Методология обоснования продления срока службы опорных конструкций реакторов аэс с ввэр-440
На правах рукописи
НИКИТЕНКО МИХАИЛ ПАВЛОВИЧ
МЕТОДОЛОГИЯ ОБОСНОВАНИЯ ПРОДЛЕНИЯ СРОКА СЛУЖБЫ ОПОРНЫХ КОНСТРУКЦИЙ РЕАКТОРОВ АЭС С ВВЭР-440
Специальности 05.14.03 - ядерные энергетические установки,
- включая проектирование, эксплуатацию,
вывод из эксплуатации
01.02.04 – механика деформируемого твердого тела
Автореферат
Диссертации на соискание ученой степени
кандидата технических наук
Автор:
Подольск 2007 г.
Работа выполнена в Федеральном государственном унитарном предприятии опытное конструкторское бюро «Гидропресс» (ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС»),
г. Подольск, Московской области.
Научный руководитель:
- доктор технических наук Марголин Борис Захарович
Научный консультант:
- доктор технических наук, профессор Горбатых Валерий Павлович
Официальные оппоненты:
- доктор технических наук, профессор Бараненко Валерий Иванович
- кандидат технических наук, доцент Мурзаханов Гумер Хасанович
Ведущая организация: ФГУП «Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов»
(г. Димитровград, Ульяновской области).
Защита состоится 23 мая 2007г. в малом актовом зале на заседании диссертационного совета Д 212.157.07 при Московском энергетическом институте (техническом университете) по адресу: 111250, Москва, ул. Красноказарменная, д.14
С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке МЭИ (ТУ)
Отзывы на автореферат, заверенный печатью учреждения, в двух экземплярах просим направить по адресу: 111250, Москва, ул. Красноказарменная, д.14. Ученый совет МЭИ (ТУ).
Автореферат разослан « » « » 2007.
Ученый секретарь
диссертационного совета Д212.157.07
к.т.н. профессор Лавыгин В.М.
ВВЕДЕНИЕ
Актуальность темы диссертации. Продление срока эксплуатации действующих АЭС является одной из важнейших тенденций современного этапа развития атомной энергетики и наиболее эффективным направлением вложения финансовых средств для сохранения генерирующих мощностей. Осуществлению этого направления в развитии атомной энергетики России способствовало то, что установленный в проекте 30-летний срок эксплуатации действующих АЭС был определен в 50-60 годах и отражает определенный консерватизм принятой расчетной базы его обоснования, когда отсутствовали опыт проектирования и эксплуатации АЭС, а также фактические эксплуатационные данные по износу оборудования атомных станций. Накопленный опыт эксплуатации АЭС позволяет обосновать пересмотр ранее установленных сроков службы энергоблоков, а кроме того пересмотр и сроков снятия оборудования с эксплуатации.
Опорная конструкция реактора относится к незаменяемым элементам, ресурс которых также определяет срок службы АЭС. В составе документов, необходимых для продления срока эксплуатации энергоблока № 4 НВ АЭС, были представлены материалы, обосновывающие возможность эксплуатации кольцевого бака с опорой реактора с позиции статической и циклической прочности. В процессе экспертизы материалов была выявлена новая и актуальная научно-техническая задача по обоснованию прочности опорной конструкции реактора с позиции сопротивления хрупкому разрушению, и она вошла в условия действия лицензии.
Опорная конструкция реактора АЭС с ВВЭР-440 первого поколения представляет собой многократно статически неопределенную сварную нетермообрабатываемую конструкцию, изготовленную из малоуглеродистой низколегированной стали. В процессе эксплуатации опорная конструкция подвергается низкопоточному облучению при низкой температуре, что приводит к значительному охрупчиванию стали.
В общем случае обоснование прочности сварных нетермообрабатываемых конструкций включает следующие этапы:
- формулировку условий работоспособности конструкции в зависимости от масштаба повреждений её элементов;
- формулировку условий обеспечения прочности элементов конструкции;
- анализ и учет влияния технологических факторов (например, сварки) с точки зрения наличия дефектов типа несплошностей в конструкции, остаточных технологических напряжений (например, сварочных) и изменение свойств используемых материалов;
- анализ и учет эксплуатационных факторов (например, эксплуатационной нагрузки, нейтронного облучения) с точки зрения анализа нагруженности и деградации свойств материала (например, охрупчивание материала под воздействием нейтронного облучения).
