авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ БИБЛИОТЕКА РОССИИ

КОНФЕРЕНЦИИ, КНИГИ, ПОСОБИЯ, НАУЧНЫЕ ИЗДАНИЯ

<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ


Pages:     | 1 |   ...   | 4 | 5 || 7 |

«Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ ...»

-- [ Страница 6 ] --

Очевидна необходимость проведения – в реакторе PFENIX до 36 сна/эфф.год. опережающих, ускоренных испытаний для Таким образом, в исследовательских обоснования характеристик материалов ВКУ реакторах СНПД достаточна для моделиро- при накоплении ПД до 160 сна.

вания условий эксплуатации материалов в В настоящее время в результате исследо энергетических реакторах (ВВЭР и БН-600). В ваний сталей 12Х18Н10Т и AISI 304L при ПД перспективных проектах активной зоны БН- 30-39 сна (температура облучения 390±10°С) 600 и БН-800 с повышенным коэффициентом сделан вывод о влиянии скорости набора воспроизводства значение СНПД будет выше, дозы на радиационное распухание стали [13].

чем достигаемое значение в исследователь- Скорость варьировалась от 3 до 30 сна/эфф.

ских реакторах. год. В интервале от 3 до 8 сна/ эфф.год эффект не значителен (см. рис.8 [16]).

Таким образом, применительно к реак Требования по ПД применительно к торам PWR и ВВЭР, в которых скорость на внутрикорпусным устройствам ВВЭР- копления ПД 2-5 сна/эфф.год, целесообразны 1200 ускоренные испытания со скоростью накопле ния ПД до 8 сна/эфф.год. При необходимости Расчеты по программам DOTIII-ANISN для проведения испытаний с большей скоростью внутрикорпусных устройств (ВКУ) и корпуса необходимы дополнительные обосновываю реактора ВВЭР-1200 позволили определить: щие исследования с моделированием накопле – для ВКУ (выгородка) максималь- ния газов.

ную ПД при сроке эксплуатации 60 лет:

Таблица Максимальные значения флюенса и повреждающей дозы элементов реактора АЭС-2006 за 60 лет Наименование узла, Флакс, Е0,1 МэВ, Флюенс, Е0,1 МэВ, № ПД, сна К, 10 -22 см2 сна элемента реактора Е(+14) с-1.см-2 Е(+23) см- 1 Выгородка 1,25 2,27 142 6, 2 Шахта 0,093 0,17 8,1 4, Особенности моделирования условий 2. Пименов В.В. и др. Расчет радиа эксплуатации материалов ВКУ ционных повреждений и производства га зовых трансмутантов в металлах при об Согласно расчетам ПД для ВКУ с исполь- лучении в каналах реакторов СМ-2, БОР-60, зованием различных программных средств РБТ-6. Препринт НИИАР –9(417), НИИАР, К=(6,3…6,4)10-22 см2сна. Расчетное опреде- Димитровград, 1980.

ление флюенса в условиях ВКУ ВВЭР может 3. Белозерова А.Р. и др. «Сборник трудов быть с погрешностью 20% (оценка), что при- НИИАР», вып. 3, Димитровград, 2003, стр. 69.

водит к неопределенности в распухании в 4. D.R.Olander Fundamental Aspects of 1,4 раза (степенная зависимость распухания Nuclear Reactor Elements, 1975 (Chapter 3.

от флюенса с показателем n=1,88). Поэтому Radiation Damage).

необходимо мониторирование условий экс- 5. Агранович В.М., Кирсанов В.В. УФН,, плуатации материалов ВКУ и их моделирова- т.1118, вып.1, 1976, стр.3-50.

ние в опережающих реакторных испытаниях. 6. Авраменко В.И., Конобеев Ю.В., Важность этой проблемы следует как из не- Строкова А.М. Атомная энергия, т.56, №3, обходимости обеспечения работоспособности 1984.

ВКУ в течение 60 лет, так и особенностей 7. Summary Report of the Final Technical поведения аустенитных сталей при высоких Meeting on “International Reactor Dosimetry дозах [16]. Практический интерес представ- File: IRDF-2002”, 2003 (анализ неопределенно ляет изучение материалов ВКУ действующих стей и рекомендации по сечению-стр.123-124, ВВЭР после длительной эксплуатации, а также стр. 151-157).

дополнительное облучение образцов в иссле- 8. ANSI, 2007: ASTM T 693.

довательских реакторах для прогнозирования 9. Сборник докладов семинара «З0 лет состояния ВКУ. эксплуатации реактора БОР-60», НИИАР, Димитровград, 2000, стр.98.

10. «Годовой отчет НИИАР»,2003, стр.82.

Выводы 11. «Годовой отчет НИИАР за 2001г.»,2002, стр.109.

1. Уточнено значение коэффициента 12. Васильев Б.А. Зависимость требова пересчета флюенса быстрых нейтронов на по- ний к радиационной стойкости конструкци вреждающую дозу: К=410-22 - 710 –22 см2. сна онных материалов ТВС быстрых реакторов для различных условий эксплуатации кон- от вида топлива. Российская конференция струкционных материалов в энергетических «Материалы ядерной техники (МАЯТ-2)», реакторах (БН, ВВЭР) и в каналах исследо- ВНИИНМ, тезисы докладов, М., 2005, стр.77.

вательских реакторах, в которых проводится 13. Miienkov F.M. et al/ Improvement of их обоснование. Значения коэффициента для Fuel Use in Fast Reactor Types in the Open Fuel конкретных условий позволяют оценивать Cycle and at the Stage of Transition to the Closed ПД и флюенс при знании одной из этих вели- Fuel, 10-th Intern. SAC Seminar on Advanced чин и важны для планирования реакторных Nucl. Fuel Cycle for The XXI Centure, 24- испытаний. September, 2007, N.Novgorod, тезисы, p.85-86.

