Надежность реакторного оборудования АЭС, зависящая в большой степени от примененных конструкционных материалов, должна обеспечиваться следующими факторами:
- уверенностью в обеспечении характеристик металла, включая сварные соединения, принятых при расчетах прочности конструктивных узлов;
- уверенностью в отсутствии дефектов, больших определенных размеров;
- уверенностью в достаточной представительности или несомненном консерватизме принятых расчетных методов оценки прочности конструктивных узлов по заданным характеристикам металла.
Рассмотрим каждый из них более подробно.
Информация о материалах применяемых для изготовления реакторного оборудования, включает в себя как свойства, определяемые для отдельных заготовок, непосредственно поступающих в производство, так и свойства, характеризующие выбранную марку стали или сплава. Свойства, определенные на каждой из заготовок, подтверждают установленные минимальные гарантированные значения. Таковы, например, пределы текучести и прочности или критическая температура хрупкости. Уверенность в действительном обеспечении гарантируемого уровня этих характеристик во всем объеме заготовки базируется на выборе места и направления вырезки образцов. Предполагается, что они представляют места, худшие из имеющихся. В частности, для листов контролируемыми выбирают места, соответствующие прибыльному и донному концам слитка. Образцы вырезают из средней трети или не менее четверти толщины в направлении, перпендикулярном к направлению прокатки.
Оценка механических свойств сварных соединений конструкций производится по сварочным пробам, выполненным с применением тех же самых сварочных материалов и с полным воспроизведением натурной толщины свариваемых заготовок, типа разделки, режимов и методов сварки.
Несмотря на принимаемые меры, нельзя исключить возможности неполного соответствия свойств металла в отдельных участках деталей контрольным характеристикам. Это является следствием естественного разброса свойств и возможного проявления ликвационных процессов, приводящих к неравномерному распределению отдельных легирующих элементов в объеме металлургических полуфабрикатов или в сварных швах. Наибольшее значение в сталях перлитного класса может иметь ликвация по углероду и фосфору. Увеличение массы слитков при прочих равных условиях будет способствовать проявлению ликвации.
Многие характеристики металла, важные для оценки работоспособности конструкций, не могут определяться для каждой из заготовок. Одной из них является радиационная стойкость. Аттестационные испытания рекомендуемых основных и сварочных материалов, выполненные для нескольких плавок, дают оценку нижнего уровня таких характеристик. Этот уровень затем учитывается при анализе прочности конструкций. Изменения технологии производства металлургических полуфабрикатов и сварки, а также вида исходных шихтовых материалов могут привести к таким изменениям качества металла, которые не будут фиксироваться испытаниями, оговоренными технической документацией, но существенно повлияют на более сложные характеристики. Это требует повторной аттестации металла при введении значительных технологических изменений в процесс производства материалов и сварных конструкций. Характерным примером является существенное изменение радиационной стойкости реакторной стали при изменении содержания некоторых примесных элементов, в том числе и не контролируемых количественно. При отсутствии строгого регламентирования всех примесных элементов, ответственных за радиационную стойкость*, объективная информация о свойствах стали могла быть получена только при условии стабильности технологии выплавки и чистоты шихтовых материалов.
Другой важной мерой является проверка соответствия аттестационных данных тем свойствам, которые материал имеет в условиях реальной длительной эксплуатации. Действительно, даже самые тщательно выполненные аттестационные испытания не в полной мере соответствуют действительным условиям, в которых находится материал при эксплуатации. В частности, нейтронное облучение корпусной стали в реакторе атомной электростанции происходит при меньшей интенсивности по сравнению с облучением в исследовательских реакторах. Могут иметь место несоответствия температурных условий облучения, характера воздействия теплоносителя и др. Учитывая важность получения дополнительной информации о свойствах материалов, изменяющихся при длительной эксплуатации, приходится устанавливать в действующих АЭС образцы-свидетели.
*Создание первых атомных электростанций производилось до установления влияния примесных элементов на радиационную стойкость сталей.
Подвергаясь такому же агрессивному воздействию среды, как и материал натурной конструкции, образцы-свидетели позволяют судить о фактическом состоянии примененных материалов. Образцы-свидетели периодически испытывают, результаты испытаний сопоставляют с тем, что ожидается на основании предварительных аттестационных исследований.
Корпуса реакторов и другое оборудование, не имеющее дефектов, могут надежно эксплуатироваться. Коэффициенты запаса в расчетах на прочность при условии надлежащего учета таких факторов, как характер нагрузок, влияние теплоносителя и т. д., обеспечивали бы эту уверенность. Следует, однако, предполагать возможность существования дефектов металла и учитывать их влияние на долговечность конструктивных узлов. Программы контроля качества деталей и сварных соединений даже при введении тщательной инспекции различными методами обязательно исходят из допустимости дефектов определенных размеров. Хотя трещины любых размеров не допускаются, некоторые из разрешенных дефектов, например шлаковые включения в сварных швах, фактически могут рассматриваться как трещиноподобные. Более того, самый тщательный контроль не может дать абсолютной гарантии отсутствия дефектов, имеющих размеры, большие разрешенных. Это объясняется не только возможными субъективными ошибками при проведении контроля, но и объективными условиями. Так, при просвечивании и ультразвуковом контроле могут быть не обнаружены неблагоприятно ориентированные и слабо раскрытые трещины, особенно трещины в подповерхностном слое. Обычно обеспечивается проведение неразрушающего контроля ответственных конструкций (например, сварных корпусов реакторов) в объеме 100% при параллельном применении просвечивания, ультразвуковой и поверхностной дефектоскопии и др. Тем не менее нужно ориентироваться на то, что отдельные дефекты, превышающие по размерам установленные нормы, и в частности трещины, не будут обнаружены. Следует говорить лишь о большей или меньшей вероятности пропуска трещиноподобных дефектов определенных размеров. Исходя из технических возможностей применяемых неразрушающих методов контроля и опыта изготовления реакторных конструкций можно полагать, что в качестве предельного исходного гипотетического дефекта с достаточной надежностью может быть принята протяженная трещина глубиной порядка 7 мм.