Указанный комплекс задач применительно к особенностям изготовления и эксплуатации опорной конструкции не был решен. Поэтому цель диссертационной работы может быть сформулирована следующим образом.
Цель работы: Разработка методологии обоснования продления срока службы (ПСС) опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР440 первого поколения по критерию сопротивления хрупкому разрушению и обоснование ПСС опорных конструкций до 45 лет.
Решаемые вопросы для достижения поставленной цели:
- определить перечень элементов, повреждение каждого из которых приводит к нарушению нормального функционирования опорной конструкции в целом; такие элементы названы критическими элементами;
- сформулировать условие обеспечения прочности критических элементов по критерию хрупкого разрушения;
- выполнить анализ возможной дефектности опорной конструкции и сформулировать требования к размерам расчетных дефектов;
- определить остаточные сварочные напряжения в критических элементах опорной конструкции;
- определить коэффициенты интенсивности напряжений (КИН) для различных критических элементов и различных геометрий расчетных дефектов с учетом остаточных сварочных напряжений;
- установить критическую температуру хрупкости для металла опорной конструкции реактора в исходном состоянии;
- получить дозовые зависимости, описывающие сдвиг критической температуры хрупкости от флюенса F и флакса w нейтронов;
- выполнить экспериментальное определение плотности нейтронного потока на опорную конструкцию реактора;
- обосновать расчетами на СХР продление срока службы опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения.
Научная новизна:
1. Сформулирован и решен комплекс взаимосвязанных задач, позволяющих проводить оценку целостности сварных нетермообрабатываемых конструкций, подвергаемых нейтронному облучению, включающий:
-структурный анализ нетермообрабатываемых металлоконструкций и выявление критических элементов;
-определение доминирующих технологических и эксплуатационных факторов;
-анализ и выбор определяющих эксплуатационных режимов;
-расчет остаточных сварочных напряжений в опорной конструкции;
-получение дозовых зависимостей нейтронного охрупчивания углеродистых сталей в условиях низкопоточного облучения при низких температурах;
-анализ обеспечения прочности критических элементов по критерию хрупкого разрушения.
2. Выполнено обоснование СХР опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения, которое, совместно с другими документами, легло в основу принятия положительного решения по продлению сроков службы АЭС с ВВЭР-440 первого поколения.
Практическая значимость:
1. Результаты выполненных работ позволили обосновать безопасную эксплуатацию опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения за пределами проектного срока службы, что в свою очередь позволило продлить срок службы 3,4 блоков НВ АЭС и 1,2 блоков Кольской АЭС.
2. Разработанная методология может быть рекомендована для обоснования целостности сварных нетермообрабатываемых конструкций других типов реакторов, подвергаемых нейтронному облучению.
Достоверность и обоснованность научных положений, выводов и рекомендаций
Подтверждается результатами экспериментальных исследований, согласованностью оригинальных данных с литературными, использованием современных методов расчета напряженного состояния, концепций механики разрушения и методами статистической обработки данных.
Личный вклад автора в получение научных результатов
- Сформулирован и решен комплекс взаимосвязанных задач, позволяющий проводить оценку целостности сварных нетермообрабатываемых конструкций подвергаемых нейтронному облучению.
2. Выполнено расчетное обоснование СХР опорных конструкций 3,4 блоков НВ АЭС и 1,2 блоков Кольской АЭС.
Апробация работы
Основные материалы диссертационной работы докладывались на российских и международных конференциях, семинарах и совещаниях, в т.ч. в Варне (Болгария) 2001г., 2002г., на семинаре в МАГАТЭ в 2003г., на 9 международной конференции "Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС" (г. Пушкин) в 2006 г.
Публикации
Материалы, отражающие основное содержание диссертационной работы, представлены 5 публикациями.
Структура и объем диссертации: Диссертация состоит из введения, пяти глав, выводов по работе, литературы. Материалы диссертации изложены на 150 страницах и содержат 55 рисунков и 22 таблицы, в списке литературы 69 наименований.
КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ
Во введении обосновывается актуальность темы диссертации, определяются цели и задачи работы, приводится общая характеристика работы. Как показал анализ отечественных и зарубежных источников данная научно-техническая задача решается впервые. Именно при ее решении сформулирован перечень задач, разработана методология и получены результаты, важные и для других установок.
В первой главе приведено описание объекта исследований - опорной конструкции реактора, её геометрические характеристики, используемые для её изготовления конструкционные материалы, их физико-механические характеристики и допускаемые напряжения в элементах конструкции в эксплуатационных режимах, условия работы опорной конструкции.
Объект исследования - опорная конструкция реактора АЭС с ВВЭР-440 первого поколения (рис.1) представляет собой опору и кольцевой бак, предназначенные для установки и закрепления корпуса реактора, восприятия статических, гравитационных и температурных нагрузок при нормальных условиях эксплуатации, наложении на нормальные условия эксплуатации нарушений нормальных условий эксплуатации и аварийных ситуаций.
Рис 1. Опорная конструкция реактора
Расчетное обоснование элементов опорной конструкции реактора выполняется для режимов НУЭ и сочетания нагрузок НУЭ+ПЗ, НУЭ+МРЗ, НУЭ+ПА+ПЗ. В НУЭ включены режимы:
- работа при номинальной мощности;
- перегрузка топлива при ППР;
- осмотр корпуса реактора при ППР с полным осушением;
- гидроиспытания кольцевого бака.
Анализ условий работы опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения показали, что на результаты СХР влияют нагрузки от эксплуатационных режимов, ОСН, форма и размеры постулируемых расчетных дефектов в элементах конструкции, а также их пространственная ориентация, КИН, критическая температура хрупкости материала и температура эксплуатации, плотность нейтронного потока и флюенс нейтронов, падающие на опорные конструкции реактора.
На основе анализа комплекса задач, применительно к особенностям изготовления и эксплуатации опорной конструкции, была сформулирована цель работы и определены решаемые вопросы для достижения поставленной цели.
Во второй главе с учетом вероятностных подходов сформулированы условия обеспечения хрупкой прочности элементов опорных опорных конструкций ВВЭР-440 первого поколения с полуэллиптической и сквозной трещинами.
В случае наличия КИН, обусловленных действием первичных и вторичных напряжений, условие обеспечения хрупкой прочности для полуэллиптических трещин можно представить в виде:
. 
где: 
; n – коэффициент запаса; KIP – КИН, обусловленный первичными напряжениями; KIS – КИН, обусловленный вторичными напряжениями (остаточными сварочными напряжениями).
При формулировке условий обеспечения хрупкой прочности для сквозных трещин в узлах приварки ребер к внутренней и наружной обечайкам кольцевого бака реактора происходит нагружение как по I-ой, так и по II-ой моде, поэтому необходимо учитывать наличие КИН – KI и KII. При выполнении протяженных швов остаточные касательные напряжения, действующие параллельно направлению сварки, практически отсутствуют, поэтому при расчете KII вкладом остаточных сварочных напряжений можно пренебречь, условие обеспечения хрупкой прочности для сквозных трещин записывается в виде:
где:
В этих уравнениях 
- максимальные нормальные к трещине напряжения от силовой и (или) весовой нагрузки, осредненные по толщине S рассматриваемого элемента; 
- остаточные сварочные нормальные к трещине напряжения, осредненные по толщине S рассматриваемого элемента, 
- максимальные касательные напряжения от силовой и (или) гравитационной составляющей массовой нагрузки, осредненные по толщине S рассматриваемого элемента.
Анализ опорной конструкции показал, что наличие дефектов в опорной конструкции реактора в основном может быть обусловлено процессом сварки.
По результатам анализа элементов кольцевого бака были выбраны два типа расчетных дефектов:
Для обечаек и днища, поскольку основным условием прочности является обеспечение герметичности, в качестве расчетного дефекта была принята поверхностная полуэллиптическая трещина. глубиной а=0,25S, но не менее 6 мм, протяженностью 2с=1,5S, но не менее 36 мм (рис 2).
Для узлов приварки внутренних и внешних ребер к обечайки кольцевого бака для которых основным условием обеспечения прочности является отсутствие отрыва ребер в качестве расчетного дефекта рассматривается сквозная трещина длиной 2l=1,5S, но не менее 36 мм.(рис. 3,4). Ориентация и локализация сквозной и поверхностной трещин идентичны: нормаль к плоскости трещины ориентирована перпендикулярно направлению сварки, трещина локализована в зоне перехода сварного шва к основному металлу.
