см2).

Вместе с тем, практические шаги по продлению срока службы реакторов АЭС требуют обоснования возможности эксплуатации опорной конструкции реактора в этих условиях, учитывая, что флюенс нейтронов может достичь in л величины, превышающей нормативную (-10 нейтр/см) за 30 лет эксплуатации.

Последнее обстоятельство диктует необходимость оценки хрупкой прочности опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения с учетом продления срока службы и увеличения флюенса нейтронов при увеличении срока эксплуатации опорной конструкции реактора до 45 лет.

В оценке хрупкой прочности опорной конструкции реактора важную роль играет критическая температура хрупкости Тк. Она увеличивается при росте флюенса нейтронов на величину сдвига АТР.

Исследования последних десятилетий свидетельствуют, что сдвиг ATF зависит также от величины плотности потока (флакса) нейтронов. При одном и том же флюенсе нейтронов различие в сдвигах АТР (или в коэффициентах охрупчивания Ар) может существенно увеличиваться с уменьшением флакса нейтронов, воздействующих на опорные конструкции реактора. Этот эффект, называемый низкопоточным охрупчиванием, необходимо достаточно точно оценить, чтобы с установленными условиями облучения опорной конструкции реактора достоверно определить величину Тк как для проектного срока ее эксплуатации, так и в прогнозе Тк при продлении эксплуатации на 15 лет.

Исходная информация о плотности потока и флюенсе нейтронов до настоящего времени базировалась в основном на данных расчетов, корректность которых, с точки зрения консервативности применяемых подходов, потребовала экспериментального подтверждения по следующим причинам: во-первых, опорные конструкции ВВЭР-440 первого поколения располагается на периферии активной зоны реакторной установки, где имеются значительные градиенты плотности потока и спектра быстрых нейтроновво-вторых, расчетная модель и программы, используемые в расчетах, в такой геометрии не проходили верификации. Оценить результаты расчета плотности потока нейтронов затруднительно также и по причине неполной адекватности расчетной модели (состав, геометрия) реальной опорной конструкции реактора.

Экспериментальное определение плотности потока быстрых нейтронов на опорной конструкции реактора осложнено из-за ее труднодоступности. Существующая техника активационного метода, применяемая на АЭС за корпусом реактора, требует длительных экспозиций, связана с трудностью размещения и доставки детекторов и т. д.

В [1] на основе опубликованных отечественных и зарубежных экспериментальных данных был произведен анализ дозовой зависимости радиационного охрупчивания углеродистых сталей и металла их сварных швов в условиях низкотемпературного облучения. Отмечено, что в этих условиях на образцах-свидетелях металла опорной конструкции реактора HFIR при крайне.

8 2 низкой плотности нейтронного потока (~10 нейтр/см с, Е>1МэВ) было обнаружено более значительное увеличение сдвига температуры хрупкости АТр и прироста предела текучести по сравнению с результатами, полученными на тех же материалах при облучении в исследовательских реакторах с большими мощностями нейтронного потока.

По мнению исследователей, обнаруживших этот эффект, его причиной является вклад тепловой части нейтронного спектра в образование точечных дефектов и формирование системы дислокационных барьеров в структуре облучаемой стали.

В итоге анализа, выполненного в ЦНИИ КМ «Прометей» и РНЦ «Курчатовский институт» [1], для прогноза радиационного охрупчивания углеродистых сталей в оценках работоспособности опорных конструкций, предложены сходные экспоненциальные дозовые зависимости АТР, из которых одна является верхней огибающей имеющейся совокупности экспериментальных данных, включая данные по образцам-свидетелям защитного бака реактора HFIR. Другая зависимость, в целях обеспечения консервативности расчетов на прочность, предусматривает учет фактора плотности потока быстрых нейтронов (Е>0,5МэВ), посредством чего прогнозируется усиление охрупчивания вследствие уменьшения скорости создания атомных смещений при рекомбинации структурных дефектов.

Известным недостатком использованной базы данных, в ряде случаев, являлось определение сдвига ATF путем испытания малоразмерных цилиндрических образцов (в наиболее ранних работах), чем, возможно, обусловлен повышенный разброс результатов. Крайне ограниченным был также и объем экспериментов по измерению вязкости разрушения облученных материалов. Результаты исследований радиационной стойкости стали марки СтЗсп5, а также исследование механических характеристик ее сварных соединений предназначались для экспериментальной проверки предложенных в [1] соотношений. Эти результаты также послужили основой для верификации используемых в [2] соотношений для расчетов на сопротивление хрупкому разрушению опорных конструкций согласно [2].

Указанный комплекс задач применительно к особенностям изготовления и эксплуатации опорной конструкции не был решен.

Цель работыРазработка методологии обоснования продления срока службы (ПСС) опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения по критерию сопротивления хрупкому разрушению и обоснование ПСС опорных конструкций до 45 лет.

