CC BY
70
= ЭКСПЛУАТАЦИЯ АЭС -
УДК 621.039.531
О КОНТРОЛЕ СОСТОЯНИЯ МЕТАЛЛА ОБОРУДОВАНИЯ И ТРУБОПРОВОДОВ АЭУ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ
© 2013 г. Е.И. Колоколов
Волгодонский инженерно-технический институт - филиал Национального исследовательского ядерного
университета «МИФИ», Волгодонск, Ростовская обл.
Поступила в редакцию 31.01.2013 г.
Продолжен критический анализ требований к контролю за состоянием металла оборудования и трубопроводов АЭУ при эксплуатации. В предыдущей публикации [1] рассмотрены нормативные требования ПНАЭ Г-7-008-89 к образцам-свидетелям (ОС), которые содержат неопределенности, приводящие к дефициту представительности последних при оценке остаточного ресурса эксплуатируемых атомных реакторов, и предложен новый подход к формированию проб. В настоящей публикации показано, что ввиду изменения свойств материала корпуса реактора в процессе эксплуатации, в частности хрупкой прочности, необходимо менять методологию и технологию аварийного расхолаживания, а также технологию гидроиспытаний при проведении планового или внеочередного контроля, так как эти изменения опасны именно при температурах в районе комнатной.
Ключевые слова: эксплуатационные свойства, образцы-свидетели, корпус реактора, аварийное расхолаживание, гидроиспытания, радиационное охрупчивание, деградация металла, упрочнение, радиационно-стимулированное старение, вязко-хрупкий переход, технологические дефекты, акустическая эмиссия.
Согласно п.7.1.2 ПНАЭ Г-7-008-89 [2] целью контроля за состоянием металла оборудования и трубопроводов в процессе эксплуатации является:
1) выявление и фиксация дефектов металла;
2) выявление и фиксация изменения физико-механических свойств и структуры металла;
3) оценка состояния металла.
При этом периодический контроль проводится планово в процессе эксплуатации (п. 7.1.5), а при нарушении нормальных условий эксплуатации или в аварийных условиях, приведших к изменению параметров работы оборудования и трубопроводов до уровня, превышающего расчетный, проводится внеочередной контроль (п. 7.1.6-2).
Пробы для ОС формируются таким образом, что только часть образцов предназначена для выявления и фиксации изменения физико-механических свойств и структуры металла в процессе высокотемпературной эксплуатации и радиационного воздействия. Основная же масса ОС предназначена для оценки склонности к хрупкому разрушению, которое, в принципе, может произойти только при осуществлении аварийного расхолаживания реактора от температуры эксплуатации (+3000С) до комнатной или при проведении гидравлических испытаний (ГИ) после остановки при плановом или внеочередном контроле перед повторным вводом в эксплуатационный режим. В этом режиме материал корпуса, длительно эксплуатируемого реактора, находится в вязком состоянии, т.е. значительно выше границы образования верхнего шельфа на кривой температурной зависимости ударной вязкости (кривая 2 на рис.1). При резком охлаждении он может попасть в интервал вязко-хрупкого перехода (ВХП), где возможно катастрофическое хрупкое разрушение. Так как интервал температур
©Издательство Национального исследовательского ядерного университета «МИФИ», 2013
ВХП при радиационном облучении и температурном воздействии повышается [3, 4], такая ситуация при проведении вышеуказанных процедур может возникнуть.
Рис. 1. Схема, изображающая интервал ВХР стали 15Х2НМФА-А в исходном состоянии (кривая 1) и в радиационно-охрупченном после длительной эксплуатации (кривая 2)
Температура эксплуатации +300оС находится далеко от границы верхнего шельфа, где может произойти хрупкое разрушение.
По результатам работ, выполненных в рамках программ исследований ОС, было выявлено сверхнормативное повышение Тк сварных швов стали 15Х2НМФА-А [3]. Был сделан вывод о деградации металла в процессе облучения [3, 4] и принято решение о разработке новых материалов, более стойких к радиационному охрупчиванию. Такие материалы, в том числе и сварочные, были разработаны [3, 4] и уже внедрены в производство. Проекты всех новых АЭУ разрабатываются на основе этих сталей. Действующие энергоблоки ВВЭР-1000 (около 30) по достижении ресурса с учетом сверхнормативного охрупчивания будут подвергаться восстановительной термообработке. ЦНИИТМаш такую технологию уже разработал [4]. Следствием этого явилось то, что шесть корпусов реакторов, изготовленных в советское время и находящихся на ответственном хранении на заводе «Атоммаш», оказались невостребованными и их уже предлагают утилизировать или использовать для экспериментов по отработке технологии восстановительной термообработки реакторов, находящихся в длительной эксплуатации.
