ОХРУПЧИВАНИЕ МАТЕРИАЛОВ КР ВВЭР ПРИ
ЗАПРОЕКТНЫХ ФЛЮЕНСАХ НЕЙТРОНОВ
НТЦ НАЭК «Энергоатом», Киев, Украина
, ,
ИПЭ АЭС Украины, Киев, Украина
,
ИЯИ НАНУ, Киев, Украина
Введение
В настоящее время максимальный проектный флюенс нейтронов с энергией Е ≥ 0,5 МэВ на внутреннюю стенку корпусов реакторов ВВЭР-1000, изготовленных заводы», составляет 57·1022 н·м-2 . В новой версии документа МАГАТЭ, который находится сейчас в стадии предварительного ознакомления и анализа взамен VERLIFE (Version 2008), предложено новое значение предельного флюенса 64·1022 н·м-2 (как для основного металла (ОМ), так и металла сварных швов (МСШ)). В этом документе обращено внимание на возможность появления нового механизма деградации облученных материалов КР при высоких значениях флюенса, который описан и обоснован в ряде зарубежных работ [1, 2].
Для ряда энергоблоков АЭС Украины по результатам испытаний ОС из двухрядных сборок третьей выгрузки достигнуты флюенсы нейтронов, превышающие проектное значение. В докладе использованы результаты испытаний ОС на ударную вязкость для КР четырех энергоблоков: ХАЭС-1, ЮУАЭС-1, РАЭС-3 и ЗАЭС-3.
Все четыре КР, для которых проектный флюенс составляет 57·1022 н·м-2 для ОМ и МСШ, изготовлены на заводы». Анализ результатов испытаний ОС на ударную вязкость и зависимостей критической температуры хрупкости ТК (или сдвига критической температуры хрупкости DTF) от флюенса нейтронов проведен в соответствии с требованиями раздела 5.8 [3] и п. 9.1.17 [4].
Для получения достоверных данных принято во внимание следующее:
1) использованы только результаты, полученные для реконструированных ОС, при испытании которых соблюдены нормативные требования [3] по количеству образцов (не менее 12-ти) и разбросу флюенса в группах (± 15 %);
2) не учтены результаты испытаний ОС, облучённых до значений флюенсов, меньших чем 1023 н·м-2, при которых максимально проявляется эффект термического старения [5,6].
Энергоблок ХАЭС-1
Блок ХАЭС-1 введен в промышленную эксплуатацию 31.12.1987 г. Испытания и исследования материалов ОС первых двух выгрузок проведены в ИЯИ НАНУ (без реконструкции ОС Шарпи и СОД). Третий комплект ОС выгружен в 2004-м году после облучения в течение 16-ти топливных кампаний (по разным причинам, на 4-5 кампаний раньше, вопреки обоснованным предложениям ИЯИ НАНУ и ГНТЦ ЯРБ Госатомрегулирования Украины.
Испытания ОС третьего срока освидетельствования выполнены в РНЦ «Курчатовский институт». По результатам испытаний и исследований ОС трёх выгрузок (рис.1) «крайние» точки соответствуют флюенсам, не превышающим предельное значение 57· 1022 н·м-2 (для ОМ – 55,3·1022; для МСШ – 42,4·1022 н·м-2 – рис.1).
Рис. 1. Изменение критической температуры хрупкости металла сварного шва КР
блока ХАЭС-1 с увеличением флюенса
На основании этих данных » выполнил комплекс теплогидравлических и прочностных расчётов, результаты которых представлены в заключительном отчете «Обоснование целостности и безопасной эксплуатации корпуса реактора блока № 1 Хмельницкой АЭС в течение его проектного срока службы». Кроме того, РНЦ «Курчатовский институт» разработал документ «Программа (новая) контроля свойств металла КР энергоблока № 1 ХАЭС по ОС для обоснования и сопровождения остаточного ресурса безопасной эксплуатации». Эти документы прошли экспертизу со стороны ГНТЦ ЯРБ Госатомрегулированя Украины с учетом замечаний экспертов.
