Содержание к диссертации
Введение Проблемы эксплуатации АЭС, связанные со Необходимость контроля состояния материалов
старением. 3
Глава 1 Причины и механизмы старения материалов в условиях 8 эксплуатации АЭС
Радиационное охрупчивание металла корпусов ядерных 8 реакторов
Эксплуатационное повреждение металла оборудования и 13 трубопроводов первого контура
^
Глава 2
2.1. 2.2. 2.3. 2.4.
2.5.
2.6.
2.7.
2.8.
2.9. 2.10. 2.11. 2.12. 2.13.
Безобразцовые неразрушающие методы контроля состояния
материалов и их пригодность, исходя из задач контроля на АЭС
Методы твердости
Кинетическое индентирование
Универсальная твердость
Корреляционная методика определения механических свойств
по значениям твердости по Бринеллю и Виккерсу
Феноменологическая методика представления диаграмм
вдавливания, получаемых методом кинетического
индентирования
Использование процедуры численного моделирования методом
конечных элементов для интерпретации диаграмм
индентирования шара
Акустико-эмиссионное кинетическое индентирование
Магнито-кинетическое индентирование
М а шито-акустическое кинетическое индентирование
Кинетическое склероскопирование
Динамическое кинетическое индентирование
Метод магнитной структуроскопии
Термоэлектрический метод
Глава 3 Разработка средств неразрушающего контроля состояния 111 материалов на АЭС
Глава 4 Разработка новой методологии контроля на основе 118 комплексного использования безобразцовых неразрушающих методов контроля
Глава 5 Примеры использования безобразцовых неразрушающих 132 методов и аппаратных средств при контроле состояния материалов на АЭС
Контроль корпусов и внутрикорпусных устройств (ВКУ) ядерных 132 реакторов
Контроль состояния трубопроводов 146
Выводы
Литература
Приложение
Введение к работе
К началу нового века срок эксплуатации половины действующих атомных
электростанций России составил более 20 лет, в течение которых материалы АЭС
подвергались эксплуатационному старению. Под эксплуатационным старением (в
дальнейшем старением) атомного энергооборудования понимают изменение
свойств материалов от их исходного состояния. Причиной подобного старения
являются термосиловое, радиационное и коррозионное воздействия на
материалы, из которых изготовлено основное оборудование атомной станции.
Знание механизмов старения материалов, применяемых в атомном
энергомашиностроении, умение оценивать изменение свойств и характеристик материалов в результате длительного срока эксплуатации обеспечивают возможность своевременного выполнения компенсирующих мероприятий по предупреждению повреждений оборудования. Она необходима для разработки процесса управления старением, который позволяет обоснованно осуществлять продление назначенного срока эксплуатации АЭС, что имеет важное экономическое и практическое значение.
С этой целью выполняют периодический анализ «слабых мест» оборудования (наиболее эксплуатационно нагруженных и подверженных максимальному радиационному и коррозионному воздействиям) с предварительной оценкой возможных механизмов старения и ситуаций, ограничивающих срок службы. Далее выбирают методы и средства неразрушающего контроля, в наибольшей степени позволяющие выявить изменение свойств материалов по основным механизмам эксплуатационного повреждения и выполняют неразрушающий контроль элементов оборудования АЭС. На основе результатов неразрушающего контроля, их обработки и анализа, проведения прочностных расчетов определяют остаточный ресурс оборудования и дают заключение о необходимости выполнения превентивных мероприятий.
Срок службы атомной станции в значительной степени определяется фактическим состоянием материалов, из которых изготовлено основное оборудование. Обоснование ресурса атомного энергооборудования производится в соответствии с «Нормами расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок» по характеристикам сопротивления
разрушению при статическом и циклическом нагружении с учетом технологических особенностей изготовления .и условий эксплуатации. При этом базовые механические свойства для расчета берутся из «Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок» (ПНАЭ Г-7-002-86) в виде гарантированных нормативных значений или значений сертификатных данных на металл контролируемого изделия. Такой подход к оценке состояния являлся бы абсолютно допустимым только в том случае, если бы материалы не меняли своих свойств в процессе эксплуатации. Однако, работа АЭС на приемлемом уровне коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) сопряжена с высокими эксплуатационными термосиловыми нагрузками, радиационным повреждением, коррозионным и коррозионно-механическим воздействиями. Это приводит к изменениям физико-механических свойств и структуры материалов, особенно в наиболее неблагоприятных зонах, где эксплуатационное воздействие максимально, что, в свою очередь, вызывает ухудшение служебных характеристик материалов по сравнению с исходным уровнем.
