Подходы к оценке риска хрупкого разрушения

⇐ ПредыдущаяСтр 2 из 4Следующая ⇒

Впервые требования к выполнению расчета на СХР были введены в 1973 году и относились только к корпусам ядерных реакторов. Требования лимитировались допускаемые напряжения в элементах корпуса реактора в зависимости от температуры эксплуатации и критической температуры хрупкости материала. Деградация свойств материала от воздействия эксплуатационных факторов учитывалась путем введения соответствующих сдвигов критической температуры хрупкости Т_kиз-за циклической повреждаемости DT_N, температурного старения DT_Tи нейтронного облучения DT_F относительно исходной критической температуры хрупкости Т_k0.Считалось, что при температурах, превышающих Т_k перлитного металла более чем на [DT]=30 ^оС, хрупкие разрушения практически не возможны. Исходя из этого, Нормы [126] ограничивали максимальные растягивающие напряжения в элементах корпуса реактора при температурах ниже Т_k + [DT]на уровне , где величина n_k принималась равной 2 или 4 в зависимости от условий эксплуатационного контроля корпуса. При более высоких температурах приведенные напряжения ограничивались обычными допускаемыми напряжениями по условиям статической прочности. Расчеты выполнялись с использованием диаграммы, представленной на рис. 4.1. Допускаемое не приводящие к хрупкому разрушению сочетание температур и напряжений корпуса реактора после изготовления определяется координатами точек, расположенных правее и ниже линии АБВВ¢¢. Допускаемое сочетание температур и напряжений корпуса реактора в процессе эксплуатации (с учетом деградации свойств материала) определяется координатами точек, расположенных правее и ниже линии АБ¢В¢В¢¢.

Рис. 2.1 Диаграмма сопротивления хрупкому разрушению

Однако уже к началу 1980-х гг. этот простой и достаточно надежный способ защиты от хрупких разрушений перестал устраивать разработчиков проектов РУ. Это было связано с тем, что ужесточение требований по обеспечению безопасности привело к оснащению блоков ВВЭР (начиная со второго поколения) системой САОЗ. Эта система, однако, сама является источникомтепловых ударов на корпус реактора и трубопроводы первого контура, так как в авариях подает в горячий первый контур холодную воду (температура подаваемой воды 20 ¸ 60 ^оС). Ограничение максимальных растягивающих напряжений на уровне половины (тем более четверти) предела текучести при работе САОЗ является практически не решаемой задачей. Это заставило разрабатывать новые подходы к проблеме обеспечения и обоснования СХР как корпуса реактора, так и другого оборудования первого контура. В соответствии с мировой практикой, такие подходы основывались на применении линейной механики разрушения. Новая концепция расчета на СХР нашла свое отражение в следующей редакции Норм расчета на прочность [10], утвержденных в 1986 г. Эта концепция основана на постулировании дефекта в виде поверхностной полуэллиптической трещины в наиболее неблагоприятном месте конструкции (максимальные напряжения, минимальные температуры, наихудшие свойства материала). Критерием СХР элемента конструкции в соответствии с [10] является стабильность постулируемой трещины во всех проектных режимах работы РУ, включая ННУЭ и ПА.

Основными характеристиками материала при расчете на СХР методами линейной механики разрушения являются температурная зависимость вязкости разрушения K_IC = f(T-T_k), критическая температура хрупкости Т_k как функция времени эксплуатации и предел текучести . Деградация свойств материала от воздействия эксплуатационных факторов учитывается путем введения сдвигов критической температуры хрупкости, аналогично [126].

В качестве постулируемого дефекта для НУЭ, включая ГИ и проверку плотности, рассматривается поверхностная полуэллиптическая трещина с соотношением полуосей 2/3 и глубиной в одну четверть толщины стенки элемента. Для ННУЭ и ПА рассматривается спектр поверхностных полуэллиптических трещин с соотношением полуосей 2/3 и глубиной до 1/4 толщины стенки элемента.