Разработанная «Программа…» достаточна для сопровождения и прогноза изменения свойств материалов КР при эксплуатации блока до конца проектного срока службы (40 лет), а также при продлении срока службы до 60 лет и более. Первые два модернизированных комплекта ОС (плоские сборки, аналогичные таковым для новых блоков РАЭС-4 и ХАЭС-2) загружены в реактор блока ХАЭС-1 на дополнительное облучение в ППР-2011 и ППР-2012. Комплекты изготовлены в РНЦ «Курчатовский институт» с использованием «половинок» испытанных ОС и снабжены мониторами для контроля температуры облучения и флюенса нейтронов.
В соответствии с результатами испытаний ОС отсутствует проблема по охрупчиванию ОМ вследствие низкого гарантированного значения ТК0 = - 68°C. Ответ по металлу шва
(рис. 1) будет получен после проведения испытаний дооблучённых ОС.
Энергоблок ЮУАЭС-1
Блок ЮУАЭС-1 введен в промышленную эксплуатацию в декабре 1982 года. Испытания штатных образцов Шарпи и СОД первых двух комплектов проведены РНЦ «Курчатовский институт» (1986 и 1991 г. г.). Штатные ОС 3-й выгрузки испытаны в ИЯИ НАНУ в 2003 и 2004 г. г., а затем в 2010 г. выполнены исследования ОС с использованием технологии реконструкции.
Блок ЮУАЭС-1 относится к блокам с КР ВВЭР-1000 малой серии (В-302) и имеет отклонения от штатной программы ОС. В соответствии с рядом технических решений вместо однорядных сборок 5Л1, 6Л1, 6Л5 были изготовлены и загружены двухрядные сборки 1ЛФ, 2ЛФ и 3Л с образцами на растяжение и Шарпи из металла пробного кольца фланца из стали 15Х2НМФА с целью проверки радиационной стойкости металла опорной обечайки. Стали обоих этих элементов КР близки по химическому составу. Содержание никеля в материале СШ № 4 значительно ниже, чем в МСШ № 3. Образцы на растяжение и Шарпи металла СШ № 4 помещены в новые сборки 1Т, 2Т и 3Т, которые загружены на штатные места выгородки вместо штатных сборок.
Образцы из сборок 1ЛФ и 2Т испытаны с использованием технологии реконструкции (как и ОС из комплекта 3Л) в ИЯИ НАНУ (2010 г.) с соблюдением требований [3]. Получены следующие максимальные значения флюенсов для групп образцов, которые использовались для оценки степени радиационного охрупчивания материалов:
- 41,8·1022 н·м-2 для ОМ нижней обечайки;
- 33,3·1022 н·м-2 для МСШ № 3;
- 54,4·1022 н·м-2 для МСШ № 4;
- 64,3·1022 н·м-2 для ОМ фланца (опорной обечайки).
Значения сдвига критической температуры хрупкости не превышают нормативных значений для указанных флюенсов. Радиационный ресурс КР блока ЮУАЭС-1определяет металл СШ № 3. При сохранении действующей схемы топливной загрузки активной зоны с «малой утечкой нейтронов» срок безопасной эксплуатации КР обоснован до конца 38-й кампании (ППР-2018). В дальнейшем для получения данных, обеспечивающих прогноз охрупчивания материалов корпуса на проектный период (40 лет) и для продления срока эксплуатации, на ЮУАЭС разработана и реализуется «Рабочая программа модернизации одноярусных контейнерных сборок с ОС металла КР энергоблока № 1» с привлечением защитных камер ИЯИ НАНУ.
На рис. 2 представлена зависимость DTF от флюенса нейтронов для металла фланца 15Х2НМФА с максимальным флюенсом 64,3·1022 н·м-2, превышающим проектное значение 57·1022 н·м-2.
В настоящее время под руководством НАЭК «Энергоатом» и с привлечением ИЯИ Ржеж (Чехия) разработаны и согласованы с Госатомрегулирования Украины мероприятия по обеспечению безопасной эксплуатации КР ЮУАЭС-1 в проектный и запроектный периоды эксплуатации.