Такое кардинальное решение представляется преждевременным. Дело в том, что декларируемая [6, 9] деградация металла ОС (т.е. необратимое изменение структуры и свойств в худшую сторону: появление пор, снижение уровня прочности и т.д.) под действием облучения не происходит. Напротив, наблюдается упрочнение, связанное с эффектом радиационно-стимулированного старения (образования предвыделений), (смотри, например, [5, 6]), которое для ОЦК-металлов всегда сопровождается уменьшением пластичности и смещением интервала ВХП вверх. Для режима эксплуатации это положительный фактор, так как компенсирует снижение предела текучести от повышения температуры (кривая 2 на рис. 2) и, следовательно, должно привести к увеличению долговечности. В новых сталях, разработка которых осуществлялась с учетом устранения радиационно-стимулированных предвыделений, (т.е. упрочнения под воздействием облучения) предел текучести (и долговечность) в процессе высокотемпературной эксплуатации будет ниже и приближаться к кривой для материала без облучения (кривая 1 на рис. 2). Более того, для них опыт серийного производства и 30-летней эксплуатации отсутствует.
Штрихом обозначены нормативные значения ПНАЭГ-7-002-86 для предела текучести при комнатной температуре (верхняя линия) и при 350оС (нижняя линия). Соответствующие значения для сталей 15Х2МФА мод. А и 15Х2НМФА-А класс 1, в которых радиационно-стимулированное старение подавлено, будут располагаться несколько выше кривой 1 для исходного состояния.
ЧЧ1
592
-*-2 О
•±¿00
■(-яро нто
Рис. 2. Схема, показывающая температурную зависимость предела текучести стали 15Х2НМФА-А в исходном состоянии (кривая 1) и упрочненной в результате радиационно стимулированного старения при длительной эксплуатации (кривая 2)
В.М. Горицкий в монографии «Тепловая хрупкость сталей» [7] привел интересные факты теплового охрупчивания сосудов давления после длительной эксплуатации. Колонны К-2, изготовленные из стали 16ГС, и работавшие более 20 лет на нефтеперерабатывающих заводах при температуре 360оС, хрупко разрушались при температуре 5оС в процессе проведения регламентированных правилами [8] обязательных ГИ после выполнения профилактических работ. Если бы ГИ провели горячей водой или осуществили только неразрушающий контроль на наличие трещин, сосуды спокойно эксплуатировались бы и дальше. Фактически, автор об этом и пишет: «Опасность хрупкого разрушения сосудов, аппаратов, эксплуатируемых при повышенных температурах, особенно возрастает ввиду обязательности выполнения режима гидро- и пневмоиспытаний согласно Правил [8], которыми температура испытаний регламентируется в диапазоне от +5 до +40оС». Добавим, что в последней редакции данных правилах оговорено, что такие температуры принимаются, если в технических условиях не указано конкретное значение температуры, допускаемой по условию предотвращения хрупкого разрушения.
Атомный реактор - тоже сосуд, работающий под давлением при повышенных температурах. Если мы знаем, что в процессе эксплуатации Тк повысилась, зачем же его подвергать дополнительной опасности, проводя аварийное расхолаживание или ГИ холодной водой?
Как было указано выше, необходимость в аварийном расхолаживании может возникнуть только в случае максимальной проектной аварии (разрушение трубопровода ГЦК) [3]. Во всех других случаях современные системы обеспечения безопасности способны вывести реактор из режима эксплуатации без аварийного расхолаживания [10]. Разработаны и методики действий персонала при появлении течей в трубопроводах АЭУ в процессе эксплуатации [11].
Не понятно, из каких соображений максимальной проектной аварией признано разрушение трубопровода ГЦК. Тем более что в п. 2.5.5 «Правил ядерной безопасности реакторных установок атомных станций» НП 082-07 [10] оговорено, что «Трубопроводы первого контура должны быть оборудованы устройствами контроля и предотвращения недопустимых перемещений при воздействии на них реактивных усилий, возникающих при разрывах. В проекте РУ должны быть обоснованы прочность и эффективность этих устройств при проектных авариях». А это означает, что мы можем иметь только течь, а не полное разрушение трубопровода ГЦК. Такое
разрушение может быть только при ядерном взрыве в непосредственной близости. Но в таком гипотетическом случае в первую очередь будут разрушены сами системы безопасности.