Условие стабильности трещины записывается в виде

K_I ≤ [K_I]_I , (4.1)

где K_I – расчетный коэффициент интенсивности напряжений; [K_I]_i – допускаемое значение коэффициента интенсивности напряжений для режимов различных категорий, а именно: i=1 – для НЭ; i=2 – для ННУЭ, ГИ и проверки плотности; i=3 – для ПА.

Температурная зависимость [K_I]_i строится на основе исходной кривой вязкости разрушения K_IC как огибающая двух кривых, одна из которых получается путем деления K_IC на коэффициент запаса n_k, другая – путем сдвига кривой K_IC по оси абсцисс на величину температурного запаса DT. При этом используются следующие запасы:

- для НУЭ n_k = 2, DT = 30 °С;

- для ННУЭ, ГИ и проверки на плотность n_k = 1,5, DT = 30 °С;

- для ПА n_k = 1, DT = 0 °С.

Конечные результаты расчета на СХР могут быть представлены в виде допускаемой критической температуры хрупкости материала Т_kа, соответствующей исчерпанию ресурса. На рис. 4.2 приведен пример результатов подобного расчета для корпуса реактора ВВЭР-1000 в аварийном режиме малой течи первого контура. Рассмотрено кольцевое сварное соединение в зоне облучения. Критерии СХР [10] для рассматриваемого режима автоматически удовлетворяются, пока критическая температура хрупкости материала Т_k ниже температуры Т_kа, определенной по параметрам протекания данного режима (в данном случае T_kа = 125 ^оС).

Рис. 2.2 Результаты расчета для сварного соединения в режиме «Малая течь первого контура». Рассмотрены кольцевые трещины глубиной от а=6 мм до а=50 мм

Хотя в соответствии с [10] расчет на СХР проводится для всего оборудования первого контура, изготовленного из сталей перлитного класса, тем не менее, наиболее остро проблема обеспечения СХР стоит для корпуса реактора. Целостность корпуса реактора должна сохраняться на протяжении всего срока службы станции, так как в современных проектах реакторов (как в России, так и за рубежом) не предусматривается технических средств, позволяющих бороться с последствиями катастрофического разрушения корпуса реактора. Наибольшую проблему с точки зрения обеспечения целостности корпуса реактора представляет риск хрупкого разрушения, обусловленный охрупчиванием материала корпуса под воздействием таких эксплуатационных факторов, как нейтронное облучение и термическое старение. Нагрузки, учитываемые при оценке целостности корпуса реактора, связаны главным образом с событиями, приводящими к термоудару, характеризующемуся быстрым охлаждением первого контура при высоком давлении в системе. Подобные события и их последствия в значительной степени зависят от фактического состояния станции, фактической истории энерговыработки, конфигурации и работы ее систем, логики защит и блокировок, действий оператора, фактических свойств материалов, что приводит к необходимости специфического расчетного обоснования целостности корпуса реактора применительно к каждому блоку АЭС с ВВЭР.

Следует отметить, что анализ термоудара является комплексной задачей и включает выбор и классификацию исходных событий на основе системного анализа конфигурации блока, теплогидравлические расчеты (включая расчеты перемешивания теплоносителя в напорной камере реактора с использованием специальных расчетных моделей), расчеты флюенса нейтронов и прогноз деградации свойств материалов, расчеты температурных полей, напряжений и параметров механики разрушения, оценку запасов по отношению к риску хрупкого разрушения с использованием критериев механики разрушения. Адекватный подход к расчетной оценке целостности корпуса реактора служит основой для безопасной эксплуатации корпуса в течение всего проектного срока службы. Он дает возможность обоснованно оценить остаточный ресурс корпуса, что позволяет, в случае необходимости, своевременно реализовывать профилактические и компенсирующие мероприятия, направленные на снижение риска хрупкого разрушения до приемлемого уровня, а также дает основу для решения весьма актуального в настоящее время вопроса о возможности увеличения срока службы корпуса сверх проектного.

