Расчетное обоснование прочности реакторных установок ВВЭР

Основная цель расчетного обоснования прочности реакторных установок (РУ) АЭС с ВВЭР, как и любого другого проектируемого объекта, состоит в доказательстве того факта, что конструкция сохраняет целостность, устойчивость и форму под действием всей системы нагрузок, реализующейся в процессе ее нормальной эксплуатации, а также при возможных нарушениях в работе и аварийных ситуациях. При этом сохранение прочности РУ во многом определяет нормальное и надежное функционирование, а также ее безопасность. Поэтому обеспечение прочности оборудования и трубопроводов РУ АЭС с ВВЭР является одной из главных задач проектирования, решению которой в составе проекта уделяется большое внимание.

В данном разделе приводится краткое описание эволюции расчетного обоснования, выполненного ОКБ «Гидропресс», от первых ВВЭР для АЭС до современных РУ ВВЭР; отмечаются особенности и проблемы, имевшие место ранее и существующие в настоящее время в данной области; излагаются современные подходы, методы и сложившаяся практика расчетного обоснования прочности; дается обзор относительно новых направлений обоснования и внедряемых концепций, используемых в новых проектах; формулируются перспективы и указываются некоторые направления развития обоснования прочности оборудования и трубопроводов РУ.

Краткая история эволюции расчетного обоснования прочности

После федерального «Закона об использовании атомной энергии» наиболее важным является нормативный документ «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» ОПБ-88/97. Этот нормативный документ устанавливает цели, общие принципы, которыми следует руководствоваться при проектировании, эксплуатации, снятии с эксплуатации атомных станций для достижения их безопасности. В качестве основного способа удовлетворения требованиям безопасности декларируется соблюдение требований федеральных норм и правил в области использования атомной энергии и других нормативных документов. Обеспечение прочности и плотности границ теплоносителя первого контура является главной технической мерой по защите и сохранению эффективности третьего физического барьера на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду. Если учесть, что приоритет, особенно на первом и втором уровнях глубоко эшелонированной защиты, отдается предотвращению неблагоприятных событий, то становится особенно важным обретение уверенности в сохранении целостности границ теплоносителя первого контура. Эта уверенность появляется из результатов нормативных поверочных расчетов на прочность и вероятностных анализов разрушения.

Расчетное определение напряжений в узлах первых конструкций ВВЭР выполнялось методами сопротивления материалов и строительной механики. Оценка прочности проводилась с использованием «Норм расчета элементов паровых котлов и сосудов высокого давления на прочность», находившихся в то время в ведении Госгортехнадзора РСФСР. Так было вплоть до выхода «Временных норм расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов атомных электростанций», разработанных в соответствии с Постановлением Правительства от 22.10.70. В апреле 1972 г. были утверждены «Нормы расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов АЭС, …» и введены в действие с 01.10.74, одновременно с «Правилами устройства и безопасной эксплуатации оборудования АЭС,…». Вторые, ныне действующие редакции Норм и Правил соответственно были введены в действие в 1987 и 1990 годах. Кроме этого, в 1988 г. были введены «Нормы проектирования сейсмостойких атомных станций». Это главный документ, содержащий специальные требования по этому аспекту обеспечения прочности РУ и безопасности АЭС и регламентирующий саму процедуру обоснования сейсмостойкости АЭС. Применительно к

обоснованию сейсмостойкости РУ наибольшую значимость имеют разделы 1 и 4, содержащие важные определения, которые позволяют классифицировать оборудование РУ по категориям сейсмостойкости, и указания по расчету технологического оборудования и трубопроводов, увязанные с требованиями Норм расчета на прочность. Здесь же приводятся сочетания нагрузок, необходимые для рассмотрения, и соответствующие им допускаемые напряжения. Особое значение для расчетчиков имеет положение, распространяющее действие данного нормативного документа на опорные конструкции, для которых нормы расчета на прочность пока отсутствуют.