Рис. 2. Поверхностная полуэллиптическая трещина в обечайке
кольцевого бака реактора
 |  |
Рис. 3. Сквозная трещина, при развитии которой происходит отрыв ребра
от обечайки кольцевого бака реактора
Рис. 4. Трансформация поверхностной трещины в сквозную трещину
В третьей главе выполнен анализ работы опорной конструкций реактора который показал, что ее работоспособность зависит от работоспособности отдельных ее узлов, называемых ключевыми.
Под ключевыми элементами понимаются элементы, повреждение или разрушение которых может привести к нарушению нормального функционирования опорной конструкции в целом.
Анализ работы конструкции показал, что к ключевым элементам можно отнести следующие сварные узлы:
1) узел приварки ребра к внутренней или наружной обечайкам кольцевого бака реактора. Развитие поверхностных трещин в стенке обечайки может привести к потере герметичности кольцевого бака реактора. Развитие сквозной трещины в плоскости вдоль сварного шва может привести к отрыву ребра от внутренней или наружной обечаек кольцевого бака реактора и таким образом существенно снизить жесткость и несущую способность опорной конструкции;
2) узел, образованный продольным стыковым сварным швом, обеспечивающим соединение частей внутренней или наружной обечаек кольцевого бака реактора. Развитие поверхностной трещины в стенке обечайки может привести к потере герметичности кольцевого бака реактора;
3) узел приварки днища к обечайкам кольцевого бака реактора. Развитие поверхностной трещины в днище может привести к потере герметичности кольцевого бака реактора;
4) узел приварки Г-образной опоры к внутренней обечайке кольцевого бака реактора Развитие поверхностной трещины может привести к потере герметичности кольцевого бака реактора;
5) узел приварки опорной плиты к наружной обечайке кольцевого бака реактора. Развитие поверхностной трещины в стенке обечайки может привести к потере герметичности кольцевого бака реактора. Развитие сквозной трещины вдоль сварного шва может привести к отрыву опорной плиты от наружной обечайки кольцевого бака реактора и, таким образом, привести к частичной или полной потере несущей способности опорной конструкции.
Для указанных выше ключевых элементов с помощью решения методом конечных элементов (МКЭ) серии неизотермических упругопластических задач получены поля ОСН, которые являются исходной информацией для расчета КИН, обусловленных сварочными напряжениями.
Моделирование процесса сварки выполнялись посредством решения температурных и термодеформационных задач методом конечных элементов. Весь процесс сварки разбивается на малые временные интервалы (, ). На каждом интервале времени решается температурная задача и в результате определяется поле температур. При известном поле температур на временном этапе (,), вычисляется приращение температурной деформации Т=(Т)Т-(Т)Т ((Т) - зависимость коэффициента линейного расширения от температуры). Поле температурной деформации Т является исходной информацией при решении неизотермической упругопластической задачи в плоской постановке (плоская деформация) на временном интервале (, ). При решении упругопластической задачи принимается, что упругопластическое деформирование основного металла и металла шва описывается моделью идеального упругопластического тела. Определение НДС осуществляется посредством последовательного прослеживания на интервалах времени всей истории деформирования в процессе сварки. Моделирование очередности заполнения разделки по проходам отражало реальную последовательность
Расчет выполнялся по следующей схеме:
- уточнение разделки под сварку и технологии выполнения сварного шва (порядок заполнения сварного шва, порядок наложения валиков в разделку под сварку и т.д.);
- разработка расчетной схемы, приводящей к консервативной оценки ОСН;
выполнение расчета ОСН.
По результатам расяетного анализа определены сечения наиболее вероятного развития трещин в ключевых элементах.
На основании метода весовых функций рассчитаны коэффициенты интенсивности напряжений (КИН) от эксплуатационной нагрузки и от остаточных сварочных напряжений для полуэллиптических трещин, локализованных в сечениях ключевых элементов, где развитие трещин наиболее вероятно. Расчет КИН проведен для двух точек фронта полуэллиптической трещины: для поверхностной точки и для наиболее глубокой точки фронта трещины.