2. Определены значения ПД, скорости 14. A.Rogozyanov, A.Smirnov, B.Kanashov, накопления ПД в конструкционных материа- V,Polenok, A.Nuzhdov (SSC RF RIAR, Russia) лах для действующих и перспективных ВВЭР Description of dimensional changes in VVER и разработаны рекомендации по их моделиро- fuel rods based on use of the radiation-thermal ванию в ИР. creep model of Zr-1%Nb cladding tubes.

International Workshop on Inuence of Atomic Displacement Rate on Radiation-Induced. Aging Литература of Power Reactor Components: Experimental and Modeling. Ulyanovsk, Russia, October 3-7, 2005, 1. Вотинов С.Н., Прохоров В.И., October 2005, disc.

Островский З.Е. Облученные нержавеющие 15. Гуревич М., Зарицкий С., Цофин В. и стали. М:Наука, 1987. др. Об использовании аппроксимаций, поддер живающих баланс масс и нейтронов источника деления в разностной ячейке сетки, для расчета энергетических реакторах, автореферат дис радиационных полей в защите РУ АЭС 2006. сертации на соискание ученой степени док «Русский инженер», №1, М6, с.20-28. тора технических наук, М:. МИФИ, 2006стр.

16. Неустроев В.С. Низкотемпературная 14-17.

радиационная повреждаемость аустенитных сталей, облученных в исследовательских и The paper presents assessment of a damage dose at different irradiation conditions of structural material in various nuclear power reactors. A relation of the damage dose with fast neutron uence is given. The results of work are recommended for evaluation of the representativeness of simulation tests.

УДК 621.039. Журбенко Е.А., Цофин В.И (ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС») РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ РУ С ВВЭР Приведен анализ результатов расчетных исследований массы радиоактивных отходов и материалов, образующихся при выводе из эксплуатации реакторной установки ВВЭР-1200 проекта АЭС-2006 и серий ного блока ВВЭР-1000, в зависимости от времени выдержки после окончательного останова энергоблока.

Представление о максимальном количестве отходов, которое может образоваться при выводе АЭС, дают натуральные проектные показатели АЭС. В этой связи возможность получения расчетным путем радиационных характеристик конструкций реактора и прогноза их изменения во времени на стадии про ектирования блока АЭС, представляется крайне важной.

Вывод из эксплуатации (ВЭ) блока АЭС радиоактивных отходов (РАО) и минимизаци c реакторной установкой (РУ) ВВЭР – ком- ей дозовых нагрузок персонала;

плексная задача, охватывающая множество – размещение РАО, полученных при выво вопросов, начиная от окончательного оста- де из эксплуатации, на объектах долговремен нова блока до демонтажа его конструкций. ного хранения и окончательной изоляции РАО.

Согласно требованиям отечественной нор- Современное состояние и перспективы мативной документации и рекомендациям работ по выводу из эксплуатации АЭС с ВВЭР МАГАТЭ этот процесс должен учитываться в нашей стране представлено в таблице 1.

на стадии проектирования АЭС. Основными В соответствии с Программой деятельно принципами осуществления деятельности по сти Государственной корпорации по атомной выводу РУ из эксплуатации являются: энергии «Росатом» на долгосрочный период – планирование и проведение работ по (2009-2015 годы) [1] в период с 2020 по 2040гг.

выводу из эксплуатации объектов исполь- будет окончательно остановлено еще 12 РУ с зования атомной энергии вплоть до снятия ВВЭР.

с контроля государственных органов регу- Одним из главных факторов, определяю лирования безопасности при использовании щих динамику вывода РУ из эксплуатации, атомной энергии по критериям ядерной и является наличие хранилищ для кондициони радиационной опасности;

рованных радиоактивных отходов. В связи с – приведение РУ в состояние, исключаю- этим необходимо также принятие решения о щее его потенциальную ядерную опасность создании специализированных региональных в нормативно установленный период после хранилищ РАО, в том числе объектов захоро его останова (удаление ядерных материалов, нения (окончательной изоляции) РАО.

ОЯТ);

Значительную долю затрат на ВЭ состав – приведение РУ в состояние радиаци- ляют затраты на обращение с РАО и радио онной безопасности в оптимальный период с активными материалами (приблизительно учетом социальных и экономических факто- 30-50%) и на демонтаж радиоактивного обо ров;

рудования. Например, во Франции суммарные – максимальное и экономически эф- затраты при ВЭ на кондиционирование и уда фективное возвращение в промышленный ление отходов с АЭС в хранилище составляют и хозяйственный оборот нерадиоактивных примерно 50 евро/кВт(эл) (в ценах 2004 года).

материалов и оборудования;

Согласно отечественным оценкам, стоимость – осуществление технологических окончательной изоляции 1 м3 отходов может процессов и операций по утилизации строи- составлять от 20 до 400 тыс. рублей (в ценах тельных материалов и оборудования с об- 2008 года). Отсюда понятна необходимость разованием минимально возможного объема уже на стадии проектирования блока АЭС Таблица Характеристики действующих энергоблоков атомных электростанций с ВВЭР Исчерпание Дополнительная Электрическая Название атомных Номер Срок ввода в назначенного информация о мощность электростанций блока эксплуатацию 30-летнего срока сроках эксплуатации (брутто, МВт) службы (год) энергоблоков 3 417 1971 2001 2016*) 4 417 1972 2002 2017*) Нововоронежская 5 1000 1980 2010 1 440 1973 2003 2018*) 2 440 1974 2004 2019*) Кольская 3 440 1981 2011 4 440 1984 2014 1 1000 1984 2014 2 1000 1986 2016 Калининская 3 1000 2004 2034 1 1000 1985 2015 2 1000 1987 2017 Балаковская 3 1000 1988 2018 4 1000 1993 2023 Ростовская 1 1000 2001 2031 *) Блоки, сроки эксплуатации которых продлены на 15 лет.