После завершения технических проектов реакторов и парогенераторов для первых АЭС с ВВЭР (1 и 2 блоки НВАЭС и АЭС «Райнсберг» в ГДР) в ОКБ «Гидропресс» была осознана необходимость создания специализированного подразделения, выполняющего прочностные расчеты разрабатываемого оборудования. Такое подразделение, вначале специализированное конструкторское бюро, затем преобразованное в специализированный отдел, было образовано в 1964 г. и существует до настоящего времени, постоянно вбирая в себя опыт предшествующих поколений расчетчиков и осваивая современные нормативные документы, методы и программы расчета, вычислительные средства.

На первом десятилетии своего существования главными задачами конструкторского бюро расчетов на прочность были выработка основных методических подходов к обоснованию различных узлов ВВЭР на основе накопленного отдельными специалистами опыта в результате разработки первых ВВЭР и формирование коллектива специалистов, способных воспринять этот опыт, и на основе полученных в вузах знаний по специальным дисциплинам существенно поднять уровень теоретического обоснования проектов в области прочности. В этот период коллектив формировался в основном за счет набора выпускников ведущих вузов страны со специальностью «Динамика и прочность машин», имеющих наряду с хорошей физико-математической подготовкой фундаментальную подготовку по таким специальным дисциплинам, как сопротивление материалов, строительная механика, теория упругости, теория пластин и оболочек, теория колебаний. Кроме того, это поколение специалистов уже имело подготовку по программированию и навыки работы с вычислительной техникой, существовавшей в то время. Это позволило быстро внедрить в расчетную практику передовые научные достижения, накопленные к тому времени. Широко использовались труды таких отечественных ученых как И.А.Биргер, В.В.Болотин, Г.Л.Вихман, А.С.Воль-мир, С.Н.Кан, Н.Н.Малинин, Н.А.Махутов, Н.П.Мельников, С.Д.Пономарев, С.В.Серенсен, С.П.Тимошенко и др. В данный промежуток времени были выполнены основные работы по обоснованию прочности ВВЭР-440 (проекты В-179, В-230, В-270, частично В-213) и ВВЭР-1000 (проект В-187).

Наряду с экспериментальными исследованиями следует отметить также большое участие в становлении расчетного обоснования прочности ВВЭР Института Машиноведения им. А.А.Благонравова РАН. Это выражалось, прежде всего, в подготовке высококвалифицированных специалистов; во внедрении методов расчета и программного обеспечения; в выполнении конкретных анализов; в экспертизе расчетов; в конкретной научно-методической помощи в определении: концентрации силовых и температурных напряжений, усилий в шпильках с учетом податливости элементов уникальных узлов уплотнений и релаксации напряжений, напряжений в разнородных соединениях, остаточных напряжений и их учета, циклической прочности, сопротивления хрупкому разрушению.

Усилиями расчетчиков-прочнистов с привлечением специалистов ряда НИИ были разработаны и внедрены в расчетную практику программы для ЭВМ (в то время, в основном, «Минск-22» и начало эксплуатации «БЭСМ-6»), позволяющие определять напряженно-деформированное состояние в сложных корпусных конструкциях и разъемных соединениях в рамках теории оболочек и пластин, трубопроводных системах, рассчитывать собственные частоты колебаний оболочек в жидкости и акустические частоты и формы колебаний теплоносителя в первом контуре.