Рис. 1.
Для более наглядного представления причин снижения эксплуатационной надежности вследствие старения материалов обратимся к рис.1. При выбранных
при конструировании оборудования запасах прочности, даже с учетом деградации механических свойств, и при отсутствии дефектов оборудование и трубопроводы АЭС разрушаться не могут. Однако, бездефектного оборудования не существует, так как не существует бездефектной технологии изготовления. Если на оси ординат отложить размеры минимального фактического и максимального допустимого расчетного трещиноподобного дефекта в металле, а на оси абсцисс -время эксплуатации рассматриваемого объекта, то мы получим взаимное изменение минимального и максимального размеров дефектов во времени. В процессе эксплуатации имеет место подрастание фактических дефектов и снижение критических допустимых размеров дефектов за счет микроструктурных изменений и деградации механических свойств. При этом, если вклад облучения, температуры, упругопластического циклического нагружения мы еще как-то можем оценить расчетно-экспериментальными методами, то влияние длительного эксплуатационного воздействия с относительно незначительными абсолютными значениями напряжений, деформаций и у-излучения (пунктирная кривая) вообще на сегодняшний момент никак не определяется.
Таким образом, только знание механизмов эксплуатационного повреждения материалов в наиболее нагруженных зонах конструкции с возможностью периодической количественной оценки свойств материала позволит уверенно прогнозировать границы безопасной эксплуатации основного оборудования атомной станции.
В связи со спецификой контроля на АЭС, периодический натурный контроль должен быть основан на безобразцовых неразрушающих методах, чувствительных к изменению физико-механических и структурных параметров материала в процессе эксплуатации. Такой контроль позволит не только оценить во времени изменение свойств в зонах наибольшей повреждаемости оборудования и трубопроводов, но и включить его в рутинный периодический эксплуатационный контроль, как метод диагностирования выявления зон с максимальной эксплуатационной повреждаемостью.
Снижение расчетных значений допустимых размеров дефектов на фоне фактического роста реальных дефектов в эксплуатации напрямую связано со старением материалов. Несмотря на то, что за более чем тридцатилетнюю историю эксплуатации накоплен большой опыт влияния факторов эксплуатационного воздействия на надежность оборудования, в мире до сих пор не
существует реализованных на практике подходов к комплексной расчетно-экспериментальной оценке эксплуатационного старения. Такая оценка должна, в первую очередь, строиться на анализе информации об отказах, дефектах, повреждениях оборудования АЭС, вызываемых развитием процессов старения, с последующей классификацией процессов старения по типам оборудования и материалам, из которых оно изготовлено [1].
Вышеизложенный подход к оценке состояния металла оборудования и трубопроводов нашел свое отражение в серии руководящих документов по оценке технического состояния и остаточного ресурса элементов атомной станции, разработанных в рамках диссертационной работы [2-12].
Настоящая работа посвящена разработке и внедрению в практику эксплуатации АЭС методов и средств неразрушающего безобразцового контроля физико-механических свойств материалов АЭС с оценкой состояния материала в результате старения и обоснованием остаточного ресурса контролируемого оборудования.
Представленная на защиту работа по разработке безобразцовой неразрушающей методике комплексного контроля материалов атомной станции на протяжении всего жизненного цикла, а также методов и приборных средств для ее внедрения, никогда не реализовалась бы в успешный проект без энтузиазма и совместных усилий всего творческого коллектива Центра материаловедения и ресурса ВНИИАЭС, способствовавшего достижению конкретных результатов и фактическому завершению данной работы.
Особую признательность выражаю Генеральному директору ВНИИАЭС профессору А.А.Абагяну, чья добрая воля и настойчивость были фактическим катализатором написания диссертационной работы.
Автор высоко оценивает помощь в получении и анализе экспериментальных данных и поддержку, полученную от специалистов отдела прочности ЦНИИТМАШ и лично Е.И.Мамаевой и А.Г.Мазепы.
Выражаю благодарность коллективам Нововоронежской, Кольской и Ростовской атомных станций за помощь и веру в результативность исследований автора.
Автор признателен д.т.н. В.И.Есьману за веру и настойчивую поддержку в написании работы, а также своей супруге А.А.Романовой без неформального участия которой не было бы этой работы.
'Л
*,>
:><)