В настоящее время остановлены, но не выведены из эксплуатации 2 энергоблока АЭС с ВВЭР (энергоблоки 1, 2 Нововоронежской АЭС).

минимизации количества РАО и надежной только оборудования реакторной установки оценки объема радиоактивных веществ, и т.д.), варианта ВЭ (немедленный демонтаж, которые должны будут образовываться при отложенный демонтаж) и др.. Представление ВЭ блоков АЭС с ВВЭР, и дозовых нагрузок о максимальном количестве отходов, которое персонала при демонтаже радиоактивного может образоваться при ВЭ АЭС российской оборудования. конструкции, дают натуральные проектные Затраты на обращение с РАО в различных показатели АЭС.

странах не одинаковы [2] и в качестве примера В процессе эксплуатации АЭС под воз приведены в таблице 2. действием облучения нейтронами происходит В настоящее время в России начался про- активация конструкционных материалов цесс сооружения в рамках проекта АЭС-2006 реактора, оборудования шахтного объема, блоков с РУ ВВЭР-1200 (НВАЭС-2 и ЛАЭС-2). внутренние слои бетона, радиоактивность ко После начала производства электроэнергии це- торых не может быть снижена дезактивацией.

лесообразно создание фонда за счет денежных Кроме того, происходит осаждение радио отчислений от стоимости выработанной про- активных продуктов коррозии и продуктов дукции на их вывод из эксплуатации. Средств деления на поверхности оборудования техно фонда должно быть достаточно для выполне- логических контуров. Образовавшиеся и нако ния всех необходимых работ и мероприятий. пившиеся за время эксплуатации энергоблока На энергоблоках НВАЭС-2 и ЛАЭС-2 за радионуклиды находятся в конструкциях время эксплуатации реакторной установки на- приреакторного пространства, строительных капливается большое количество радиоактив- конструкциях и технологических контурах.

ности. Общее количество отходов АЭС с РУ Практика показывает, что основная величина ВВЭР-1200 велико и зависит от конечного со- радиоактивности на окончательно останов стояния выводимой из эксплуатации установки ленном энергоблоке обусловлена (более чем (полный снос зданий и сооружений, демонтаж на 90%) объемной радиоактивностью.

Таблица Ориентировочные затраты на обращение с ТРО в различных странах, евро Долговременное хранение 1 м3 РАО Строительство Кондиционирование Страна 1 м3 хранилища 1 м3 РАО 50 лет 100 лет Германия 4000 2100 - 5700 10000 Швеция 1200 1900 - 2100 2500 Англия 4000 2100 - 5700 10000 США 2600 2100 - 5700 4500 Россия 2600 ~ 6400 7000 Среднее ~ 3300±700 ~ 4500±2000 ~ 7000±3000 ~ 13500± Частично информация о радиационных материалы неограниченного использова характеристиках реакторных конструкций ния: Ауд 0,3 Бк/г.

активационного происхождения может быть Среди основного технологического обо получена экспериментально путем отбора рудования РУ ВВЭР наибольшую радиацион образцов и измерений их активности. Для ную опасность после окончательного останова конструкций реактора характерна простран- будут представлять внутрикорпусные устрой ственная неравномерность распределения ства, корпус реактора, теплоизоляция бетон активности по объему, что приводит к не- ной шахты реактора и оборудования шахты обходимости дополнительной обработки реактора. На рисунках 1 и 2 представлены полученных в измерениях параметров путем зависимости массы радиоактивных отходов расчетного моделирования. и радиоактивных материалов на одну РУ от Удельная активность элементов реактор- времени выдержки для реакторов ВВЭР- ных конструкций при выдержке более 30 лет и ВВЭР-1200.

определяется гамма- и бета-излучающими Анализ результатов показывает, что значе радионуклидами (например, 59Ni и 63Ni, 54Mn, ния массы РАО и РМ зависят от конструктор Fe, 60Co и др.), обусловленными наличием в ских решений для конкретной РУ, а также от конструкционных материалах никеля и дру- тепловой мощности и загрузки активной зоны гих примесей [3]. установки. По оценкам, после окончательного В соответствии с санитарными прави- останова блока ВВЭР с 30-летним сроком экс лами обращения с радиоактивными отхода- плуатации время снижения радиоактивности ми (СПОРО-2002) и проектирования АЭС этих конструкций до уровня, при котором (СП-АС-03) все конструкции реактора после будет допустимо свободное обращение с ними окончательного останова разделены на три (при значении мощности дозы вблизи поверх группы твердых радиоактивных отходов (вы- ности приблизительно ~1 мкЗв/ч) составляет:

соко-, средне- и низкоактивные): по удельной 100-105 лет – для корпуса реактора, 130-150 лет -активности и мощности дозы -излучения – для внутрикорпусных устройств. Суммарная на расстоянии 10 см от поверхности материа- масса ТРО различных групп активности при ла. Также в соответствии с СПОРО-2002 не ВЭ вплоть до 150 лет после окончательного вводится никаких ограничений на использо- останова РУ будет составлять приблизительно вание в хозяйственной деятельности любых 330 тонн. Масса радиоактивных материалов твердых материалов, сырья и изделий при после 150 лет будет составлять приблизитель удельной активности радионуклидов в них но 100 тонн.

менее 0,3 Бк/г: Среди неметаллических отходов основную высокоактивные РАО: Ауд 107 Бк/г;

радиационную опасность будет представлять среднеактивные РАО: 107 Ауд 103 Бк/г;

бетон от демонтажа радиационной защиты, низкоактивные РАО: 103 Ауд 102 прилегающей непосредственно к реакторным Бк/г;

конструкциям, который следует отнести к материалы ограниченного использования твердым среднеактивным и низкоактивным (РВ): 102 Ауд 0,3 Бк/г;

отходам.