Предложено интерполяционное уравнение для расчета КИН вдоль фронта трещины на основании данных по КИН для поверхностных и наиболее глубоких точек фронта трещины.
Анализ выполненных расчетных оценок коэффициента интенсивности напряжений для поверхностных полуэллиптических трещин, находящихся под действием остаточных сварочных напряжений, показали, что зависимость коэффициента интенсивности напряжений в наиболее глубокой точке полуэллиптической трещины (точка у малой полуоси) от глубины трещины в большинстве случаев имеет экстремум, в то время как коэффициент интенсивности напряжений в точке на поверхности (точка у большой полуоси) монотонно увеличивается с увеличением глубины трещины.
В четвертой главе на основании анализа литературных данных и результатов эксперимента установлено значение ТКО для стали Ст3сп5 и её сварных соединений. С целью получения консервативных оценок по сопротивлению хрупкому разрушению элементов опорной конструкции было принято решение принять значение ТКО=+200С для стали марки Ст3сп5 и её сварных соединений, что не противоречит нормативным данным.
Анализ данных по радиационному охрупчиванию конструкционных сталей, полученных в экспериментах, проводившихся на исследовательских реакторах при плотности потока (флаксе) быстрых нейтронов wЕ>1~1012 41014 нейтр/см2.с показал, что сдвиг равный 40-60 0С, в случае низкопоточного облучения обнаруживается при флюенсе меньшем 810 раз.
С позиций безусловного обеспечения безопасности эксплуатируемой конструкции, представляется целесообразным учесть потенциальное влияние флакса на основе предположения, что наблюдаемое при низкопоточном облучении при низкой температуре ускоренное радиационное охрупчивание углеродистой стали является следствием не спектрального эффекта, а флакса быстрых нейтронов как такового. Для того, чтобы учесть этот фактор принято, что уменьшение флакса в интересующих нас пределах увеличивает дозу повреждения материала при равном флюенсе, но не оказывает влияния на максимальную достижимую величину ТF. Тем самым признается, что формирующаяся в условиях низкотемпературного облучения популяция радиационных дефектов может достигать некоего состояния, близкого к равновесному, которое не зависит от скорости образования дефектов (эффект «самоотжига»).
Анализ основных закономерностей охрупчивания углеродистых сталей под влиянием облучения и температуры показал, что сдвиг критической температуры хрупкости может быть описан функцией вида:
DTF=177 ·[1-exp(-D·10-20 ·F)]1/2+34, C
D=17,23/[1,9 ·lg(w)-13,54]
где: F – флюенс нейтронов нейтр/см2 ;
w – флакс нейтронов нейтр/см2.c Е > 0,5 МэВ.
Сдвиг DTF от флюенса нейтронов в сопоставлении с расчетной кривой для w=6,7*1012нейтр/см2.с (Е$0,5МэВ) приведен на рис. 5:
Флюенс 1018 нейтр/см2 (Е$0,5МэВ)
Рис.5. Значение сдвига критической температуры хрупкости стали Ст3 в зависимости от флюенса нейтронов
Углеродистые стали практически не проявляют склонности к тепловому охрупчиванию. Исходная предрасположенность углеродистой стали к деформационному старению реализуется в ее повышенной чувствительности к радиационному охрупчиванию, тогда как способность к параллельному и независимому процессу старения в облученной стали при температурах Т<100C исключается.
Следовательно, необходимость аддитивного учета эффекта старения и эффекта радиационного охрупчивания для металла опорных конструкций при температуре эксплуатации 40-600С отсутствует.
Прогнозирование температурной зависимости статической вязкости разрушения материала опорной конструкции реактора в облученном состоянии выполняется с использованием концепции "Master Curve" (мастер кривой) и обработки с помощью этой концепции имеющихся данных по статической вязкости разрушения сталей, аналогичных стали марки Ст3сп5, а также на основании концепции "Базовая кривая" строится расчетная зависимость KIC(T-TK) для стали Ст3сп5.
Принимается, что для облученного материала изменяется только параметр TK (концепция горизонтального сдвига). Параметр TK может быть определен по результатам испытаний маломасштабных образцов на вязкость разрушения или на основании испытаний образцов с V-образным надрезом на ударную вязкость.