В технологический регламент безопасной эксплуатации длительно работающих блоков АЭС, содержащем правила и основные приемы выполнения операций, связанных с безопасностью, а также пределы и условия безопасной эксплуатации (п.4.1 НП 082-07), необходимо внести изменения, касающиеся нижнего предела температуры воды, используемой при аварийном расхолаживании и ГИ с учетом Тк сварных соединений, полученных на ОС (т.е. не ниже этой температуры). Это, конечно, потребует дополнительных расчетов и небольшой модернизации систем безопасности. Вместе с тем, с учетом ранее сказанного, проведение восстановительной термообработки корпусов реакторов для продления нормативного срока их эксплуатации, возможно и не потребуется. Стоит подумать и об ограничении числа ситуаций, где штатно проводится аварийное расхолаживание активной зоны.
Крамольным (а кто-то может выразиться и резче) может показаться следующее суждение. ГИ при плановом периодическом контроле проводить не нужно. Это лишняя и вредная операция. Весь заявленный объем контроля выполнять, конечно, надо, но ГИ и так фактически проводится. Это нагружение пробным давлением при рабочей температуре перед вводом в эксплуатационный режим. Вот здесь и нужно проводить необходимые процедуры и документальное оформление проведения ГИ. Более того, и испытания и эксплуатация должны сопровождаться мониторингом методом акустической эмиссии (АЭ). Такую процедуру нужно применять и для других сосудов, работающих под давлением при высоких температурах.
Очень хорошо, что регламентировано большое число вариантов проектных аварий и способы реагирования при их возникновении. Однако меры по их предотвращению проработаны не полностью. П.2.5.13 НП 082-07 указывает, что «Проектом РУ должны быть предусмотрены средства и способы обнаружения местонахождения и величины течи теплоносителя первого контура с обоснованной в проекте точностью». Единственный метод, позволяющий выявлять места опасных деформаций и ранние стадии развития трещин в процессе эксплуатации - это АЭ. Существуют «Правила организации и проведения акустико-эмиссионного контроля сосудов, аппаратов, котлов и технологических трубопроводов» ПБ 03-593-03 [12], регламентирующие особенности их применения. Однако в атомной энергетике этот метод применяется лишь эпизодически при проведении ГИ. Пора, наконец, для предотвращения появления течей реально внедрить постоянный мониторинг состояния металла корпусов и трубопроводов первого контура методом АЭ.
Основные зоны, которые должны контролироваться постоянно - это места приварки трубопроводов к корпусам и стыки трубопроводов, выполненные в монтажных условиях. Опасны также участки, где может происходить образование поднаплавочных трещин и отслоение антикоррозионной наплавки от основного металла и ее возможное вспучивание под воздействием облучения и термических напряжений. Не нужно думать, что внедрение новых материалов резко снизит такие опасности. Качество сварки и термической обработки в монтажных условиях отличаются от выполненных на заводе, а возможности их контроля также ограничены.
Конечно, внедрение метода АЭ для мониторинга состояния материала при повышенных температурах эксплуатации и технически и организационно вопрос сложный. Требуется выявление частот, при которых начинается развитие трещин от технологических дефектов при повышенных температурах, отработка технологии их фиксации. Аналогичная работа требуется и для выявления поднаплавочных трещин и отслоений. Необходимо научиться распознавать появление межзеренных разрушений.
Нужна разработка и внедрение широкополосных датчиков, работающих при повышенных температурах, защита преобразователей и предусилителей от радиационного воздействия и т.д.
Такие работы уже давно ведутся разными организациями, но реального «выхлопа» не наблюдается. Необходимо создание при Атомэнергомаше материаловедческого центра, осуществляющего и координирующего проведение таких работ. Почему именно материаловедческого? Нужны специалисты, понимающие технологию изготовления изделий атомного машиностроения, условия и механизмы образования технологических дефектов, структуру материала, механические свойства и фрактографию разрушения. Только они могут осуществить комплексное решение вопроса. Прибористы могут быть только исполнителями.
Еще раз о корпусах реакторов, находящихся на ответственном хранении на заводе «Атоммаш». Как следует из работы [1] и из вышеприведенных фактов бесперспективность их применения весьма сомнительна. С учетом заявленных руководством Росатома объемов строительства новых энергоблоков, объективных задержек освоения и серийного производства реакторной установки проекта ВВЭР-ТОИ, закономерным на данном этапе является адаптация проекта АЭС-2006 с использованием задела из имеющихся корпусов.
ВЫВОДЫ
1. Исследования, проведенные в рамках программ ОС, свидетельствуют не о «деградации» металла активной зоны корпуса реактора ВВЭР-1000 под действием облучения и температурного воздействия, а о закономерном изменении механических свойств, заключающемся в радиационно-стимулированном упрочнении, в том числе повышении прочности при повышенной температуре эксплуатации, и соответствующем сдвиге критической температуры Тк вверх.
2. Такие процедуры, как аварийное расхолаживание и ГИ, осуществляемые в рамках обеспечения безопасной эксплуатации при проектных авариях и проведении периодического и внеочередного контроля длительно работающих энергоблоков, -опасны ввиду возможности неожиданного хрупкого разрушения и требуют корректировки.