Рис.2. Зависимость радиоактивных Рис.1. Зависимость суммарной массы РАО при материалов при ВЭ одной РУ с ВВЭР.

ВЭ одной РУ с ВВЭР В настоящей статье рассматриваются в частности, при оценке потребности в транс только ТРО, хотя при ВЭ образуются и жид- портных контейнерах, объемов хранилищ для кие РАО (ЖРО). По экспертным оценкам, выдержки РАО, затрат на обращение с отхода количество образующихся при ВЭ ЖРО не ми и реализации мероприятий по обеспечению должно превышать 15-20% от количества радиационной и экологической безопасности эксплуатационных ЖРО. Они должны быть окружающей среды.

переведены в ТРО и кондиционированы для удобства дальнейшего обращения с ними.

Список литературы Очевидно, что ЖРО образуются при ВЭ в основном при проведении дезактивационных работ. Практика показывает, что дезактива- 1. Программа деятельности ция оборудования осуществляется в основном Государственной корпорации по атомной на этапе подготовки к ВЭ. Образовавшиеся энергии «Росатом» на долгосрочный период при этих работах ЖРО перерабатываются (2009-2015 годы).

на имеющихся на АЭС штатных системах 2. В.Л Высоцкий. Научно-технические и переработки РАО. Это допущение разумно, нормативно-правовые проблемы создания си поскольку при ВЭ любого блока в России на стемы обращения со слабоактивными отхода АЭС всегда остаются действующие блоки, ми в Северо-западном регионе России. Доклад оснащенные системами кондиционирования на совещании экспертов МАГАТЭ, Оксфорд, эксплуатационных ЖРО. 4-8 марта 2008г.

Таким образом, приведенные результаты 3. Б.К. Былкин, А.Л. Егоров, В.И. Цофин, показывают что количество радиоактивных Е.А. Журбенко. Радиационные характери отходов и материалов, образующихся при стики реакторных конструкций после окон ВЭ одной РУ с ВВЭР, будет составлять сотни чательного останова АЭС с ВВЭР. Атомная тонн. Это обстоятельство следует учитывать энергия, 2009, том 106, вып. 1, с.56-59.

при разработке программ подготовки к ВЭ и, The paper presents analysis of calculation results of mass of radioactive wastes and materials from the decom missioning of a VVER-1200 reactor plant of AES-2006 design and from a commercial VVER-1000 Unit depend ing upon the waiting time after the reactor nal shutdown. NPP natural design parameters give an insight into the maximum waste mass from the NPP decommissioning. Thereupon a possibility is important to calculate radiation characteristics of the reactor components and predict their changes in time at the stage of designing of a NPP Unit.

УДК 621. А.Н.Разыграев ОАО НПО «ЦНИИТМАШ»

МЕТОДИКА УЛЬТРАЗВУКОВОГО КОНТРОЛЯ УЗЛА ПРИВАРКИ КОЛЛЕКТОРА К ПАРОГЕНЕРАТОРУ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВВЭР- Используемые в атомной энергетике методы и аппаратура неразрушающего ультразвукового кон троля в целом позволяют выявлять дефекты различной ориентации и местоположения в сварных соеди нениях и основном металле. Однако в некоторых случаях действующие методики не обеспечивают вы явление трещиноподобных дефектов узлов сложной конструкции с ограниченной контроледоступностью и контролепригодностью. Для обеспечения контроля таких узлов необходим качественно более высокий, чем существующий, уровень реализации потенциальных возможностей неразрушающего контроля.

Настоящая работа выполнена применительно к контролю оборудования и трубопроводов АЭС с ограниченной контроледоступностью и контролепригодностью и посвящена решению актуальной задачи разработки эффективных средств и технологии ультразвукового контроля узла приварки коллектора к парогенератору ПГВ-1000.

Характеристика объекта контроля Ду1200 парогенератора после изготовления представлены на рисунках 1 и 2.

Парогенератор ПГВ-1000 входит в со- Патрубок Ду1200 парогенератора и кол став реакторной установки ВВЭР-1000. лектор изготавливают из стали 10ГН2МФА Конструкция парогенератора и конструкция (перлитного класса). Сварной шов выполняют узла соединения коллектора с патрубком ручной или автоматической сваркой.

Парогенераторы и сварные соединения из готавливают в соответствии с требованиями основных положений по сварке ОП 1513- [3] и правил контроля ПК 1514-72 [4], а с г. соответственно по ПНАЭ Г-7-009-89 [5] и ПНАЭ Г-7-010-89 [6].

Между патрубком Ду1200 (со стороны корня сварного шва) и корпусом коллектора имеется пространство – карман, расположен ный во втором контуре реакторной установки ВВЭР-1000. С другой стороны от патрубка по отношению к сварному шву узел включает коллектор со скосом 65°. Скос выходит на патрубок коллектора Ду850 (с антикоррози онной наплавкой), к которому приваривается трубопровод ГЦК Ду850 (первый контур).

Исследование и анализ технологии неразрушающего контроля при изготовлении узла приварки коллектора к парогенератору ВВЭР- Рис.1. Фрагмент чертежа парогенератора Неразрушающий контроль основного ме ПГВ-1000 талла и сварного соединения при выполнении узла приварки коллектора к парогенератору В связи с этим на данной конструкции обе спечить 100% объем УЗК не представляется возможным, и говорят о её ограниченной кон троледоступности. На узле не обеспечивается выполнения требования о прозвучивании корня сварного шва центральным лучом ПЭП 45°и 60°, а также прозвучивание с 4-х сторон (рисунок 4). В соответствии с [8] (п.1.3.3) сте пень контроледоступности УЗК низкая - 3С.

