ПРОБЛЕМЫ И ОСОБЕННОСТИ В ОБОСНОВАНИИ ПРОЧНОСТИ НЕКОТОРОГО ОБОРУДОВАНИЯ АЭС

Чтобы узнавать последние новости, подпишись на нашу группу в VK

ПОДЕЛИСЬ ССЫЛКОЙ С ДРУЗЬЯМИ!



ПРОБЛЕМЫ И ОСОБЕННОСТИ В ОБОСНОВАНИИ ПРОЧНОСТИ НЕКОТОРОГО ОБОРУДОВАНИЯ АЭС

Специфичность предъявляемых требований по безопасности, условия работы и конструкция отдельного оборудования определяют и особенности в подходе к обоснованию его прочности и долговечности. В основном эти особенности сводятся к акценту в сторону глубины обоснования по тому или иному направлению. Однако иногда оказывается необходимым применение нетрадиционных подходов и методов, выходящих за рамки нормативных документов, что требует проведения специальных исследований, а иногда и принятия серьезных компенсирующих мероприятий. Как правило, это происходит при возникновении проблем при эксплуатации, связанных с повреждениями оборудования, причины которых однозначно и быстро установить не удается, или в случаях появления ранее не известной информации или действии принципиально новых, не учитывающихся при проектировании явлениях, процессах и свойствах, а также при появлении принципиально новых требований в нормативных документах. Кратко остановимся на некоторых из таких случаев.

Классическими примерами влияния появления принципиально новых требований нормативных документов к обеспечению безопасности АЭС, которые радикальным образом повлияли на облик АЭС в целом, являются необходимость учета в проектах течей теплоносителя, обусловленных постулируемыми разрывами трубопроводов до максимальных размеров включительно, и требования по обеспечению сейсмостойкости АЭС. Эти требования привели не только к разработке новых методов и критериев в обосновании, но и к разработке новых систем безопасности, к разработке и внедрению специальных устройств, воспринимающих интенсивные динамические нагрузки от оборудования. Напротив, внедрение в новые проекты новой концепции безопасности ТПР позволяет отказаться от необходимости установки дополнительных опор, ограничителей биений труб, защитных экранов других элементов конструкций, требуемых для компенсации последствий и восприятия значительных динамических нагрузок при постулируемых внезапных разрушениях труб, а также отказаться полностью или частично от рас-
смотрения комбинаций этих аварийных нагрузок с нагрузками от НУЭ и ПЗ. Однако доказательство применимости этой концепции также требует выполнения большого объема расчетных и экспериментальных работ, внедрения чувствительных систем контроля металла и систем обнаружения и контроля течей.

Примером возникновения проблем при эксплуатации из-за повреждения оборудования может служить повреждение коллекторов теплоносителя первого контура на парогенераторах ПГВ-1000. При формальном удовлетворении всем требованиям норм расчета на прочность при различной степени выработки проектного срока службы, коллекторы теплоносителя первого контура оказывались поврежденными путем растрескивания.

Трещины в основном выявлялись специальным контролем при остановке блока, а иногда по повышению активности во втором контуре на работающей установке. В процессе выполнения специальной программы расчетно-экспериментальных исследовательских и опытно-технологических работ была выявлена многофакторность причин повреждения коллекторов на фоне слабо изученного свойства стали 10ГН2МФА снижать пластические свойства при температуре в районе 280 °С (температура на выходе из теплообменных труб парогенератора) под действием медленно нарастающих деформаций. Вот лишь некоторые из факторов, выявленных в ходе исследований, оказывающих влияние на долговечность коллекторов:

  1. остаточные напряжения в коллекторе, обусловленные технологией изготовления как самих коллекторов, так и парогенератора в целом (сварка, наплавка, сверление отверстий под большое количество теплообменных труб и их взрывная завальцовка в коллекторе);
  2. изгиб и «заневоливание» коллекторов в корпусе парогенератора при взрывной заваль-цовке теплообменных труб;
  3. наличие напряжений на наружной поверхности коллекторов из-за недовальцовки теплообменных труб в этом районе;
  4. разнообразные эксплуатационные нагрузки, вызванные как проектными измерениями параметров первого и второго контуров в различных режимах, так и особенностями сложной конструкции парогенератора;
  5. воздействие коррозионно-активной среды с высокими параметрами прежде всего второго контура и сложности соблюдения требуемого химического состава котловой воды.