Следующие полтора десятилетия были ознаменованы дальнейшим углублением расчетного обоснования прочности РУ вновь разрабатываемых проектов для АЭС. Совершенствовалась программно-методическая база, накапливался опыт применения Норм, в практику расчетных работ начал вкрапляться зарубежный опыт в результате различных форм взаимодействия отечественных и зарубежных специалистов. В частности, проект РУ В-213 для АЭС «Ловииза» в Финляндии разрабатывался с учетом обеспечения безопасности при разрыве ГЦТ Ду 500. Впервые в связи с этим учитывались высокие гидродинамические нагрузки на корпус и ВКУ реактора, что потребовало разработки новых расчетных методик, учитывающих динамический характер нагрузок и взаимодействие колеблющихся ВКУ реактора и ТВС с водой. Продолжался процесс широкого внедрения вычислительной техники, продолжались исследования по главным проблемным вопросам, не нашедшим должного отражения в Нормах (обоснование вибропрочности, сейсмостойкости, сопротивления хрупкому разрушению). Общее состояние дел с обоснованием прочности на середину 80-х годов подробно отражено в работе Махутова Н.А., Стекольникова В.В. и др. «Конструкции и методы расчета ВВЭР» (1987г.). В ней дано описание методов расчетного определения напряжений в корпусных конструкциях, разъемных соединениях, патрубках и трубопроводах при механических, тепловых, динамических и сейсмических нагрузках, приведены некоторые результаты по напряженно-дефор-мированным состояниям узлов ВВЭР. Данный период также характерен широкой кооперацией проектных работ и расчетного обоснования прочности с Чехословакией, с ведущими НИИ в СССР (НИКИЭТ, ИМАШ, ЦКТИ, ЦНИИТМАШ, ИАЭ, ВНИИАЭС, ЦНИИКМ «Прометей» и др.), существенным ростом квалификации специалистов в области расчетов на прочность.

Несмотря на явный застой в строительстве новых энергоблоков и в прикладных исследованиях, период 1985-2000гг. с позиций совершенствования расчетного обоснования прочности РУ ВВЭР следует признать весьма прогрессивным по следующим обстоятельствам:

1. Вышла вторая редакция Норм расчета на прочность, явившаяся результатом большой и кропотливой коллективной работы по сбору, анализу и обобщению накопленного опыта, систематизации подходов, апробации различных методик, рассмотрению и согласованию различных предложений, издательской работы. В этот же период был образован независимый надзорный орган, в результате деятельности которого наряду с совершенствованием нормативной базы была введена практика экспертиз проектов и лицензирования, наложившая серьезный отпечаток на все виды работ, в том числе и на расчетное обоснование прочности.

2. С развитием персональных компьютеров, коренным образом изменились вычислительные и оформительские возможности расчетчиков. Разрабатывались и внедрялись мощные программы и программные комплексы, основанные на современных численных методах, возросла глубина обоснования, расчетные модели все более освобождались от излишнего консерватизма, выявляя резервы несущей способности узлов оборудования.

3. В связи с возросшими требованиями к обеспечению безопасности развились и стали неотъемлемыми и важными частями расчетного обоснования прочности РУ такие специальные направления, как:

• обоснование сопротивления хрупкому разрушению;
• обоснование сейсмостойкости;
• обоснование вибропрочности;
• обоснование применимости концепции «течь перед разрушением»;
• вероятностные анализы разрушения;
• анализы возможных последствий (с позиций оценки конечного состояния конструкций) постулируемых аварий.

Полная номенклатура расчетов на прочность и связанных с ними расчетов температурных полей, в зависимости от конфигурации и количества систем в составе РУ, насчитывает порядка 200 наименований.

ОКБ «Гидропресс» обладает всеми возможностями для успешного выполнения поставленных перед ним задач по прочности. Главной задачей является расчетное обоснование прочности оборудования, трубопроводов и элементов конструкций РУ ВВЭР в соответствии с требованиями нормативных документов ГАН РФ. Другими важными задачами, от успешного решения которых зависит безопасность АЭС, являются:

разработка методического и программного обеспечения;

выполнение наукоемких работ и расчетно-теоретических исследований по обоснованию прочности, надежности и безопасности разрабатываемых РУ ВВЭР;

расчетно-теоретическое сопровождение экспериментальных исследований, выполняемых в ОКБ «Гидропресс», на АЭС и в смежных организациях;

выполнение расчетов температурных полей и прочности в рамках определения остаточного ресурса и продления срока службы, обоснование допустимости эксплуатации при обнаружении дефектов.