Для повышения качества УЗК сварного сое динения на заводах используется наклонный ПЭП с углом ввода 35°(+5°) (рисунок 4), кото рый обеспечивает прозвучивание корня свар ного шва (но не всего сварного соединения) с обеих сторон, хотя и не в полном объеме со стороны патрубка.

При УЗК сварного соединения в заводских условиях участок галтельного перехода не принимается во внимание.

Использование УЗК наклонными 35° или 40° ПЭП со стороны коллектора создаёт труд ности, связанные с сообразованием ложных сигналов от радиусного перехода и от провиса Рис.2. Узел соединения коллектора с ния в корне шва. Опыт УЗК при изготовлении патрубком Ду1200 парогенератора ПГВ-1000 парогенераторов и свидетельствует о других возможностях ложного бракования сварного соединения №111 при контроле 35° ПЭП.

осуществляется в соответствии с положения- При изготовлении парогенераторов на ми действующих методических документов, а АТОММАШЕ имели место сигналы от кор оценка качества по правилам контроля [4,6] и невой зоны шва с амплитудой и протяженно техническим условиям ТУ 108.766-86 [7]. стью, превышающими нормы оценки качества.

При выполнении сварного шва на заводах Окончательную оценку качества сварного методами неразрушающего контроля выявля- соединения специалисты АТОММАШа про ли и подвергали ремонту участки с дефектами: изводили по результатам радиографического скоплениями пор, шлаковыми включениями, контроля. В связи с изложенным следует от подрезами, непроварами и др. метить, что уже на стадии изготовления узла Важно проанализировать технологию УЗК соединения коллектора с парогенератором сварного соединения. В конструкции узла использование действующих методик УЗК и размеры зоны сканирования, как со стороны РГК приводило к значительным трудностям, патрубка Ду1200 парогенератора, так и со сто- поскольку они не обеспечивали в полной мере роны коллектора, значительно меньше, чем в выявления всех несплошностей, уверенной методике ПНАЭ Г-7-030-91 [8]. расшифровки показаний и оценки качества При УЗК стыковых сварных соединений корня шва и основного металла галтельного толщиной 72 мм прозвучивание должно про- перехода и прилегающего к нему металла.

изводиться прямым преобразователем (ПЭП) Анализ показал, что использование стан и наклонными преобразователями с углами дартной методики УЗК [8] не обеспечивает ввода 45°(+5°) и 60°(+5°) прямым лучом с двух полного прозвучивания сварного соединения;

поверхностей и с обеих сторон от шва, как по- в процессе контроля по этой методике об казано на рисунке 5, а также на поперечные разуются ложные эхо-сигналы и возможна несплошности. перебраковка сварных соединений;

использо Конструкция узла приварки коллектора к вание действующих методик не обеспечивает парогенератору имеет размеры зон сканиро- в полной мере разбраковку корня сварного вания меньше, чем на рисунке 3, а доступ для соединения и галтельного перехода кармана УЗК только с одной наружной поверхности. коллектора.

Анализ технологии и результатов трубопроводов атомных электростанций с неразрушающего контроля узла ВВЭР-1000» АИЭ-9-92 [10], а позже АИЭ-9- приварки коллектора к парогенератору [11] предусматривает проведение неразрушаю ВВЭР-1000 на АЭС щего контроля «сварных швов приварки кол лекторов 1 контура к патрубкам Ду1200 (внизу «Инструкция по предэксплуатационному ПГ)» методами: ВО, МПД (или КД), УЗК.

контролю основного металла и сварных соеди- Контроль должен проводиться в объеме нений оборудования и трубопроводов серий- 20% от длины каждого шва. Первое обследо ных блоков АЭС с реактором ВВЭР-1000» [9] вание проводится на первом парогенераторе предусматривает проведение ВО, МПД (или после первого года эксплуатации. На после КД) и УЗК сварных швов приварки коллектора дующих 2-х после 2-х лет эксплуатации, на к патрубку Ду1200 парогенератора. Контроль одном оставшемся после трех лет эксплуата проводится по действующим методическим ции. Второе обследование проводится через и нормативным документам в объеме 100% восемь лет эксплуатации. Последующие об длины швов, причем никаких указаний о кон- следования – через каждые 4 года. При этом троле основного металла коллектора в районе в каждый последующий контроль должны сварного соединения №111 в ней нет. проверяться участки швов не прошедшие кон «Инструкция по эксплуатационному троль при предыдущих обследованиях.

контролю за состоянием основного метал- В ноябре 1998 г. на 5-ом блоке ла и сварных соединений оборудования и Нововоронежской АЭС, при подготовке Рис. 3. Полная методика ультразвукового контроля сварного соединения по ПНАЭ Г-7-030- (показано только с одной стороны шва) Рис. 4. Направления прозвучивания и объём контролируемого металла сварного соединения № блока к пуску, во время осмотра парогенерато- с амплитудой, значительно превосходящей ра была обнаружена течь пара через трещину браковочный уровень.

длиной 310 мм, распространяющуюся вдоль Этот сигнал маскирует эхо-сигналы с сварного соединения. Трещина имела начало меньшей амплитудой от трещины на поверх на поверхности галтельного перехода R 20 ности галтельного перехода или в корне свар мм (т.е. в основном металле), росла в сторону ного соединения, что приводит к пропуску наружной поверхности сначала по основному отражателя.

металлу, а затем по сварному шву №111/1. Когда трещина выросла до размеров более Схема расположения трещины по результатам размеров ультразвукового пучка (длина и ши выборки и контроля представлена на рисунке рина более ~9 мм), падающие на нее наклонно 5. Она имела нормальную ориентацию к вну- ультразвуковые волны зеркально отражаются тренней поверхности кармана, а в сварном от ее поверхности, в результате чего рассея шве у наружной поверхности ответвления, ние «назад» (к наклонному преобразователю) которые на отдельных участках меняли ори- значительно уменьшается и возможности ре ентацию относительно оси шва с продольной гистрации эхо-сигнала от такого дефекта за на поперечную. метно падают (рисунок 6). При этом сигналы Причины пропуска такого дефекта при от провисания корневой зоны шва также ма ультразвуковом контроле: скируют возможные эхо-сигналы от дефектов – не обеспечивается прозвучивание кор- на поверхности кармана и вблизи от нее.