Оказалось, что ни один из оказывающих влияние факторов самостоятельно не в состоянии привести коллектор к выявляемому повреждению за весь срок службы. Лишь их комплексное воздействие при определенных условиях способно привести к выходу коллекторов из строя.

Параллельно с выполнением необходимых исследований внедрялись мероприятия, позволившие в конечном итоге снять остроту проблемы. Была изменена технология изготовления новых парогенераторов, разневолены и подвергнуты низкотемпературной термообработке еще не поврежденные коллекторы на действующих АЭС, ужесточен контроль за водно-химическим режимом котловой воды и состоянием металла коллекторов, а также разработана и реализована на одном из блоков технология ремонта поврежденных коллекторов.

Таким образом, приобретенный на этом примере опыт позволяет констатировать следующее:

  • во время выполнения проекта парогенератора совокупное действие выявленных позднее факторов известно не было;
  • экспериментальная полномасштабная отработка парогенератора и другого крупногабаритного оборудования РУ с полным воспроизведением технологии изготовления и штатных условий АЭС была и остается до сих пор невозможной;
  • в нормативных документах не нашли должного отражения вопросы комплексного учета всех влияющих на ресурс факторов;
  • накопленный опыт проектирования, обоснования и эксплуатации позволяет принимать адекватные решения и меры по устранению или компенсации тех или иных причин повреждения оборудования даже в условиях их недостаточной изученности;
  • подобные ситуации, несмотря на их явную негативность, оказывают существенное положительное влияние на совершенствование нормативной, программно-методической и экспериментальной базы обоснования прочности и долговечности РУ с ВВЭР.


Примером конструкции, требующей акцентированного внимания к некоторым аспектам прочностного обоснования, могут служить ВКУ реактора. В НУЭ обычные механические и термические нагрузки на ВКУ незначительны. Они определяются массой самих ВКУ и
активной зоны, усилиями поджатия специальных упругих элементов, небольшими перепадами давления и температуры теплоносителя на различных конструктивных элементах. Однако в нормальном стационарном режиме работы установки долговечность ВКУ в основном определяется действием вибрации, возбуждаемой турбулентным потоком теплоносителя, омывающим поверхности внутриреактор-ных конструкций, а также действием нейтронного и гамма-излучения, порождающего такие явления и процессы в материале, как распухание, радиационная ползучесть, радиационные охрупчивание и упрочнение, внутренние тепловыделения. Перечисленные факторы действуют одновременно и на протяжении всего периода эксплуатации, а действующие нормативные документы не содержат необходимых для обоснования прочности и долговечности данных, методик и критериев оценки результатов. Актуальность проблемы усиливается в связи с тем, что для разрабатываемых проектов АЭС нового поколения предполагается увеличение срока службы основного оборудования с 30 до 50-60 лет. При решении стоящих в связи с этим проблем на стадии проектирования приходится опираться прежде всего на практический опыт эксплуатации прототипов и аналогов, а также на данные опубликованных научных исследований различных авторов.

Вибропрочность и вибростойкость ВКУ реактора определяется их конструктивным исполнением, надлежащей отработкой опорных узлов, мест сопряжения элементов между собой и проточной части всего контура циркуляции теплоносителя. Последнее является особенно важным, так как сам контур может являться источником неблагоприятных пульсации давления и расхода в потоке теплоносителя из-за наличия в нем такого мощного источника возмущений, как ГЦН, а также резонатором стоячих акустических волн давления. В связи с большими неопределенностями и сложностью теоретического адекватного описания гидроупругого взаимодействия конструкций с движущимся теплоносителем на стадии проектирования выполняется большой объем экспериментальных исследований на масштабных моделях реактора и всего контура циркуляции. Изучаются гидравлические, гидродинамические и вибрационные характеристики контура и конструкций. Исследуется вибрационный отклик ВКУ на специально нерируемые в широком диапазоне частот и амплитуд пульсации давления. На основании этих модельных экспериментов делается предварительное заключение о приемлемости конструкции ВКУ, при необходимости выставляются специальные ограничения на пульсации, генерируемые работой ГЦН.