Некоторые особенности и проблемы

Во всех отраслях техники, где приходится иметь дело с конструированием, изготовлением, монтажом и пуско-наладкой, эксплуатацией и снятием с эксплуатации принципиально новых, очень сложных, потенциально опасных и уникальных объектов, всегда имеется некоторая вероятность возникновения на различных этапах их жизненного цикла разного рода особенностей, проблем, нештатных ситуаций, повреждений и аварий. К таким отраслям относится и атомная энергетика.

На этапе выполнения проектно-конструкторских работ неизбежно приходится преодолевать различные проблемы, обусловленные, прежде всего, новизной объекта. К таковым следует отнести ряд требований задания на проектирование, определяющих уникальность объекта (отсутствие прототипа, высокие параметры, новые рабочие среды, новые материалы, технологии, специфические нагрузки, ограничения по габаритам и т. п.). Как правило, трудности в их преодолении связаны с необходимостью проведения длительных и дорогостоящих научно-исследовательских работ, привлечения для их решения смежных предприятий и научных учреждений. В условиях ограниченности сроков проектирования и финансирования решение части из стоящих проблем переносится на стадию изготовления или даже на первый период эксплуатации. В связи с этим приходится при выполнении расчетного обоснования использовать консервативные подходы, закладывать необходимые проверки при пуско-наладочных испытаниях, использовать механизм принятия решений с учетом возможного технического риска, выполнять вариантные расчеты. Все это позволяет избежать серьезных неустранимых ошибок в проекте, однако затрудняет работу и может привести к необходимости внесения корректировок в проект на последующих этапах.

В качестве характерного примера такой ситуации можно привести проблему обоснования сейсмостойкости РУ дня Армянской АЭС, явившейся первой АЭС с ВВЭР, сооружаемой в сейсмически опасном районе с сейсмичностью площадки 8 баллов по шкале MSK-64 (МРЗ-9 баллов). Проектирование РУ для Армянской АЭС велось в начале 70-х годов, когда отсутствовали не только нормативные требования к обеспечению сейсмостойкости АЭС, но еще не было и Норм расчета на прочность, а также отсутствовали методы расчета оборудования на сейсмические воздействия. В данной ситуации конструкторами и расчетчиками прилагались огромные усилия к поиску приемлемых решений по дополнительному раскреплению реактора с ВКУ и парогенератора как наиболее ответственных единиц оборудования РУ и расчетному обоснованию их сейсмостойкости. Расчеты нагрузок, действующих на оборудование, выполнялись на основе рекомендаций СНиП. При этом вводились дополнительные повышающие коэффициенты, что должно было обеспечить консерватизм и снизить риск принятия ошибочных решений. Примерно через 20 лет при выполнении работ по обоснованию повторного пуска 2 блока Армянской АЭС в эксплуатацию (конструктивно РУ тождественна с 1 блоком) была подтверждена сейсмостойкость РУ с позиций современных нормативных требований. Таким образом, правильность ранее принятых решений была подтверждена.

В процессе изготовления оборудования практически неизбежно появление различных отступлений от проекта и дефектов. Некоторые из них требуют расчетного обоснования, если невозможно или нецелесообразно их устранение. Для такого вида работ характерен индивидуальный подход к рассмотрению каждого отступления и в ряде случаев от расчетчика требуется недюжинная смекалка при выборе расчетной модели и метода обоснования.