При расчете корпусов реактора на СХР необходимо знать температурную зависимость статической вязкости разрушения K_IC(Т) в широком температурном диапазоне с учетом влияния эксплуатационных факторов (нейтронное облучение, термическое старение, циклическая повреждаемость). Согласно подходу, являющемуся в настоящее время нормативным во многих странах, включая Россию, кривую вязкости разрушения для облученного материала получают, используя концепцию горизонтального сдвига, а величину сдвига этой кривой в область более высоких температур определяют по сдвигу температурных зависимостей ударной вязкости.

Начиная со второго поколения реакторов ВВЭР-440/В-213 для мониторинга изменения свойств материалов корпуса в процессе эксплуатации (в первую очередь – сдвига ударной вязкости), начали применять программу образцов свидетелей. Образцы свидетели изготовлены из того же материала, что и сам корпус, находятся внутри реактора и подвергаются тому же эксплуатационному воздействию. Периодическое извлечение и испытания образцов свидетелей позволяет отслеживать состояние материалов корпуса реактора (основной металл, сварные швы) и прогнозировать деградацию свойств в процессе дальнейшей эксплуатации, так как облучение образцов свидетелей происходит с опережением, по отношению к материалу самого корпуса.

Извлечение и испытания первых облучаемых комплектов образцов свидетелей реакторов ВВЭР-440 (начало 1980-х гг.) показали, что реальная скорость радиационного охрупчивания сварных соединений корпуса существенно превышает принятую в проекте. Реальный коэффициент радиационного охрупчиванияA_F в некоторых случаях превышал проектное значение более чем в 3 раза. Возможность длительной безопасной эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440 как первого поколения (на этих реакторах не была предусмотрена программа образцов свидетелей), так и второго поколения была поставлена под серьезное сомнение. Для решения возникшей проблемы потребовалось разработать и реализовать обширную программу исследований и опытно конструкторских работ по следующим направлениям:

- углубленное исследование закономерностей радиационного охрупчивания материалов корпуса реактора с целью создания надежной методики прогнозирования деградации свойств материалов в процессе эксплуатации;

- изучение процессов стратификации теплоносителя в реакторе в условиях аварийных ситуаций, связанных с потерей теплоносителя первого контура, с целью более адекватного понимания температурных полей и температурных напряжений в корпусе реактора;

- разработка и внедрение на действующих АЭС компенсирующих мероприятий, направленных на обеспечение проектного срока службы.

В результате обширной программы материаловедческих исследований было установлено, что основной причиной недооценки скорости радиационного охрупчивания при проектировании корпусов реакторов ВВЭР-440 являлось отсутствие в то время знаний о весьма существенном влиянии примесей меди, фосфора и серы на скорость радиационного охрупчивания металла сварных соединений. Содержание этих примесей в сварочных материалах, использовавшихся для сварки швов корпусов реакторов ВВЭР-440, регламентировалось исходя из чисто технологических соображений без учета их влияния на радиационную стойкость. Второй причиной был тот факт, что имевшиеся в то время экспериментальные данные по влиянию облучения на свойства корпусной стали и ее сварных соединений были получены при ускоренном облучении образцов в высокопоточных исследовательских реакторах. Как оказалось, облучение при более низкой плотности потока нейтронов, характерной для реальных условий работы корпуса ВВЭР, приводит к заметно большему охрупчиванию корпусной стали при той же интегральной дозе облучения.

В результате крупномасштабных дополнительных исследований была разработана методика прогнозирования радиационного охрупчивания корпусных материалов, которая позднее была включена в Нормы расчета на прочность [10]. При определении коэффициента радиационного охрупчивания теперь учитывается фактическое содержание фосфора и меди.

