| EUROPEAN COMMISSION DIRECTORATE-GENERAL JRC JOINT RESEARCH CENTRE Institute for Energy Technical and Scientific Support to TACIS and PHARE |
|
TACIS ЯДЕРНАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
ПРОЕКТ TACIS R8.01/98
ПЕРЕВОД, РЕДАКТИРОВАНИЕ И РАСПРОСТРАНЕНИЕ ДОКУМЕНТОВ
(Распространение результатов)
-------------------------------------------------
Проеку TACIS R/TSO/VVER-01C
Лицензионные аспекты оценки охрупчивания корпусов реакторов
Материалы семинара
Авторы: К. Риег (EC/JRC-IE)
TSSTP/DISS/98/05 08 001 | Petten, 15.8.2005 |
СОДЕРЖАНИЕ
Краткий обзор. 3
Предисловие. 4
1 Введение. 4
2 Цели. 5
3 Реализация проекта. 5
4 Обзор проектных результатов. 6
4.1 Выполненный объем работы... 6
4.2 Обсуждение.. 9
5 Рекомендации. 9
Краткий обзор
Общая цель данного проекта – усиление роли ГАН и его НТЦ в области обеспечения целостности Корпуса реактора под давлением, сосредоточив основное внимание на блоках ВВЭР 440/230 (Блоки3\4 Нововоронежской АЭС и Блоки 1\2 Кольской АЭС). Оказана поддержка в обеспечении внедрения в России соответствующей лицензионной методологии.
Конкретной целью данного проекта являлась оценка результатов, достигнутых в ходе выполнения проекта R1.1/91 (Охрупчивание корпуса реактора) в рамках Программы TACIS (этот проект известен как «промышленный проект» - см. конкретный Краткий обзор выполнения проекта). Кроме того, на основе анализа нагрузки корпуса реактора во время переходных процессов, связанных с Термическим ударом под давлением (PTS), и на основе проведения инспекции корпуса реактора во время эксплуатации завершено изучение материаловедческих аспектов.
Участники проекта определили следующую структуру рабочего плана, охватывающего главные проблемы, подлежащие рассмотрению для достижения целей проекта:
1. Задача 1: Основные факторы, влияющие на процесс Охрупчивания;
2. Задача 2: Уменьшение охрупчивания в результате проведения отжига;
3. Задача 3: Потеря целостности корпуса реактора под давлением в результате хрупкого разрушения;
4. Задача 4: Анализ программы проведения инспекции в процессе эксплуатации;
5. Задача 5: Конструкционная целостность корпуса реактора под давлением после отбора образцов;
6. Задача 6: Технические рекомендации для решения проблем, связанных с корпусом реактора.
Данный проект был выполнен в течение запланированного периода времени, и в ходе реализации проекта подготовлены хорошие технические отчеты, рассматривающие все аспекты оценки целостности корпуса реактора под давлением. В фокусе внимания находились блоки ВВЭР 440/230, но проведенный анализ был несколько шире. Следовательно, результаты, полученные из других источников, включая анализы, выполненные участниками проекта, дополнили результаты «промышленного проекта», сосредоточенного, главным образом, на материаловедческих аспектах.
Проведение систематического анализа обеспечило тематические информационные обзоры, которые составляют ценную основу для выработки соответствующих регулирующих положений. Кроме того, необходимые разработки, сделанные в каждой тематической области, рассматривались при подготовке соответствующих выводов и рекомендаций.
Главные выводы и рекомендации составляют вескую основу для изучения будущей безопасной эксплуатации блоков ВВЭР 440/230, а также, в некоторой степени, и всех блоков ВВЭР. В этом плане огромное значение имеют выработанные рекомендации – необходимо периодическое проведение модернизаций в зависимости от ситуации, реально существующей на станциях.
Предисловие
Данная работа, как часть глобального проекта TACIS 1992, финансировалась Генеральным Директоратом 1A Комиссии Европейских Сообществ в рамках контракта (96-5283.00), заключенного с Консорциумом, включая компанию РИСКАУДИТ (RISKAUDIT IPSN/GRS International), выполняющую роль лидера, AEA-T (AEA Technology), GRS (Geselschaft für Reaktor - und Anlagensicherheit) и VTT (VTT Manufacturing Technology). Общий бюджет проекта, составляющий 485.728 €, был израсходован на его реализацию.
Бенефициарий- Госатомнадзор.