Рис. 2. Сдвиг критической температуры хрупкости в зависимости от флюенса нейтронов для основного металла фланца (15Х2НМФА) корпуса реактора ЮУАЭС-1
(применение технологии реконструкции)
Энергоблок РАЭС-3
Блок с серийной реакторной установкой проекта ВВЭР-1000 (В-320) вышел на 100 % номинальную мощность 16.05.1987 г. За истекший период эксплуатации из реактора проведена выгрузка трёх облучаемых комплектов ОС, установленных в соответствии со штатной программой ОС. Исследования штатных ОС 1-го и 2-го сроков освидетельствования выполнены в РНЦ «Курчатовский институт» (1996 и 2002 г. г.). Образцы 3-й выгрузки испытаны в гг. с использованием технологии реконструкции. Позже образцы первых двух выгрузок дополнительно исследованы с использованием технологии реконструкции в рамках проекта TAREG. Результаты испытаний на ударный изгиб образцов ОМ третьей выгрузки показаны на рис. 3. Максимальное значение флюенса для ОС составляет 67·1022 н·м-2.
Рис. 3. Зависимость сдвига критической температуры хрупкости основного металла КР блока РАЭС-3 от флюенса быстрых нейтронов
Для образцов металла СШ № 3 третьей выгрузки получено 3 точки с максимальным значением флюенса 55·1022 н·м-2 , т. е. чуть ниже проектного значения 57·1022 н·м-2 (рис.4). Дополнительно на рис. 4 нанесены данные для реконструированных образцов Шарпи первой (12,5·1022 н·м-2 ) и второй (22·1022 н·м-2) выгрузок.
В РНЦ «Курчатовский институт» методами растровой электронной микроскопии проведены исследования макроструктуры, а также количественное определение структурных составляющих в изломах образцов Шарпи основного металла и металла СШ в исходном состоянии, после длительного термического старения, а также после облучения вплоть до флюенса 67·1022 н·м-2. Основными механизмами, ответственными за радиационное охрупчивание материалов КР, облученных до высоких флюенсов, названо образование зернограничных сегрегаций (в первую очередь, примесей фосфора) и радиационное упрочнение. Таким образом, результаты проведенных исследований не подтверждают данные работ [1,2], где говорится о появлении нового механизма радиационного охрупчивания, так называемого «late blooming effect».
Рис. 4. Зависимость сдвига критической температуры хрупкости металла СШ КР блока РАЭС-3 от флюенса быстрых нейтронов
В заключительном отчете по результатам исследований ОС 3-го срока освидетельствования РНЦ КИ рекомендует использовать следующие значения ТК0 для оценки уровня охрупчивания материалов КР блока РАЭС-3: - 88°C и - 68°C для основного металла и металла СШ, соответственно. В этой связи стоит обратить внимание на следующее предложение специалистов ИЯИ Ржеж, сделанное в отчёте по контракту с НАЭК «Энергоатом» (2012 г.) при оценке степени охрупчивания материалов КР блока РАЭС-3 по данным, полученным в РНЦ КИ.
При сдаточных испытаниях МСШ № 3 и 4 (эти швы одинаковые с точки зрения химического состава и технологии изготовления) была подтверждена высокая вязкость материалов, что позволило характеризовать их в паспортах значением исходной температуры хрупкости ТК0 ≤ 0°C. Однако такое значение ТК0 оказывается слишком консервативным при дальнейшей оценке работоспособности корпуса. Поэтому в ИЯИ Ржеж выполнена переоценка всех результатов испытаний – сдаточных и полученных при испытании двух контрольных комплектов МСШ № 3 в РНЦ КИ. Обработка результатов была проведена в соответствии с требованиями [3] и показала, что исходное значение ТК0 ниже
- 50°C. Это значение рекомендовано как альтернативное паспортному при оценке текущих значений критической температуры хрупкости Тк и прогнозе работоспособности и целостности КР при продлении срока эксплуатации.
Энергоблок ЗАЭС-3
Блок ЗАЭС-3 введен в промышленную эксплуатацию в июне 1987 года. Испытания облученных ОС первых двух выгрузок выполнены в РНЦ КИ. Образцы третьей выгрузки были исследованы в ИЯИ НАНУ. При построении зависимостей DTF от флюенса нейтронов использованы результаты испытаний на ударную вязкость реконструированных образцов ОМ (рис. 5) и металла сварного шва (рис. 6).