Особенностью корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения (В-179, В-230, В-270), помимо отсутствия программы образцов-свидетелей, является тот факт, что фактическое содержание примесей фосфора и серы не определялось на заводе изготовителе и эта информация отсутствует в паспортах корпусов реакторов. На заводе изготовителе также не определялись значения начальной критической температуры хрупкости Т_k0 элементов корпуса. Для обоснования возможности длительной эксплуатации этих корпусов необходимо было решить следующие проблемы:

- определить путем консервативной оценки начальную критическую температуру хрупкости Т_k0элементов корпуса;

- определить фактическое содержание фосфора и меди с целью обеспечения возможности надежного прогноза деградации металла;

- обеспечить мониторинг изменения свойств металла реальных корпусов в процессе дальнейшей эксплуатации.

Для решения этих проблем была разработана и применена на практике уникальная технология отбора темплетов с внутренней поверхности корпусов. Исследование материала темплетов выполнялось с использованием малоразмерных образцов типа Шарпи с размерами поперечного сечения 5х5 мм и 3х4 мм. Были установлены корреляционные зависимости, позволяющие определить стандартную ударную вязкость металла по результатам испытаний малоразмерных образцов. Была также разработана методика термообработки металла темплетов, позволяющая получить консервативную оценку Т_k0.

Эта технология успешно применяется и в настоящее время и служит важнейшим элементом обоснования возможности эксплуатации корпусов реакторов блоков 3 и 4 НВАЭС и блоков 1 и 2 Кольской АЭС за пределами проектного срока службы.

В ходе материаловедческих исследований была разработана и обоснована уникальная методика низкотемпературного отжига корпусов реакторов ВВЭР-440 действующих АЭС, позволяющая практически полностью восстановить исходные характеристики СХР наиболее деградирующих вследствие нейтронного облучения элементов корпуса реактора ВВЭР-440. На основе этой методики была создана промышленная технология отжига и соответствующее технологическое оборудование, необходимое для ее применения. Российскими организациями впервые в истории реакторостроения был выполнен ряд отжигов корпусов реакторов действующих АЭС с ВВЭР-440. Отжиг явился одним из самых важных компенсирующих мероприятий, позволивших решить проблему длительной эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440.

Следует отметить также обширную материаловедческую программу по исследованию кинетики радиационного охрупчивания материалов корпуса реактора при повторном облучении после отжига. По результатам этой программы разработана методика расчета сдвига критической температуры хрупкости при повторном облучении. Результаты исследования металла темплетов, вырезанных из корпусов реакторов блоков 3 и 4 НВАЭС, блоков 1 и 2 Кольской АЭС, блоков 1 и 2 АЭС Козлодуй (Болгария), подтвердили адекватность и консервативность этой методики.

Наряду с отжигом, был разработан и реализован на действующих АЭС целый ряд других компенсирующих мероприятий, направленных на решение следующих задач:

- снижение потока нейтронов на корпус реактора;

- ограничение минимальной температуры металла корпуса при проектных авариях и снижение температурных напряжений в корпусе.

Первая задача решалась путем замены 36 периферийных топливных кассет на специально спроектированные кассеты-экраны. Это позволило почти в четыре раза уменьшить плотность потока нейтронов на корпус реактора в зонах максимального облучения. Дополнительно были разработаны схемы загрузки топлива с пониженной утечкой нейтронов, что также способствовало снижению потока нейтронов на корпус.

Для решения второй задачи внедрен подогрев воды в баках и емкостях системы САОЗ до 55 ^оС. Сюда же можно отнести ряд других мероприятий, направленных на смягчение термошоковогонагружения корпуса реактора при проектных авариях (установка быстродействующих отсечных клапанов на паропроводах, изменение логики защит и блокировок при разрывах второго контура, переврезка линий подачи воды от САОЗ в горячие нитки ГЦТ и т.п.).