невой зоны сварного соединения;

– участок кармана коллектора в районе Анализ возможностей использования галтельного перехода радиусом 20 мм (где новых операций УЗК и разработка зародилась трещина) не входит в сварной шов, предложений по повышению а также в сварное соединение, и не подлежит контролепригодности узла приварки УЗК в соответствии с Правилами контроля и коллектора к парогенератору ВВЭР- «Инструкцией по эксплуатационному контро лю…».

Оба эти фактора могли стать причиной На основе анализа объекта контроля для пропуска трещины на этапе ее зарождения при повышения контроледоступности УЗК было УЗК со стороны патрубка. При УЗК со сторо- предложено использовать специальные опера ны коллектора постоянно наблюдался сигнал ции ультразвукового контроля, а именно:

от галтельного перехода кармана коллектора – метод, основанный на применении волн, направление которых перпендикулярно к плоскости трещины;

– тандем-метод.

Узел соединения коллектора с парогенера тором содержит скос под углом 65° к наружной поверхности сварного соединения. Плоскость скоса может быть использована для возбуж дения ультразвука и выявления продольных вертикальных трещин на глубине 15-70 мм (рисунок 7).

Для обеспечения разбраковки корня свар ного соединения и выявления трещин на этапе их зарождения и роста в диапазоне высот 2- мм может быть использован метод «корневой тандем».

В приповерхностном наружном слое (0- мм) магистральные трещины (продольные, поперечные и другой ориентации относитель но оси шва) могут быть выявлены с помощью УЗК головными волнами (рисунок 7).

Рис. 5. Трещина в узле приварки коллектора к Использование предложенных операций парогенератору прозвучивания продольными волнами с углом ввода 25°, головными волнами и корневым 5-го энергоблока Нововоронежской АЭС. В тандемом создаёт возможности для прозвучи- качестве моделей дефектов были выбраны вания корня и всего шва центральным лучом имитаторы трещин в виде: вертикальных сег и повышает контроледоступность до степени ментных пазов, плоскодонных отверстий.

«1С», согласно п.1.3.3 [8]. Исследование на реальной трещине вы полнено в 1998 г. на отрезке трещины в узле поврежденного парогенератора №1 блока № Исследования выявляемости дефектов Нововоронежской АЭС. После её обнаруже в узле приварки коллектора к ния выполнялись работы по выборке дефект парогенератору ВВЭР-1000 ного металла узла путём послойного удаления металла.

При разработке новой методики УЗК Один участок длиной ~80 мм на краю узла приварки коллектора к парогенератору трещины ещё не был выбран и с помощью были выполнены исследования выявляемо- макета преобразователя ПЦ-25-1,8П удалось сти дефектов в узле приварки коллектора к установить:

парогенератору. Исследования проводились – При прозвучивании продольной волной на реальной трещине и на моделях дефектов. с углом ввода 25° с поверхности скоса коллек Реальная трещина - это отрезок трещины тора обеспечивается обнаружение трещины в образовавшийся на 1-ом парогенераторе районе начала галтельного перехода R20;

Рис. 6. Зеркальное отражение ультразвукового пучка от вертикальной магистральной трещины приводит к отсутствию эхо-сигнала Рис. 7. Операции ультразвукового контроля, позволяющие выявлять вертикальные трещины в металле узла приварки коллектора к патрубку Ду1200 парогенератора – Амплитуда эхо-сигнала от реальной обнаруживается с соотношением сигнал-шум трещины на 2-8 дБ больше опорного уровня, более 16 дБ, а высотой 16 мм – более 40 дБ.

соответствующего отражению продольной На рисунке 9 представлены результаты волны от отверстия 6 мм в СО-2 (настройка исследования УЗК продольными волнами с производилась с поверхности 30х59 мм даль- поверхности скоса 65° при выявлении раз ней от отверстия 6 мм);

новеликих корневых трещинообразных не – По сигналу от трещины удалось оце- сплошностей. Как видим при контроле со нить протяженность оставшегося участка и стороны скоса по координате точки выхода выдать рекомендации по объёму выборки. преобразователя относительно цилиндри Исследование операций УЗК узла при- ческой поверхности кармана возможно оце варки коллектора к парогенератору «корневой нивать высоту вертикальной трещины или тандем» и продольными волнами с углом глубину залегания точечных отражателей в ввода 25° выполнены с использованием раз- металле узла, а по времени распространения работанных преобразователей ПЦП-45-КТ и УЗ сигнала координату отражателя относи ПЦ-25-1,8П. Исследования выполнены на ис- тельно начала галтели R20 и корня шва.

пытательных образцах с имитаторами корне- При УЗК методом «корневой тандем»

вых трещин в виде сегментных пазов высотой ПЦП-45-КТ обеспечивается возможность 3 и 15 мм преобразователем ПЦП-45-КТ и паза оценки протяжённости трещин по длине зоны переменной высоты преобразователем ПЦ-25- перемещения преобразователя.

1,8 П. Схемы экспериментов и их результаты Результаты показали, что выбранные опе показаны на рисунке 8. рации УЗК в комплекте с разработанными Как следует из полученных зависимо- преобразователями позволяют решить по стей при использовании преобразователя ставленную задачу, а именно – обеспечивают ПЦП-45-КТ обеспечивается обнаружение обнаружение вертикальных трещиноподоб трещиноподобных отражателей высотой 3 мм ных несплошностей в узле приварки коллек с соотношением сигнал-шум более 30 дБ и тора к парогенератору, существует возмож высотой 15 мм с соотношением сигнал-шум ность определять их координаты и оценивать более 50 дБ. При использовании ПЦ-25-1,8П условную протяжённость по длине и высоте трещиноподобный отражатель высотой 2 мм узла.