Рис. 5. Зависимость сдвига критической температуры хрупкости основного металла КР блока ЗАЭС-3 от флюенса быстрых нейтронов
Рис. 6. Зависимость сдвига критической температуры хрупкости металла СШ КР блока ЗАЭС-3 от флюенса быстрых нейтронов
Максимальные значения флюенса для образцов ОМ (82,5·1022 н·м-2) и металла СШ (75,5·1022 н·м-2) существенно превышают проектное значение 57·1022 н·м-2. Линии регрессии с доверительной вероятностью 95 % для ОМ и МСШ не превышают нормативные зависимости [3] с коэффициентами радиационного охрупчивания AF 23°C и 20°C соответственно.
Заключение
В соответствии с п. 9.1.17 [4] контроль состояния материалов КР
ВВЭР-1000 необходимо проводить в течение всего срока эксплуатации. Как следует из анализа результатов исследования образцов-свидетелей третьих выгрузок по штатной программе, для каждого блока реализуется конкретный подход по обоснованию безопасной эксплуатации КР в проектный (40 лет) и запроектный периоды, который включает комплекс различных мероприятий, направленных на обеспечение требований нормативных документов:
- разработка (дополнительно к штатной) программы дооблучения ОС до значений флюнсов, обеспечивающих выполнение требований для продления ресурса КР. В докладе конкретными примерами являются энергоблоки ХАЭС-1 и ЮУАЭС-1 с отличающимися программами ОС. Необходимость тех или иных мероприятий подобного типа на других блоках будет решаться по мере приближения времени эксплуатации к проектному сроку;
- использование результатов испытаний ОС 3-й выгрузки при накоплении флюенса нейтронов, достаточного для обоснования запроектного периода эксплуатации и экспериментального подтверждения работоспособности КР на этот срок. Из представленных в докладе результатов возможность реализации действий по этому подходу относится к следующим материалам КР: основной металл опорной обечайки КР блока ЮУАЭС-1 (флюенс 64,3·1022 н·м-2); основной металл верхней обечайки КР блока РАЭС-3 (флюенс 67·1022 н·м-2 ); основной металл верхней обечайки КР блока ЗАЭС-3 (флюенс 82,5·1022 н·м-2) и металл СШ № 3 (флюенс 75,5·1022 н·м-2).
При продлении срока эксплуатации корпусов ВВЭР-1000 большое практическое значение приобретает обоснование возможности снижения консерватизма завышенных паспортных значений ТК0 для ряда материалов КР, рассмотренных в докладе. Среди них: сварной шов № 3 КР РАЭС-3 (≤ 0°C); СШ № 3 КР ХАЭС-1 (- 20°C); СШ № 3 КР ЗАЭС-3
(- 10 °C); СШ № 3 КР ЮУАЭС-1 (- 20°C).
Следует также отметить, что во всех рассмотренных выше случаях 95 % верхние огибающие линий регрессии не выходят за нормативный уровень как для основного металла (с низким содержанием никеля), так для металла сварных швов с повышенным содержанием никеля (например, для СШ № 3 КР ЗАЭС-3 содержание Ni составляет 1,55 % вес). Эти результаты можно считать дополнительным свидетельством отсутствия нового механизма деградации свойств материалов КР ВВЭР-1000 при высоких флюенсах нейтронов.
Список литературы
1. G. R. Odette, G. E. Lucas Embrittlement of Nuclear Reactor Pressure Vessels. - Light Water
Reactors: Overview.
2. G. R. Odette at al. Late Blooming Phases and Dose Rate Effcts in RPV Steels: Integrated Experiments and Models.-Second International Conference on Multiscale Materials Modeling. - University of California, Los Angeles, CA, Oct. 12-15, 2004.
3. ПНАЭ Г. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. – М., Энергоатомиздат, 1989.
4. ПНАЭ Г. Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов АЭУ. - М., Энергоатомиздат, 1990.
5. Banyuk G. F. at al. Ageing Degradation and Mitigation. - Workshop on Integration Opportunities, Dec. 2001, Petten, Netherlands.
6. , Ревка материалов корпусов реакторов
ВВЭР-1000 на начальном этапе эксплуатации. - Сб. тезисов докладов 4-й МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с реакторами ВВЭР», Подольск, Россия, 23-26 мая 2005, с. 37.