Расчетная температурная зависимость статической вязкости разрушения для металла опорной конструкции при Pf=0,05 и B=25мм имеет вид:
KIC(T)=25+75exp(0,019(T-TK)), МПам
Зависимость достаточно хорошо описывают результаты испытаний и кривая, соответствующая вероятности разрушения Pf=0,05, является нижней огибающей экспериментальных данных (рис. 6).
Рис.6. Зависимость статической вязкости разрушения от приведенной температуры
o - экспериментальные данные
Исходная информация о плотности потока и флюенсе нейтронов до настоящего времени базировалась в основном на данных расчетов, корректность которых, с точки зрения консервативности применяемых подходов, требует экспериментального подтверждения.
По результатам анализа напряженного состояния элементов опорной конструкции, а также результатам расчета флюенса нейтронов были определены точки замеров нейтронного потока рис.7:
- в зоне максимального статического напряжения на внутренней стенке кольцевого бака реактора на отметке -0,4 (точка А);
- в ребре на уровне опорного кольца (точка Б);
- в сварном соединении внутренней обечайки с ребром в точке на отметке -1,940 с максимальным значением флюенса (точка В).
Детекторы заключались в кадмиевые чехлы толщиной 0,5 мм, размещались в специально разработанных контейнерах и устанавливались в канал ИК №4, как показано на рис. 8.
Рис.7. Точки замера нейтронного потока в канале ионизационных камер на 4 блоке Нововоронежской АЭС
Рис. 8. Размещение детекторов в канале ионизационных камер
Анализ полученных экспериментальных данных и результатов расчетов показывает, удовлетворительную сходимость измеренного и рассчитанного флакса нейтронов на элементы опорной конструкции (табл. 1).
Таблица 1
| N позиции, i | 1 (максимум) | 2 | 3 |
| Отметка | -1,94 | -0,40 | +0,16 |
| wизмеренное *109нейтр\см2.с | 1,82 | 0,0546 | 0,00182 |
| wрасчетное *109нейтр\ см2.с | 1,85 | 0,49 | 0,164 |
В пятой главе приведен анализ расчетного обоснования опорных конструкций ВВЭР-440 первого поколения по критерию СХР с использованием результатов работ, приведенных в главах 1-4.
Расчет напряженного состояния элементов опорной конструкции выполнен методом конечных элементов в линейно-упругой постановке. При разработке расчетной модели кольцевого бака реактора и опоры учтены особенности геометрии, физические свойства материалов и силовые факторы в различных расчетных режимах. При определении суммарных нагрузок от статики и динамики учитываются механические составляющие статических нагрузок и наиболее неблагоприятное направление динамических нагрузок.
Расчет на сопротивление хрупкому разрушению выполняется для ключевых элементов опорной конструкции реактора, находящихся в зоне нейтронного облучения.
Рис.9 Расчетная схема опорной конструкции реактора
Результаты расчета напряженного состояния элементов опорных конструкций ВВЭР-440 первого поколения от действия статических и динамических нагрузок показали, что наиболее нагруженными элементами опорной конструкции являются обечайка внутренняя, ребра жесткости и опорные ребра и их сварные соединения с обечайкой внутренней.
Напряжения в основном металле обечаек, днищ и ребер кольцевого бака вне сварных соединений настолько малы во всех проектных режимах, что можно сделать вывод о невозможности инициирования хрупкого разрушения в этих элементах.
Критическая температура хрупкости материала кольцевого бака реактора (основной металл, сварные швы) на внутренней поверхности бака на конец 45-го года эксплуатации не превышает 173С. Сварные соединения, расположенные на наружной обечайке кольцевого бака реактора, находятся в зоне незначительного флюенса нейтронов, не превышающего 1,48·1013 нейтр/см2, что позволяет не учитывать эффект радиационного охрупчивания, и с учетом незначительного уровня напряжений в элементах конструкции не проводить расчет на СХР.
Температура облучения опорного кольца порядка 250С, флюенс нейтронов в районе кольца не превышает 1018 нейтр/см2 за 45 лет эксплуатации. В этом случае можно не учитывать эффект радиационного охрупчивания материала.