Местный субподрядчик – НТЦ ЯРБ ГАН (Научно-технический центр по Ядерной и Радиационной Безопасности) организации ГАН (ГосАтомНадзор).
Общий период реализации проекта составлял около 24 месяцев. Контракт вступил в силу 13 ноября 1996 года. Дата завершения проекта – 13 ноября 1998 года.
Работа проводилась в соответствии с требованиями, установленными в руководстве по обеспечению качества, основанного на соответствующих стандартах МАГАТЭ и международных стандартах, применяемых для ядерных установок.
1 Введение
Корпус реактора под давлением, как основной компонент первого контура ядерного реактора с водой под давлением, играет очень важную роль в обеспечении безопасности АЭС, поскольку он является единственным компонентом, поддерживающим три фундаментальных принципа безопасности атомной станции- контроль активной зоны, охлаждение топлива и ограничение радиоактивности. Следовательно, целостность корпуса реактора – это ключевой вопрос в обеспечении безопасности станции.
Одной из проблем, характерной для реакторов ВВЭР-440 (230 и более ранние блоки 213, включая АЭС Loviisa) первого поколения, является нейтронное охрупчивание области активной зоны корпуса реактора и, в частности, сварного шва напротив активной зоны. На этих блоках были внедрены модели уменьшенной активной зоны, используя холостые твэлы, и большинство из них было подвергнуто отжигу.
У реакторов ВВЭР-440 старых под-серий (230) нет достаточных базовых данных по составу материалов корпуса реактора и начальным механическим характеристикам, и для этих реакторов никакой конкретной программы наблюдения подготовлено не было. Проведение дополнительных исследований с прямым отбором образцов обеспечили дополнительную информацию, но и эта информация несет в себе ряд неопределенностей. Кроме того, такие аспекты как эффективность отжига и кинетика повторного охрупчивания анализировались, в основном, на ограниченном количестве соответствующих материалов, и, следовательно, существует потребность в проведении дальнейшего обоснования.
В этой связи очень важно достичь общего понимания и принять верные подходы и методологии по обеспечению целостности корпуса реактора и, как результат, достич безопасной эксплуатации станций. Здесь необходимо учесть все аспекты (материалы, выбор переходного процесса, анализ сценария, термогидравлические нагрузки и исследования напряжений, конструкционная механика и проведение инспекции в процессе эксплуатации).
2 Цели
Общая цель данного проекта – усиление роли ГАН и его НТЦ в области обеспечения целостности Корпуса реактора под давлением, сосредоточив основное внимание на блоках ВВЭР 440/230 (Блоки3/4 Нововоронежской АЭС и Блоки 1\2 Кольской АЭС). Оказать поддержку в обеспечении внедрения в России соответствующей лицензионной методологии.
Конкретная цель данного проекта - оценка результатов проекта R1.1/91 (Охрупчивание Корпуса Реактора) Программы TACIS, известного как «промышленный проект» (см. Обзор выполнения проекта). «Промышленный проект» был посвящен оценке такого аспекта, как роль материалов в обеспечении целостности корпуса реактора блоков ВВЭР-440/230, используя образцы, взятые с блоков 2-4 Нововоронежской АЭС. Поставки, сделанные в рамках «промышленного проекта» (см. Ссылку [1]), могут быть использованы и в рамках данного проекта. 14 февраля 1996 года в городе Ерланген был проведен информационный семинар, где была собрана дополнительная информация.
Кроме того, изучение материалов завершилось проведением анализа нагрузки на корпус реактора во время переходных процессов, связанных с теплогидравлическим ударом (PTS), и инспекцией корпуса реактора в процессе эксплуатации.
3 Реализация проекта
Участники проекта определили следующую структуру рабочего плана, охватывающего главные проблемы, подлежащие рассмотрению для достижения целей проекта:
Задача 1: Основные факторы, влияющие на процесс Охрупчивания;
Задача 2: Уменьшение охрупчивания в результате проведения отжига;
Задача 3: Потеря целостности корпуса реактора под давлением в результате хрупкого разрушения;
Задача 4: Анализ программы проведения инспекции в процессе эксплуатации;
Задача 5: Конструкционная целостность корпуса реактора под давлением после отбора проб;
Задача 6: Технические рекомендации для решения проблем, связанных с корпусом реактора.
Подготовлены 5 промежуточных отчетов (по задачам) и окончательный отчет [1] (все на английском языке). Для каждой из 5 технических областей (задачи 1-5), обсуждаемых в проекте, представлены конкретные выводы и рекомендации.