Для надежной оценки риска хрупкого разрушения корпуса реактора необходимо было также решить проблему адекватного описания локальных теплогидравлических процессов, протекающих в реакторе в условиях проектных аварий с потерей теплоносителя первого или второго контура. Суть проблемы состоит в том, что на определенной стадии таких аварий прекращается циркуляция теплоносителя в контуре охлаждения реактора (наступает так называемая стагнация потока). В условиях стагнации холодная вода, поступающая в корпус реактора от системы САОЗ, не перемешивается полностью с основным теплоносителем. В результате возникают струи более холодной воды (языки) на стенке корпуса реактора, приводящие к более глубокому локальному расхолаживанию металла, и, помимо этого, генерирующие дополнительные температурные напряжения в корпусе. Для изучения закономерностей перемешивания теплоносителя с разной температурой в условиях стагнации потока в ОКБ «Гидропресс» был выполнен ряд экспериментов на маломасштабных моделях реактора. По результатам этих экспериментов созданы аналитические зависимости, позволяющие определить температуру теплоносителя в различных зонах напорной камеры реактора в условиях аварии. Эти зависимости были затем верифицированы и уточнены путем натурных экспериментов на блоке 4 Кольской АЭС, выполненных в период пусконаладочных работ на этом блоке.

Начиная со второй половины 1980-х гг. были выполнены детальные расчеты на СХР для всех эксплуатировавшихся корпусов реакторов ВВЭР 440 первого и второго поколений. Для каждого корпуса реактора с учетом его фактических особенностей был определен перечень компенсирующих мероприятий из числа описанных выше, позволяющий обеспечить безопасную эксплуатацию корпуса реактора в пределах всего проектного срока службы. Частичная или полная реализация этих мероприятий (индивидуально для каждого блока) позволила в дальнейшем решить проблему обеспечения проектного ресурса корпусов реакторов ВВЭР-440.

Для корпусов реакторов ВВЭР-1000 использована сталь 15Х2НМФА с повышенным содержанием никеля. Содержание вредных примесей в основном металле и сварных швах корпусов реакторов ВВЭР-1000 жестко ограничивалось на очень низком уровне. Для всех корпусовреализована программой образцов - свидетелей. Эксплуатация корпусов реакторов ВВЭР-1000 выявила новые специфические проблемы, связанные с обеспечением СХР, среди которых:

- высокое содержание никеля (более 1,3 %) в сварных соединениях корпусов ВВЭР-1000 может вызвать их ускоренное радиационное охрупчивание;

- не вполне удачное размещение облучаемых комплектов образцов свидетелей в реакторе ВВЭР-1000затрудняет надежный мониторинг изменения свойств материалов корпуса.

Облучаемые комплекты были размещены в зоне большого градиента флюенса нейтронов (в районе верхнего торца выгородки). Из-за этого трудно подобрать достаточное для построения температурной зависимости ударной вязкости разрушения количество образцов с близкимфлюенсом нейтронов. В РНЦ КИ была разработана технология создания образцов из обломков уже испытанных, выполнены трехмерные расчетно-экспериментальныеизмеренияфлюенса нейтронов индивидуально для каждого образца, что позволило весьма эффективно решить данную проблему. Кроме того в рамках программы TACIS были выполнены прямые замеры температуры облучения образцов свидетелей в реакторе ВВЭР-1000, что температура облучения образцов отличается от температуры облучения корпуса менее, чем на 10 ^оС.

Эффект высокого содержания никеля на радиационную стойкость сварных соединений стали 15Х2НМФА в настоящее время интенсивно изучается российскими специалистами. Эта проблема не является срочной, поскольку, как показывают имеющиеся результаты испытаний образцов свидетелей, все эксплуатирующиеся корпуса ВВЭР-1000 в настоящее время находятся в безопасном состоянии. Однако в будущем радиационноеохрупчивание сварных соединений с высоким содержанием никеля может стать фактором, ограничивающим ресурс безопасной эксплуатации этих корпусов, и также потребовать компенсирующих мероприятий.

Дата добавления: 2020-04-25; просмотров: 111; Мы поможем в написании вашей работы!

Поделиться с друзьями:

⇐ Предыдущая 123 4 Следующая ⇒

Мы поможем в написании ваших работ!