Расчет сопротивления хрупкому разрушению ключевых элементов опорных конструкций ВВЭР-440 первого поколения с учетом низкопоточного облучения при низкой температуре показал, что критерии сопротивления хрупкому разрушению удовлетворяются на протяжении 45 лет эксплуатации.
Основной вклад в напряженное состояние кольцевого бака вносят остаточные сварочные напряжения в сварных швах и прилегающих к ним зонам, а определяющими режимами с точки зрения сопротивления хрупкому разрушению являются режимы НУЭ+ППР и гидравлические испытания на прочность.
РЕКОМЕНДАЦИИ
Разработанный методический подход и схема решения задачи продления срока службы незаменяемых элементов опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения может быть использована для продления срока службы опорных конструкций реакторов других типов.
ВЫВОДЫ
1. На основе выполненного комплекса работ с участием автора подтверждена возможность дальнейшей эксплуатации опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения. На основании полученных результатов Ростехнадзором РФ выдана лицензия на продление эксплуатации Нововоронежской АЭС (блоки 3, 4) и Кольской АЭС (блоки 1, 2) за пределами проектного срока службы 30 лет.
2. На основе анализа конструктивных решений опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР- 440 первого поколения, используемых основных сварочных материалов, технологии изготовления, требований нормативной документации разработана методология выбора расчетного дефекта для различных элементов опорной конструкции.
3. На основе анализа условий нагружения, конструктивных особенностей опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения выявлены критические элементы, повреждение которых может привести к нарушению нормального функционирования конструкции.
4. Разработана методология учета влияния плотности потока нейтронов на низкотемпературное радиационное охрупчивание углеродистых сталей. Для металла опорной конструкции определены закономерности, позволяющие прогнозировать температурную зависимость вязкости разрушения от флюенса нейтронов с учетом флакс-эффекта.
5. Результаты проведенных экспериментальных исследований плотности потока и флюенса нейтронов в зоне опорных конструкций ВВЭР-440 первого поколения подтвердили консервативность расчетных оценок флюенса нейтронов.
6. Разработанная методология выполнения работ по обоснованию срока службы опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР- 440 первого поколения может быть рекомендована для обоснования опорных элементов различных типов ВВЭР, работающих в условиях низкопоточного, низкотемпературного облучения быстрыми нейтронами.
СПИСОК ОСНОВНЫХ ПУБЛИКАЦИЙ
1. Никитенко М.П. Опыт продления срока эксплуатации ВВЭР-440 первого поколения в России // Сборник трудов конференции, посвященной 10-летию Ядерного общества Болгарии (17-20 июня 2001 г. Варна). – Варна, 2001. – с.241 – 249.
2. Драгунов Ю.Г., Рыжов С.Б., Никитенко М.П., Мохов В.А., Плющ А.О., Мозуль И.А., Четвериков А.Е. Повышение безопасности и продления срока службы РУ с ВВЭР-440 первого поколения // Сборник трудов 3-ей научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (18-19 апреля 2002 г. Россия, Москва, концерн «Росэнергоатом»). – Москва, 2002 – с.129 – 136.
3. Драгунов Ю.Г., Никитенко М.П., Четвериков А.Е. (ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС»), Сорокин Н.М. (ФГУП Концерн «РОСЭНЕРГОАТОМ, Москва), Адамчик С.А. (Федеральная служба по атомному надзору России, Москва). Аспекты безопасности при продлении срока службы АЭС с ВВЭР на примере Нововоронежской АЭС // Сборник трудов ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС». – Подольск, 2004. – Вып. 5, часть 1, с.31-36.
4. Четвериков А.Е., Драгунов Ю.Г., Рыжов С.Б., Никитенко М.П., Плющ А.О. Управление ресурсом оборудования реакторных установок АЭС с ВВЭР // Сборник трудов ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС». – Подольск, 2005. – Вып. 6, с.137 – 158.
5. Цофин В.И., Розанов К.Г., Четвериков А.Е., Никитенко М.П., Пиминов В.А. (ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС» Подольск, Россия) и др. Расчетно-экспериментальное определение плотности потока нейтронов на опорной конструкции корпуса реактора ВВЭР-440 первого поколения // Сборник «Вопросы атомной науки и техники», серия: «Обеспечение безопасности АЭС». – Подольск, 2006. – выпуск 15, с. 73-79.