Следующим этапом жизненного цикла оборудования РУ является монтаж и пуско-наладочные работы. В этот период также выявляются дефекты в монтажных сварных швах; дефекты, не выявленные при изготовлении; различные отклонения от проекта, возникающие по необходимости или по ошибке при монтаже. Все они требуют своего обоснования допустимости или исправления. Однако наиболее важными видами отклонений, выявляемых на этой стадии, являются непроектное функционирование некоторого оборудования или его узлов и обнаружение непредвиденных в проекте явлений и процессов. Второе из названных отклонений встречается крайне редко, часто проявляется только в период эксплуатации, характерно для раннего периода развития атомной энергетики, для принципиально новых или головных установок, требует принятия комплексных мер и трудно преодолимо. Примером такого отклонения является обрыв и падение теплового экрана на начальной стадии эксплуатации реактора ВВЭР на 1 блоке НВАЭС. Причиной явилось усталостное разрушение его закрепления вследствие вибраций экрана в потоке теплоносителя. Конструкция была изменена и далее измерения, контроль и оценка вибраций ВКУ реактора при пуске новых блоков стали обязательными процедурами, а при разработке новых конструкций проводятся обширные исследования вибраций на моделях в лабораторных условиях. Что касается непроектного функционирования, то причины выявляются и устраняются до выхода установки в промышленную эксплуатацию. Роль расчетчиков на этом этапе состоит в участии в пуско-наладочных измерениях (анализ и интерпретация результатов), в оценке влияния выявляемых дополнительных нагружающих факторов (пульсации температуры и давления, стратификация теплоносителя, термошоки), в обосновании дефектов.

В ходе эксплуатации АЭС расчетное обоснование прочности приходится выполнять в следующих случаях:

• при выполнении проектных работ по модернизации и реконструкции;
• при обнаружении дефектов во время планового контроля металла;
• при повреждении оборудования в процессе эксплуатации (поиск причин повреждения, обоснование проекта ремонта или замены);
• при возникновении непроектных условий эксплуатации (нагружения) или аварий;
• при необходимости оценки остаточного ресурса по итогам фактической эксплуатации в случаях исчерпания проектного количества каких либо эксплуатационных режимов;
• для обоснования возможности продления срока службы АЭС.

В качестве важной детали здесь следует отметить появление специального нормативного документа «Методика определения допустимых дефектов в металле оборудования и трубопроводов во время эксплуатации» (1997г.), дающего методическую и критериальную основу оценки дефектов в металле, обнаруживаемых в процессе эксплуатации. В остальных случаях при необходимости выполнения обоснования на стадии эксплуатации используются те же методы, критерии, программное обеспечение, что и на стадии проектирования.

Специфичность предъявляемых требований по безопасности, условия работы и конструкция отдельного оборудования определяют и особенности в подходе к обоснованию его прочности и долговечности. В основном эти особенности сводятся к акценту в сторону глубины обоснования по тому или иному направлению. Однако, иногда оказывается необходимым применение нетрадиционных подходов и методов, выходящих за рамки нормативных документов, что требует проведения специальных исследований, а иногда и принятия серьезных компенсирующих мероприятий. Как правило, это происходит при возникновении проблем при эксплуатации, связанных с повреждениями оборудования, причины которых однозначно и быстро установить не удается, или в случаях появления ранее неизвестной информации или действии принципиально новых, не учитывавшихся при проектировании явлениях, процессах и свойствах.

Все факторы, определяющие аварии сварных конструкций, в том числе и хрупкое разрушение, могут быть разделены на три группы: А — неблагоприятные геометрические факторы (технологические трещиноподобные дефекты, конструктивные надрезы); В — высокие напряжения растяжения (от внешней нагрузки, температурные или остаточные); С — недостаточная пластичность металла, связанная с химическим составом, исходной структурой стали, недостаточным учетом воздействия окружающей среды или ее изменением под действием технологических и эксплуатационных факторов. Как правило, разрушение происходит при совместном действии всех указанных факторов, один из которых может в каждом конкретном случае быть определяющим.

