Подход к обоснованию прочности и долговечности оборудования атомных электростанций (АЭС) во многом определяется его уникальными конструктивными особенностями, условиями эксплуатации и строгими требованиями безопасности. Часто это требует углубленного анализа по отдельным направлениям. Однако в ряде случаев стандартные методы, описанные в нормативных документах, оказываются недостаточными. Тогда приходится применять нестандартные подходы, проводить специальные исследования и внедрять серьезные компенсирующие меры. Необходимость в этом возникает при эксплуатационных проблемах, таких как повреждения оборудования с неочевидными причинами, появлении новой научной информации, обнаружении ранее неучтенных физических явлений или при введении принципиально новых нормативных требований. Рассмотрим некоторые характерные примеры таких ситуаций.
Влияние новых нормативных требований
Классическими примерами, кардинально повлиявшими на облик АЭС, стали требования по учету течей теплоносителя из-за гипотетических разрывов трубопроводов и по обеспечению сейсмостойкости. Их внедрение привело не только к созданию новых расчетных методик, но и к разработке дополнительных систем безопасности, специальных устройств для гашения динамических нагрузок. В противоположность этому, современная концепция безопасности, основанная на принципе «течь до разрушения» (ТПР), позволяет в новых проектах отказаться от множества защитных элементов, таких как дополнительные опоры или ограничители биений, необходимых для компенсации последствий внезапных разрывов. Однако доказательство применимости этой концепции само по себе требует огромного объема расчетно-экспериментальных работ, внедрения высокочувствительных систем контроля состояния металла и обнаружения течей.
Проблемы эксплуатации: пример с коллекторами парогенераторов
Ярким примером эксплуатационной проблемы стало растрескивание коллекторов теплоносителя первого контура на парогенераторах ПГВ-1000. Несмотря на формальное соответствие нормам прочности, в коллекторах появлялись трещины, которые иногда обнаруживались только по повышению радиоактивности во втором контуре. Масштабные исследовательские работы выявили комплексный, многофакторный характер проблемы. Ключевую роль сыграло слабо изученное свойство стали 10ГН2МФА терять пластичность при температуре около 280°C под действием медленных деформаций. На этот фон накладывались другие факторы:
- Высокие остаточные напряжения от технологических процессов: сварки, наплавки, сверления тысяч отверстий и взрывной завальцовки в них теплообменных труб.
- Деформация и «заневоливание» коллекторов внутри корпуса парогенератора при завальцовке труб.
- Локальные напряжения из-за недовальцовки труб в отдельных зонах.
- Сложный спектр эксплуатационных нагрузок, обусловленных как изменениями параметров в контурах, так и самой конструкцией парогенератора.
- Воздействие коррозионно-активной среды второго контура и трудности поддержания идеального водно-химического режима.
Исследования показали, что ни один из этих факторов в отдельности не мог привести к повреждению за срок службы. Критичным оказалось именно их совместное действие при определенных условиях.
Параллельно с исследованиями внедрялись меры по устранению проблемы: была изменена технология изготовления новых парогенераторов, на действующих блоках коллекторы разневоливались и подвергались низкотемпературному отжигу, ужесточен контроль за состоянием металла и водно-химическим режимом, а также разработана технология ремонта поврежденных коллекторов.
Этот опыт позволяет сделать несколько важных выводов:
- На этапе проектирования совокупное действие всех выявленных позднее факторов не было известно.
- Полномасштабные испытания крупногабаритного оборудования АЭС с полным воспроизведением технологии и условий эксплуатации были и остаются невозможными.
- Нормативные документы не в полной мере учитывают необходимость комплексной оценки всех факторов, влияющих на ресурс.
- Накопленный опыт позволяет принимать эффективные решения по устранению повреждений даже при недостаточной изученности их причин.
- Подобные кризисные ситуации, несмотря на негатив, вносят существенный вклад в совершенствование нормативной базы, методик и экспериментальной практики.
Конструкции, требующие особого подхода: внутрикорпусные устройства (ВКУ)
Внутрикорпусные устройства реактора — пример конструкции, где ключевое значение для долговечности имеют не традиционные механические нагрузки, а другие факторы. В нормальных условиях на ВКУ действуют вибрации от турбулентного потока теплоносителя, а также нейтронное и гамма-излучение, вызывающее радиационное распухание, ползучесть и охрупчивание материала. Эти факторы действуют непрерывно, а нормативная база для их комплексного учета недостаточно развита. Проблема усугубляется с увеличением проектного срока службы реакторов нового поколения до 50-60 лет.
Вибропрочность ВКУ зависит от их конструкции, качества опорных узлов и гидродинамики всего контура циркуляции, который сам может быть источником опасных пульсаций из-за работы главных циркуляционных насосов (ГЦН). Из-за сложности теоретического моделирования гидроупругого взаимодействия на этапе проектирования проводятся масштабные эксперименты на моделях, изучаются вибрационные характеристики и реакция на искусственно создаваемые пульсации.
Следующий этап — натурные испытания на АЭС во время пусконаладочных работ. ВКУ и контур оснащаются датчиками, и по результатам измерений оценивается их вибропрочность на весь срок службы. После этого проводится полная ревизия ВКУ. В дальнейшем за вибрациями следит диагностическая система, а раз в четыре года ВКУ полностью выгружаются для осмотра.
Глубина анализа: корпус реактора и проблема хрупкого разрушения
Для корпуса реактора ВВЭР особую актуальность имеет расчет на сопротивление хрупкому разрушению. Хотя действующие нормы формально содержат все необходимые указания, современная практика эксплуатации реакторов первого поколения показывает, что многие вопросы требуют более глубокой проработки. К ним относятся: различия в международных нормах, высокая чувствительность характеристик материала к химическому составу и спектру нейтронного облучения, трудности получения новых данных о материалах, необходимость постоянного обновления прогнозов.
Эти вопросы находятся в фокусе внимания мирового научного сообщества, ведутся масштабные исследовательские программы, в том числе под эгидой МАГАТЭ. Поэтому на каждом этапе расчета (выбор режимов, характеристик материала, расчетных дефектов, оценка результатов) необходимо тщательно анализировать всю доступную информацию с привлечением экспертов из разных областей.
Корпуса современных ВВЭР-1000 и новые проекты отвечают актуальным требованиям. Для реакторов первых поколений реализованы компенсирующие мероприятия: восстановительный отжиг корпуса, установка кассет-экранов для снижения радиационной нагрузки, подогрев воды аварийного охлаждения, индивидуальный мониторинг механических свойств металла.
Дальнейший прогресс в этой области связан с совершенствованием норм, методов экспериментального определения свойств облученных материалов (как на образцах-свидетелях, так и на вырезках из корпусов), расчетных кодов и методов неразрушающего контроля.