3. После осуществления предлагаемых мероприятий по безопасному выводу длительно работающего реактора из режима эксплуатации и его охлаждения до комнатной температуры и проведению ГИ в условиях, обеспечивающих отсутствие опасности хрупкого разрушения, нужна повторная оценка ситуаций, которые требуют проведения восстановительной термообработки.
4. Для предотвращения возникновения течей в опасных местах трубопроводов и сосудов первого контура необходимо внедрение системы мониторинга при высокотемпературной эксплуатации методом АЭ. Для реализации этого мероприятия и проведения экспертиз разрушений и появления технологических и эксплуатационных дефектов требуется создание при Атомэнергомаше специализированного материаловедческого подразделения.
5. С учетом заявленных Росатомом перспектив строительства новых энергоблоков, объективных задержек освоения и серийного производства реакторной установки проекта ВВЭР-ТОИ, закономерным на данном этапе является адаптация проекта АЭС-2006 с использованием задела из имеющихся и находящихся на ответственном хранении на территории Атоммаша корпусов реакторов ВВЭР-1000.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Колоколов,Е.И. О представительности образцов-свидетелей [Текст] / Е.И. Колоколов // Глобальная ядерная безопасность. - 2012. - №4(5). - C. 29-36.
2. ПНАЭ Г 7-008-89. Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок [Текст]. - М. : Энергоатомиздат, 1990.
3. Карзов, Г.П. О сталях для реакторов ВВЭР [Электронный ресурс] / Г.П. Карзов. - Режим доступа: URL: http://www.atominfo.ru/ - 15.01.2013.
4. Дуб, А.В. Прогресс на поле технологий [Текст] / А.В. Дуб // РЭА. - №1. - 2012. - C. 22-27.
5. Гурович, Б.А. и др. Структурные критерии выбора режима восстановительного отжига материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 [Текст] / Б.А. Гурович, Я.И. Штромбах ; коллектив авторов // Вопросы атомной науки и техники. - 2010. - №5. - С. 50-57.
6. Буканов, В.Н. и др. Мониторинг состояния металла корпусов реакторов ВВЭР-1000 в Украине [Текст] / В.Н. Буканов, И.Н. Вишневский ; коллектив авторов // Ядерна Фiзика та енергетика. - 2011. - Т. 12. - №3. - С. 272-280.
7. Горицкий, В.М. Тепловая хрупкость сталей [Текст] / В.М. Горицкий. - М. : Металлургиздат, 2007.
8. ПБ 03-576-03 (ранее ПБ 10-115-96). Правила устройства и безопасной эксплуатации сосудов, работающих под давлением [Текст]. - М., 2004.
9. Скундин, М.А. Изменение механических свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 под действием длительных выдержек при рабочих температурах [Текст] / М.А. Скундин : Автореф. дисс. канд. техн. наук. - М., 2012.
10. НП 082-07. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций [Текст]. -М., 2007.
11. РД 95 10547-99, Р ТПР-01-99. Руководство по применению концепции безопасности течь перед разрушением к трубопроводам АЭУ [Текст]. - М. : Энергоатомиздат, 1999.
12. ПБ 03-593-03. Правила организации и проведения акустико-эмиссионного контроля сосудов, аппаратов, котлов и технологических трубопроводов [Текст]. - М., 2003.
About control under state of metal of NPP installations' equipment and pipelines in the process of exploitation
E.I. Kolokolov
Volgodonsk Engineering Technical Institute the branch of National Research Nuclear University «MEPhI», 73/94 Lenin St., Volgodonsk, Rostov region, Russia 347360, e-mail: [email protected]
Abstract- This article presents the subsequent analysis of control requirements for state of metal of NPP installations' equipment and pipelines in the process of exploitation. The previous article [1] described the standard requirements for reference specimens (RS) RNNE G-7-008-89 ("Rules of setup and safe using of nuclear power plants' equipment and pipelines") which were ambiguous and could imply some different interpretations in the course of selection materials for reference specimens, it led to the digression of their representativeness while estimation of exploited nuclear reactors' residual resource. Also the new approach to the forming of samples for reference specimens making was suggested. This present article shows that by reason of changing the material qualities of reactor vessel in the process of exploitation, namely its brittle strength, it is necessary to change the methods and technologies of emergency cooldown and technology of hydrotests in the process of periodic and special control because these changes are very dangerous exactly at a room temperature.
Keywords: exploitation qualities, reference specimens (RS), reactor vessel, emergency cooldown, hydrotests, radiative making brittle, metal degradation, reinforcement, radiative-stimulated ageing, visco-brittle transfer, technologic defects, acoustic emission.