Ярким примером возникновения проблем при эксплуатации из-за повреждения оборудования могут служить имевшие место ранее повреждения коллекторов теплоносителя первого контура на парогенераторах ПГВ-1000. При формальном удовлетворении всем требованиям норм расчета на прочность при различной степени выработки проектного срока службы, но далекой от нее, коллекторы теплоносителя первого контура повреждались путем растрескивания. Трещины в основном выявлялись специальным контролем при остановке блока, а иногда по повышению активности во втором контуре на работающей установке. В процессе выполнения специальной программы расчетно-экспериментальных исследовательских и опытно-технологических работ, результаты которых изложены во многих десятках отчетов и публикации, была выявлена многофакторность причин повреждения коллекторов на фоне не учтенного при проектировании свойстве стали 10ГН2МФА снижать пластические свойства при температуре в районе 280 °С (температура на выходе из теплообменных труб парогенератора) под действием медленно нарастающих деформаций. В ходе исследовании выявлены факторы, оказывающие влияние на долговечность коллекторов:

• остаточные напряжения в коллекторе, обусловленные технологией изготовления как самих коллекторов так и парогенератора в целом (сварка, наплавка, сверление отверстий под большое количество теплообменных труб и их взрывная завальцовка в коллекторе);
• изгиб и «заневоливание» коллекторов в корпусе парогенератора при взрывной завальцовке теплообменных труб;
• наличие напряжений на наружной поверхности коллекторов из-за недовальцовки теплообменных труб в этом районе;
• разнообразные эксплуатационные нагрузки, вызванные как проектными изменениями параметров первого и второго контуров в различных режимах, так и особенностями сложной конструкции парогенератора;
• воздействие коррозионно-активной среды с высокими параметрами прежде всего второго контура и сложности соблюдения требуемого химсостава котловой воды.

Ни один из оказывающих влияние факторов самостоятельно не в состоянии привести коллектор к выявляемому повреждению за весь срок службы. Лишь их комплексное воздействие при определенных условиях оказалось способным привести к выходу коллекторов из строя.

Параллельно с выполнением исследований внедрялись мероприятия, позволившие в конечном итоге снять остроту проблемы. Была изменена технология изготовления новых парогенераторов, разневолены и подвергнуты низкотемпературной термообработке еще не поврежденные коллектора на действующих АЭС, ужесточен контроль за водно-химическим режимом котловой воды и состоянием металла коллекторов, а также разработана и реализована на двух блоках технология ремонта поврежденных коллекторов.

Таким образом, приобретенный на этом примере опыт позволяет констатировать следующее:

• во время выполнения проекта парогенератора совокупное действие выявленных позднее факторов известно не было;
• экспериментальная полномасштабная отработка парогенератора и другого крупногабаритного оборудования РУ с полным воспроизведением технологии изготовления и штатных условий АЭС была и остается до сих пор невозможной;
• до сих пор в нормативных документах не нашли должного отражения вопросы комплексного учета всех влияющих на ресурс факторов;
• накопленный опыт проектирования, обоснования и эксплуатации позволяет принимать адекватные решения и меры по устранению или компенсации тех или иных причин повреждения оборудования даже в условиях их недостаточной изученности;
• подобные ситуации, несмотря на их явную негативность, оказывают существенное положительное влияние на совершенствование нормативной, программ но-методической и экспериментальной базы обоснования прочности и долговечности РУ ВВЭР.

В новых проектах РУ ВВЭР-1000 коллектора теплоносителя первого контура ПГВ-1000 рассчитываются на прочность в соответствии с действующими Нормами с использованием современного программного обеспечения и трехмерных расчетных моделей. Для изготовления новых парогенераторов используется сталь с более жесткими ограничениями по содержанию вредных примесей (сера, фосфор). Взрывная технология завальцовки теплообменных труб в коллекторах заменена на более щадящую гидровальцовку с последующей механической довальцовкой вблизи наружной поверхности коллектора, что значительно снизило остаточные технологические напряжения.