Сообщаются и более пессимистические предположения о возможных размерах исходных дефектов. В качестве практически невероятной ситуации может быть принято существование в корпусе реактора трещины глубиной, равной четверти толщины стенки (30—50 мм).
Возможность существования трещиноподобных дефектов требует проведения соответствующих оценок прочности конструктивных узлов. Это оказывается совершенно необходимым при действии циклических нагрузок, а также при возможном проявлении хрупкости (хладноломкости) или временной зависимости прочности в агрессивной среде. Разработанный в настоящее время аппарат механики разрушения (линейной и нелинейной) дает возможности для соответствующих количественных оценок. В некоторых случаях могут быть обоснованно приняты технические решения о допустимости без ремонта случайно пропущенных дефектов. .
Вместе с тем для ответственных конструкций необходимы не только строжайший контроль при изготовлении, но и дефектоскопия в процессе эксплуатации. Периодический контроль различными методами, в частности ультразвуком, должен обеспечить дополнительные гарантии отсутствия опасных дефектов, как исходных, так и возникших при экстремальных условиях эксплуатации.
Тщательной периодической проверке в процессе эксплуатации подлежат наиболее напряженные участки корпуса реактора, например зона патрубков. В качестве предельно допустимого трещиноподобного дефекта в соответствии с правилами ASME [145] принимается величина (глубина), составляющая 2,5 % толщины стенки корпуса реактора. При этом предполагается, что трещина, имеющая в 10 раз больший размер, не может вызвать хрупкого разрушения контролируемого изделия. Перспективным является контроль состояния корпусов реакторов путем регистрации волн акустической эмиссии. Этот метод может с высокой точностью зафиксировать появление и распространение трещин усталостного или иного происхождения.
Оценка прочности и ресурса работы элементов оборудования АЭС производится по физико-механическим характеристикам материалов и расчетным схемам, претендующим на правильное описание условий длительной эксплуатации. Выбор таких схем представляет значительные трудности. В более простом случае расчетные схемы исходят из консервативных предположений, обеспечивая заведомо значительный запас. Например, предотвращение хрупкого разрушения сосудов давления согласно таким схемам требует выбора минимальной рабочей температуры, превышающей со значительным запасом критическую температуру хрупкости металла в худших участках сварных узлов. Это условие обеспечивает заведомое затормаживание трещины, предотвращает ее нестабильное распространение фактически независимо от исходных размеров трещины. Тем самым может надежно обеспечиваться в качестве предельного состояния образование сквозной трещины (течи) без опасного перехода к хрупкому лавинообразному разрушению корпуса.
Правильность расчетных оценок, выполненных по той или иной схеме, целесообразно проверять путем проведения длительных стендовых испытаний натурных узлов или полунатурных моделей. Для ответственных элементов оборудования АЭС, работающих в сложных условиях, такая проверка во многих случаях является обязательной.
Одним из примеров подобных испытаний может служить оценка прочности при циклическом и статическом нагружении сварных моделей узла соединения двух сосудов энергетической установки [20].
Другим примером стендовых испытаний крупногабаритных моделей являются работы, выполненные в США по оценке прочности корпусов водоохлаждаемых реакторов с трещинами значительной глубины. Была показана значительная консервативность принятых расчетных оценок прочности корпусов реакторов.
При выборе материалов и технологии изготовления оборудования АЭС учитывается их стоимость. Выбор более дорогих легированных сталей, а также специальных методов выплавки и горячей пластической обработки, требующих применения уникального оборудования, должен быть обоснован соображениями обеспечения требуемого ресурса и надежности. То же самое относится и к операциям контроля в процессе изготовления и эксплуатации.
В связи с этим для корпусов реакторов, в частности для района, близкого к активной зоне, выбираются наиболее качественные и дорогие материалы по сравнению с материалами для периферийных сосудов. Следует иметь в виду, что повышение качества реакторных сталей и объема контроля обычно полностью оправдывается экономически. Высокое качество конструкционных материалов не означает, что они обязательно являются сложными по составу. Неоправданное усложнение химического состава конструкционных материалов обычно приводит к ухудшению такого важного качества, как технологичность.
Для изготовления основного оборудования АЭС стремятся применять конструкционные материалы, имеющие хорошие технологические свойства. Под этим понимается возможность получения качественных металлургических заготовок требуемых размеров в условиях промышленного производства, а также возможность сварки в требуемых сечениях с минимальными ограничениями по режиму. Худшая технологичность материалов при металлургическом производстве или при сварке неизбежно приводит к возникновению дефектов. Методы неразрушающего контроля, конечно, могут обеспечить выявление большого числа таких дефектов, однако вероятность пропустить дефекты будет все же большей, чем в случае выбора материалов с высокими технологическими характеристиками. Кроме того, материалы, имеющие низкую технологичность, обычно в большей степени чувствительны к влиянию трещиноподобных дефектов на различные виды прочности. Особенно важным является обеспечение хорошей свариваемости, т. е. возможности получения качественных сварных соединений при простейшей технологии (низкая температура предварительного подогрева, допустимость отказа от отпуска сварных узлов и др.).