Рис. 8. Изменение амплитуды сигналов от вертикальных сегментов при сканировании ПЦП-45-КТ параллельно плоскости сегмента Рис. 9. Зависимость амплитуды сигнала от высоты имитатора корневой трещины для преобразователя ПЦ-25-1,8П Рис. 10. Амплитудные значения эхо-сигналов и условная протяженность имитаторов трещин в образце НО-111 при сканировании ПЦ-25-1,8П, одна клетка – 6 мм Полученные закономерности находятся в При определении уровней чувствитель полном соответствии с положениями теории ности УЗК с помощью дополнительных и практики ультразвуковой дефектоскопии в операций руководствовались следующими дальней зоне преобразователя. соображениями.

На рисунке 10 представлены результаты При контроле головными волнами чув исследования по определению амплитудных ствительность контроля установлена в соот значений эхо-сигналов продольной волны и ветствии с требованиями ОСТ 108.004.108- условной протяженности имитаторов трещи- [12], Приложение 5. Браковочный уровень ноподобных несплошностей – сегментов и чувствительности устанавливается по ампли плоскодонных отверстий образца НО-111. туде эхо-сигнала от плоскодонного отверстия Исследования показали возможность оцен- 4 мм, расположенного в подповерхносном ки условной протяженности несплошности по слое.

длине и толщине узла с помощью специализи- Для операции контроля методом «корне рованных преобразователей. вой тандем» [8] Приложение 14 рекомендует Разработан специальный настроечный устанавливать браковочный уровень чувстви образец НО-111. НО-111 представляет из себя тельности по амплитуде эхо-сигнала от пло модель узла приварки коллектора к парогене- скодонного отверстия 6 мм, что аналогично ратору в масштабе 1:1 и содержит сегментные требованиям Правил контроля в процессе экс и плоскодонные отражатели имитируют пло- плуатации КТА (Германия) [12] для контроля скостные трещиноподобные несплошности в методом тандем на вертикальные трещины.

разных зонах узла. В новой методике принят к использованию более высокий уровень чувствительности равный амплитуде сигнала от сегментного Выбор чувствительности при УЗК узла корневого отражателя высотой 3 мм (в НО приварки коллектора к парогенератору 111), который менее 5% от толщины контро ВВЭР-1000 лируемого узла (72 мм). Сравнение амплитуд эхо-сигналов от паза №2 и от плоскодонного Методика использует следующие опера- отверстия 6 мм представлено ранее на ции УЗК. рисунке 11. Из него следует, что амплитуда Операции установленные [8]: сигнала от паза на ~12 дБ меньше сигнала от – прозвучивание прямым преобразова- дна отверстия. Для операции прозвучивания телем продольными волнами;

наклонным преобразователем продольными – прозвучивание наклонными преоб- волнами с углом ввода 25° браковочный уро разователями поперечными волнами с углами вень чувствительности определяется также ввода 45°(-5°)и 60°(+5°) на продольные и по- амплитудой эхо-сигнала от сегментного корне перечные несплошности. вого отражателя высотой 3 мм (в НО-111). Для Дополнительные операции для обеспече- оценки эквивалентной площади отражателей в ния прозвучивания корня сварного соедине- металле и в сварном соединении используется ния, металла у наружной и донной поверхно- сигнал от плоскодонного отверстия 6 мм и стей и выявления трещиноподобных дефектов АРД-диаграмма преобразователя ПЦ-25-1,8П.

по всему контролируемому объему: Выбор размера настроечного отражателя – прозвучивание головными волнами, и уровня чувствительности для операции распространяющимися вдоль поверхности и УЗК продольными волнами с углом ввода под углом (1-18°) к ней;

25° в методологическом плане тесно связан с – прозвучивание методом «корневой рекомендациями Приложения 2 к [8] «Методы тандем»;

контроля стыковых продольных сварных – прозвучивание наклонным преобразова- соединений цилиндрических конструкций».

телем продольными волнами с углом ввода 25°. В этом приложении при уменьшении угла При УЗК с помощью операций установлен- встречи направления ультразвука и пло ных [8] чувствительность контроля и оценки скости отражателя, т.е. при приближении к качества выбирают в полном соответствии условию наилучшего выявления плоскостных с требованиями Правил контроля [4] и [5] и дефектов эхо-методом, достигаемому при нор рекомендациями [8] по настройке уровней мальном падении ультразвука на плоский от чувствительности. ражатель, величина настроечного отражателя увеличивается, а уровень браковочной чув- При вероятностной оценке допустимые раз ствительности уменьшается. меры дефекта для коррозионно-усталостного Следует также отметить, что в ОКБ совместно с коррозионным растрескивани «Гидропресс» приведены детерминистиче- ем механизма разрушения равны: глубина ская и вероятностная оценки допустимых и 2,5 мм, длина 12,5 мм (площадь отражателя критических размеров дефектов по разным 31,25 мм2), а критические размеры дефекта для критериям разрушения. упругопластического механизма разрушения В частности при детерминистической равны: глубина 14 мм, длина 70 мм (площадь оценке допустимые и критические размеры отражателя 980 мм2).

дефекта для коррозионного растрескивания Результаты изложенных выше исследова равны 7,25 мм (36,25 мм) и 50 мм (250 мм) со- ний свидетельствуют о том, что при использо ответственно. Эти размеры характеризуют до- вании основных и дополнительных операций пустимую или критическую глубину дефекта, УЗК может быть обеспечено выявление де а в скобках указана соответствующая ей до- фектов с высоким запасом по чувствительно пустимая или критическая длина дефекта. сти контроля с критическими и допустимыми В данном случае специалисты по прочности размерами дефектов (трещин), полученными под глубиной дефекта понимают высоту кор- при вероятностной оценке и тем более при невого дефекта от внутренней поверхности детерминистической.