Корпус ВВЭР является другим примером, где особую актуальность представляет глубина обоснования прочности по одному из направлений, а именно — расчет на сопротивление хрупкому разрушению (СХР). Несмотря на то, что в действующих Нормах формально содержатся все необходимые данные и указания для выполнения соответствующего расчета на стадии проектирования, современное состояние этой проблемы и практика ее решения для находящихся в эксплуатации корпусных реакторов с водой под давлением первого поколения с учетом современных представлений показывает, что имеется целый ряд вопросов, требующих более глубокого рассмотрения, чем предусматривается Нормами. Такими вопросами являются:

• высокая чувствительность расчетных характеристик хрупкой прочности к химическому составу материала, нейтронному потоку, длительности и температуре облучения;
• объективные трудности в получении новой материаловедческой информации;
• необходимость частого пересмотра прогнозных оценок в результате появления новой информации и требований, а также при внедрении компенсирующих мероприятий;
• различия в нормативных требованиях разных стран по данной проблеме.

Эти вопросы постоянно находятся в центре внимания исследователей и конструкторов, выполняются обширные исследовательские программы, в том числе и международные под эгидой МАГАТЭ. Официально издаются рекомендательные документы. В силу этого на каждом этапе выполнения расчета на СХР (рассмотрение проектных режимов и формирование на их основе расчетных режимов, выбор механических характеристик, выбор расчетных дефектов и их расположения, расчеты температурных полей и полей напряжений в зонах расположения дефектов, вычисление критериев и оценка приемлемости результатов, формулирование выводов и рекомендаций) становится необходимым тщательно и взвешенно оценивать всю имеющуюся информацию по физике, материаловедению, теплогидравлике, конструкции.

Следует отметить, что корпуса ВВЭР-1000 и решения, закладываемые в новые проекты, отвечают современным представлениям по данной проблеме. Для корпусов реакторов ВВЭР-440 первых поколений на основе выполненных работ и сделанных рекомендаций принимаются к реализации и реализованы компенсирующие мероприятия:

• восстановительный отжиг корпуса реактора;
• установка в активную зону специальных кассет — экранов, ослабляющих радиационную нагрузку на корпус;
• подогрев воды в системе аварийного охлаждения зоны до требуемой температуры;
• установка БЗОКов на паропроводах;
• введение необходимых защитных блокировок;
• индивидуальный для каждого блока мониторинг механических свойств и учет фактического химического состава основного металла и металла сварного шва, расположенного напротив активной зоны.

Дальнейший прогресс в данной области связан в первую очередь с совершенствованием норм, методов экспериментального определения параметров облучения и изменения характеристик материалов как на образцах-свидетелях, так и на материале, вырезаемом непосредственно из корпуса, расчетных кодов для физических, теплогидравлических и прочностных расчетов, контроля за дефектностью корпусов. Этим работам постоянно уделяется большое внимание, а получаемые результаты быстро внедряются в расчетную практику.

Обоснование возможности продления срока службы АЭС имеет свои особенности. С течением времени представления о безопасности АЭС и соответствующие нормативные документы изменяются, прочем эти изменения могут быть весьма существенными. Таким образом, ранее спроектированные и построенные АЭС оказываются не соответствующими современным требованиям. Как быть? Как правило, новые нормативные документы содержат лишь общие указания на этот счет. В данном вопросе в последние годы получен конкретный опыт при выполнении расчетных работ по обоснованию продления срока службы РУ ВВЭР-440 III блока НВАЭС на 15 лет. С позиций расчетного обоснования прочности РУ важнейшими учитываемыми факторами являются:

• фактическая история эксплуатации блока (номенклатура и количество реализованных режимов нагружения оборудования);
• прогнозная оценка режимов эксплуатации на продляемый срок службы;
• модификации и ремонты оборудования;
• дефекты, обнаруженные в процессе эксплуатации, обоснованные и оставленные без устранения до конца проектного срока службы;
• деградация конструкционных материалов под действием эксплуатационных факторов (облучение, температура, коррозия, эрозия);
• результаты технического освидетельствования в конце проектного срока службы и предполагаемые модификации после его исчерпания.

Выполненный комплекс работ доказывает возможность продления срока службы РУ на 15 лет с позиций действующих Норм расчета на прочность при соблюдении некоторых дополнительных условий по контролю металла и некоторым другим аспектам эксплуатации.

По материалам http://steamleader.ru/.