4 Обзор результатов проекта
4.1 Выполненный объем работы
Данный проект осуществлялся в течение запланированного периода времени, и в ходе реализации проекта был подготовлен ряд хороших технических отчетов, рассматривающих все аспекты оценки целостности корпуса реактора. Упор делался на рассмотрение блоков ВВЭР-440/230, но сам анализ носил более широкий характер. Таким образом, результаты, полученные из других источников, включая исследования, выполненные участниками проекта, дополнили результаты, полученные в ходе реализации «промышленного проекта», сосредоточенного, главным образом, на материаловедческих аспектах.
Систематическое проведение исследований предусматривает подготовку тематических информационных обзоров, которые являются ценной базой для выработки регулирующих положений. Кроме того, при подготовке выводов и рекомендаций необходимо рассмотреть все разработки, сделанные в каждой тематической области.
Цель задачи 1 – проведение анализа полученных результатов и данных по «промышленному проекту». Главный акцент здесь делался на вопросе уверенности в надежном прогнозировании вязкости разрушения материала Kic в зависимости от дозы нейтронного облучения, используя температуру вязкохрупкого перехода Tk как промежуточный параметр. Использование мини-образцов Шарпи-V обсуждается в рамках задачи 2, в то время как выполнение оценки прочностных свойств при растяжении по результатам испытаний на твердость находится за рамками данного проекта.
Цель задачи 2 – анализ предупредительных мер (меры по снижению флакса, например, уменьшенная активная зона вследствие выгорания или холостые сборки) и исправительных (термический отжиг) смягчающих мер с акцентом на проблеме эффективности и долговечности. С этой целью рассматриваются следующие аспекты: определение допущений и процедур, используемых в «промышленном проекте”, оценка данных, используемых для разработки регулирующей базы, анализ случаев, связанных с блоками 1 и 2 Кольской АЭС и Блоками 3 и 4 Нововоронежской АЭС, а также сравнение эффективности различных смягчающих методов.
Успешно предложены три эмпирические концепции (консервативные, горизонтальные и поперечные сдвиги в уменьшении консерватизма) для прогнозирования кинетики повторного охрупчивания, включая остаточное охрупчивание. Они представлены на рисунке 3.
|
|
|
Рисунок 3: Фундаментальные модели кинетики повторного охрупчивания
(a – консервативный сдвиг / b – горизонтальный сдвиг / c – вертикальный сдвиг)
Цель задачи 3 – рассмотрение процесса отбора критичных переходных режимов и методологии анализа целостности.
Анализ целостности корпуса реактора основан на сравнении козффициентов максимальной интенсивности напряжения, которая может иметь место на кончике постулированных трещин (различные размеры, формы, ориентации и позиции) в ситуациях, связанных с потенциальными эффектами превышения давления (нормальная эксплуатация и самые тяжелые переходные режимы PTS), с ударной вязкостью материала (зависит от температуры и коррелируется с Tk в конце рассматриваемого эксплуатационного периода). На диаграмме представлен анализ типичного переходного процесса (рисунок 4).
Рисунок 4: Оценка целостности корпуса реактора в аварийных условиях. Схема анализа переходного процесса
При нейтронном охрупчивании происходит сдвиг кривой ударной вязкости материала к более высоким температурам. Целостность обеспечивается до того момента, как кривая материала пересекает кривую нагрузки (на ветви увеличения тракта нагрузки). Соответственно, допустимое значение Tk (Tka) можно определить, используя функции его кодифицированной температурной зависимости для каждого переходного процесса и конфигурации трещины. Наконец, минимально допустимое значение Tka может быть определено для обеспечения целостности корпуса реактора и, соответственно, кумулятивного предела времени эксплуатации.
Цель задачи 4 – анализ тех Российских регулирующих документов, которые устанавливают положения по проведению инспекции в процессе эксплуатации (ISI) корпуса реактора ВВЭР (исключая крышку корпуса), для достижения понимания целей ISI и ее ограничений. В анализ были включены некоторые результаты ранее проводимых ISI.
НТЦ ГАН предоставил информацию, обозначенную в «Перечне Вопросов», для формирования основы проведения анализа. Эта информация содержит объем, периодичность и технические аспекты проведения инспекции во время эксплуатации сварных швов корпуса реактора.