Решаемые вопросы для достижения поставленной цели: -определить перечень элементов, повреждение каждого из которых приводит к нарушению нормального функционирования опорной конструкции в целомтакие элементы названы критическими элементами;

— сформулировать условие обеспечения прочности критических элементов по критерию хрупкого разрушения;

— выполнить анализ возможной дефектности опорной конструкции и сформулировать требования к размерам расчетных дефектов;

— определить остаточные сварочные напряжения в критических элементах опорной конструкции;

— определить коэффициенты интенсивности напряжений (КИН) для различных критических элементов и различных геометрий расчетных дефектов с учетом остаточных сварочных напряжений;

— установить критическую температуру хрупкости для металла опорной конструкции реактора в исходном состоянии;

— получить дозовые зависимости, описывающие сдвиг критической температуры хрупкости от флюенса F и флакса ф нейтронов;

— выполнить экспериментальное определение плотности нейтронного потока на опорную конструкцию реактора;

— обосновать расчетами на СХР продление срока службы опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения. Научная новизна.

1. Сформулирован и решен комплекс взаимосвязанных задач, позволяющий проводить оценку целостности сварных нетермообрабатываемых конструкций, подвергаемых нейтронному облучению, включающий:

— структурный анализ нетермообрабатываемых металлоконструкций и выявление критических элементов;

— определение доминирующих технологических и эксплуатационных факторов;

— анализ и выбор определяющих эксплуатационных режимов;

— расчет остаточных сварочных напряжений в опорной конструкции;

— получение дозовых зависимостей нейтронного охрупчивания углеродистых сталей в условиях низкопоточного облучения при низких температурах;

— анализ обеспечения прочности критических элементов по критерию хрупкого разрушения.

2. Выполнено обоснование СХР опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения, которое, совместно с другими документами, легло в основу принятия положительного решения по продлению сроков службы АЭС с ВВЭР-440 первого поколения.

Практическая ценность.

1. Результаты выполненных работ позволили обосновать безопасную эксплуатацию опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения за пределами проектного срока службы, что в свою очередь позволило продлить срок службы 3,4 блоков НВ АЭС и 1,2 блоков Кольской АЭС.

2. Разработанная методология может быть рекомендована для обоснования целостности сварных нетермообрабатываемых конструкций других типов реакторов, подвергаемых нейтронному облучению.

Достоверность и обоснованность научных положений, выводов и рекомендаций.

Подтверждаются результатами экспериментальных исследований, согласованностью оригинальных данных с литературными, использованием современных методов расчета напряженного состояния, концепций механики разрушения и методами статистической обработки данных.

Личный вклад автора в получение научных результатов.

1. Сформулирован и решен комплекс взаимосвязанных задач, позволяющий проводить оценку целостности сварных нетермообрабатываемых конструкций, подвергаемых нейтронному облучению.

2. Выполнено расчетное обоснование СХР опорных конструкций 3,4 блоков НВ АЭС и 1,2 блоков Кольской АЭС.

Апробация работы.

Основные материалы диссертационной работы докладывались на российских и международных конференциях, семинарах и совещаниях, в т. ч. в Варне (Болгария) 2001 г., 2002 г., на семинаре в МАГАТЭ в 2003 г., на 9 международной конференции «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС» (г.Пушкин) в 2006 г.

Публикации.

Материалы, отражающие содержание диссертационной работы, представлены 5 публикациями.

Структура и объем диссертации

.

Диссертация состоит из введения, пяти глав, выводов по работе, литературы. Материалы диссертации изложены на 150 страницах и содержат 55 рисунков и 22 таблицы, в списке литературы 69 наименований.

ОБЩИЕ ВЫВОДЫ.

1. На основе выполненного комплекса работ подтверждена возможность дальнейшей эксплуатации опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения. На основании полученных результатов Ростехнадзором РФ выдана лицензия на продление эксплуатации Нововоронежской АЭС (блоки 3, 4) и Кольской АЭС (блоки 1,2) за пределами проектного срока службы 30 лет.

2. На основе анализа конструктивных решений опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР- 440 первого поколения, используемых основных сварочных материалов, технологии изготовления, требований нормативной документации разработана методология выбора расчетного дефекта для различных элементов опорной конструкции.

3. На основе анализа условий нагружения, конструктивных особенностей опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения выявлены критические элементы, повреждение которых может привести к нарушению нормального функционирования конструкции.

4. Во всех критических элементах определены остаточные сварочные напряжения.

5. В сечениях наиболее вероятного развития трещин рассчитаны коэффициенты интенсивности напряжений для различных глубин поверхностных полуэллиптических трещин. Расчеты проведены с учетом остаточных сварочных напряжений.

6. Разработана методология учета влияния плотности потока нейтронов на низкотемпературное радиационное охрупчивание углеродистых сталей. Для металла опорной конструкции определены закономерности, позволяющие прогнозировать температурную зависимость статической трещиностойкости от флюенса нейтронов с учетом флакс-эффекта.

7. Результаты проведенных экспериментальных исследований плотности потока нейтронов в зоне опорных конструкций ВВЭР-440 первого поколения подтвердили консервативность расчетных оценок флюенса нейтронов.

8. Разработанная методология выполнения работ по обоснованию срока службы опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР- 440 первого поколения может быть рекомендована для обоснования опорных элементов различных типов ВВЭР, работающих в условиях низкопоточного, низкотемпературного облучения быстрыми нейтронами.