Следующим этапом обоснования вибропрочности ВКУ являются исследования, выполняемые непосредственно на АЭС во время пусконаладочных работ по специальной программе. ВКУ реактора и ГЦК оснащаются тензодатчиками, датчиками пульсации давления, акселерометрами. По результатам обработки их показаний при натурных параметрах теплоносителя проводится оценка вибропрочности ВКУ на полный срок службы. После выполнения программы измерений проводится полная ревизия ВКУ, в том числе и на предмет обнаружения возможных результатов воздействия вибраций (трещины, износ, ослабление затяжки крепежных деталей). По итогам выполнения всех работ выпускается заключительный отчет, содержащий окончательные результаты обоснования. Во время работы реактора на мощности контроль за вибрациями и шумами проводится специальной диагностической системой. Кроме того, один раз в четыре года осуществляется ревизия ВКУ с полной выгрузкой их из реактора.

Корпус ВВЭР является другим примером, где особую актуальность представляет глубина обоснования прочности по одному из направлений, а именно - расчет на сопротивление хрупкому разрушению. Несмотря на то, что в действующих «Нормах...» [2] формально содержатся все необходимые данные и указания для выполнения соответствующего расчета на стадии проектирования, современное состояние этой проблемы и практика ее решения для находящихся в эксплуатации корпусных реакторов с водой под давлением первого поколения с учетом современных представлений показывает, что имеется целый ряд вопросов, требующих более глубокого рассмотрения, чем предусматривается «Нормами...». Такими вопросами являются: различия в нормативных требованиях разных стран по данной проблеме; высокая чувствительность расчетных характеристик хрупкой прочности к химическому составу материала, спектру нейтронного потока, длительности и температуре облучения; объек-
тивные трудности в получении новой материа-ловедческой информации; необходимость частого пересмотра прогнозных оценок в результате появления новой информации и требований, а также при внедрении компенсирующих мероприятий.

Эти вопросы постоянно находятся в центре внимания исследователей и конструкторов, выполняются обширные исследовательские программы, в том числе и международные под эгидой МАГАТЭ. Официально издаются рекомендательные документы. В силу этого, на каждом этапе выполнения расчета на CXP (рассмотрение проектных режимов и формирование на их основе расчетных режимов, выбор механических характеристик, выбор расчетных дефектов и их расположения, расчеты температурных полей и полей напряжений в зонах расположения дефектов, вычисление критериев и оценка приемлемости результатов, формулирование выводов и рекомендаций) становится необходимым тщательно и взвешенно оценивать всю имеющуюся информацию, консультироваться и учитывать предложения физиков, материаловедов, теплогидравликов, конструкторов.

Следует отметить, что корпусы ВВЭР-1000 и решения, закладываемые в новые проекты, отвечают современным представлениям по данной проблеме. Для корпусов реакторов первых поколений на основе выполненных работ и сделанных рекомендаций реализованы компенсирующие мероприятия, такие, как: восстановительный отжиг корпуса реактора; установка в активную зону специальных кассет-экранов, ослабляющих радиационную нагрузку на корпус; подогрев воды в системе аварийного охлаждения зоны до требуемой температуры; индивидуальный для каждого блока мониторинг механических свойств и химического состава основного металла и металла сварного шва, расположенного напротив активной зоны.

Дальнейший прогресс в данной области связан в первую очередь с совершенствованием норм, методов экспериментального определения параметров облучения и изменения характеристик материалов как на образцах-свидетелях, так и на материале, вырезаемом непосредственно из корпуса, расчетных кодов для физических, теплогидравлических и прочностных расчетов, контроля за дефектностью корпусов.


ПОДЕЛИСЬ ССЫЛКОЙ С ДРУЗЬЯМИ!







Чтобы получить полную информацию, подпишись на нас Vk.com/enciklopediyatehniki


Энциклопедия машиностроения ПРОБЛЕМЫ И ОСОБЕННОСТИ В ОБОСНОВАНИИ ПРОЧНОСТИ НЕКОТОРОГО ОБОРУДОВАНИЯ АЭС. ЯДЕРНАЯ ТЕХНИКА