Цель задачи 5 – оценка эффектов залечивания (после отбора проб) у внутренней поверхности корпуса реактора на поля локальных напряжений во время нормальной эксплуатации и в аварийных условиях и допустимой температуры перехода Tka в типичных переходных режимах. Имеются результаты, полученные в ходе реализации «промышленного проекта», а также результаты дополнительных независимых исследований.
4.2 Обсуждение
Основные выводы и рекомендации играют существенную роль в установлении веской основы для дальнейшей безопасной эксплуатации, в основном, блоков ВВЭР 440/230, но в некоторой степени и всех блоков ВВЭР. В этом отношении чрезвычайно важными являются выработанные рекомендации, и необходимо периодическое проведение модернизаций в соответствии с ситуацией, реально существующей на станциях.
5 Рекомендации
Ниже приводятся технические рекомендации, сформулированные подрядчиком:
ü В России методология оценки эффектов охрупчивания основана на тех же элементах (экспериментально обоснованные соотношения и формулы), что и Западных странах. Необходимо постоянное проведение модернизаций для использования в полной мере технических разработок. В этой связи предлагается следующее:
Ø Tk (аналогично RTNDT) плохо соотносится с KIc, но также необходимо закрепить ретроспективный подход к Tk0 (корреляция с химическим составом);
Ø Улучшение корреляции KIc / (T-Tk) на статистической основе или замена ее улучшенными альтернативными концепциями, например, “Master Curve”;
Ø Стандартное значение AF признается консервативным (возможная проверка должна быть основана на ΔKIc), но необходимо дальнейшее изучение температурного эффекта.
ü Модель горизонтального сдвига консервативно прогнозирует эффективность отжига и кинетику повторного охрупчивания, но необходимо рассмотреть зависимые неопределенности. При этом:
Ø Для этой цели должна быть разработана методология;
Ø В подразмерных/стандартных корреляциях Шарпи V необходимо рассмотреть биссектрису и сопутствующую ошибку в биссектрисе;
Ø Очень поддерживается отбор образцов для непосредственного определения параметров корпуса реактора на Блоке 1 и 2 Кольской АЭС и дальнейшее ускоренное облучение запасных образцов на главном реакторе.
ü В будущем понадобятся методы наилучшей оценки (продвинутые) (включая анализы неопределенностей) для рассмотрения щепетильных случаев оценки корпуса реактора (низкий запас). Соответственно:
Ø Российским экспертам рекомендуется принять участие в кодификации и упражнениях по разметке контрольных точек с целью повышения уровня знаний и для дальнейшего обоснования Российских кодов;
Ø Несмотря на то, что упрощенные аналитические методы расчета коэффициентов интенсивности напряжений на кончике трещины являются разумными и приемлемыми для корпусов без наплавки, необходимы отлаженные методы механики разрушения для корпусов с наплавкой;
Ø В случае малого запаса с точки зрения Tka, анализ чувствительности различных параметров дефекта мог бы помочь в оценке ситуации;
Ø Рассчитанные допустимые дефекты необходимо рассматривать в контексте проведения и результатов проведения инспекций в процессе эксплуатации (ISI).
ü Российская документация по ISI охватывает все основные вопросы, связанные с эффективным проведением ISI корпуса реактора. Области, рассматриваемые в программе проведения инспекции, аналогичны областям, рассматриваемым в Западной практике. Помимо этого:
Ø Необходимо принятие соответствующих административных мер для ускорения внедрения практических рабочих программ;
Ø Рекомендуется заменить внешние инспекции корпуса реактора на инспекции изнутри для устранения некоторых ограничений (в основном, это касается доступности);
Ø Российская практика, в рамках которой необходимо регистрировать все показания (используя порог регистрации, очень близкий к уровню шума), ценна своей способностью обеспечить контроль последующих инспекций, но здесь нужно использовать современное оборудование;
Ø Для улучшения практики проведения ISI в России в качестве основы предлагается Европейская Методология Оценки Инспекции (разработанная ENIQ).
ü У нескольких корпусов реакторов ВВЭР - 440 /230 (например, Блоки 3 и 4 Нововоронежской АЭС) остались выборки (после «лодочного» отбора образцов)- обычно глубиной 7-10мм и радиусом кривизны 200-300 мм.
Ø Анализы подтвердили очень ограниченный рост локальных пиковых напряжений (несколько процентов/ 40 мм от утонения) для условий нормальной эксплуатации и аварийных условий. Такие эффекты рассматриваются как незначительные.
Ø Проблема утонения стенки должна рассматриваться при оценках событий термогидравлическим ударом.