кармана коллектора.

Рис.11. Образование ложных эхо-сигналов при УЗК сварного соединения приварки коллектора к патрубку Ду1200 парогенератора ВВЭР-1000.

1 – эхо-сигнал от галтели R20 (осевой луч диаграммы направленности);

2 – эхо-сигнал от галтели R20 (боковой луч диаграммы направленности);

3 – координата отражателя, определяемая по положению ПЭП;

4 – ложная глубина отражателя.

Действительно при контроле с использова- от радиусного перехода галтели R20 (рисунок нием основных операций по [8] контрольный 11) как прямым центральным лучом, так и бо уровень чувствительности равен 3,5 мм2, что ковыми лучами диаграммы направленности.

практически на порядок меньше размера (пло- На экране дефектоскопа они располагаются на щади) критического дефекта – 31,25 мм2. глубине, соответствующей полной толщине При контроле продольными волнами со узла или немного меньше (рисунок 11).

скоса и методом «корневой тандем» уровень Эти сигналы вводят в заблуждение дефек регистрации отражателей равен амплитуде тоскопистов, и в отдельных случаях являлись сигнала от сегмента высотой 3 мм при диа- причиной перебраковки сварного соединения.

метре 35 мм. Амплитуда сигнала продольной При этом координаты отражателей идентифи волны с углом ввода 25° от такого сегмента на цировались по положению ПЭП относительно ~12-13 дБ меньше сигнала от плоскодонного корня шва при прозвучивании центральным отверстия 6 мм (Sэ=30 мм2). Т.е. при таком лучом диаграммы направленности.

прозвучивании будет обеспечена реализация Опыт изготовления и УЗК парогенера браковочной чувствительности (в четыре раза торов свидетельствует и о других возмож выше, т.е. Sэ=7,0 мм2 – как требуют Правила ностях ложного бракования сварного соеди контроля) к трещиноподобным вертикальным нения №111 при контроле 35° ПЭП. На ЗиО дефектам. Именно такая браковочная чув- г.Подольск на одном из парогенераторов при ствительность была определена для исполь- УЗК поперечными волнами сварного соеди зования в новой методике. Соответствующая нения №111 была забракована зона длиной поисковая чувствительность устанавливается более 100 мм. Выемка металла и темплета по на 6 дБ выше браковочной и она соответствует казала отсутствие несплошностей и наличие эквивалентной площади Sэ=3,5 мм2. ступеньки высотой 0,1-0,2 мм вблизи корня Дальнейшие работы на АЭС подтвердили шва, образовавшаяся при проточке поверхно правильность выбора чувствительности для сти патрубка Ду1200 (рисунок 12). Изучение ПЦ-25-1,8П. Именно с помощью этой опера- физики УЗК данного узла показало, что при ции УЗК были обнаружены как магистраль- контроле преобразователем 35° ультразвуко ные трещины в парогенераторах Южно- вой пучок содержит также лучи, падающие на Украинской и Нововоронежской, Балаковской внутреннюю (донную) поверхность кармана и Калининской АЭС, так и отдельные тех- под углом 33°- третьим критическим углом.

нологические и эксплуатационные дефекты Эти лучи возбуждают на донной поверхности и несплошности в сварных соединениях и в головную продольную волну. Последняя – от ремонтных заварках. ражается от ступеньки возвращается в ПЭП тем же путём, суммируется с 35° лучами, падающими и отражающимися от ступеньки.

Ложные сигналы при УЗК узла В результате имеют место эхо-сигналы пре приварки коллектора к парогенератору вышающие браковочные характеристики (по ВВЭР-1000 амплитуде и протяженности). В дальнейшем для исключения таких эхо-сигналов на ЗиО Методика УЗК сварных соединений тол- г.Подольск использовали зачистку поверх щиной 72 мм установлена [8]. Контроль свар- ности кармана, удаляли протяженные неров ных соединений должен выполняться прямым ности (ступеньки), чем добились отсутствия ПЭП и наклонными ПЭП с углом ввода 40-45° условий для образования паразитных сигна и 60°+5°. Околошовная зона сварного соедине- лов и ложного бракования.

ния №111 с обеих сторон от шва имеет неболь- При проведении работ по УЗК узлов при шие размеры, поэтому сварное соединение в варки коллектора к парогенератору было уста полном объёме не может быть прозвучено. новлено, что при контроле преобразователями Оно ограниченно контроледоступно. В до- с углом ввода 35-45° наблюдаются эхо-сигналы полнение к этому при УЗК узла наклонными с амплитудой выше браковочного уровня от ПЭП образуются несколько специфических отражателей в районе корня сварного соеди ложных эхо-сигналов. нения. В связи с этим имеются трудности при При УЗК наклонным 35°, 40° ПЭП со сто- разбраковке сварного соединения.

роны коллектора наблюдаются эхо-сигналы Рис.12. Обнаружение мелких протяженных отражателей (проточки) при УЗК преобразователем с углом ввода 35-38° с учетом образования головной волны на донной поверхности.

ПВ – поперечные волны, ГВ – головные волны Выполнены исследования по определению чественной оценки состояния корня сварного природы этих сигналов и их выявляемости, соединения или коррозионных раковин.

предложена для использования опера- На рисунке 14 представлены результаты ция УЗК «корневой тандем», исключающая исследования амплитуд сигналов от разно перебраковку. высоких вертикальных трещин, провисаний На образцах НО-111 с имитаторами дефек- и утонений корня шва при использовании тов типа трещины в корне сварного соедине- метода «корневой тандем» (преобразователь ния и имитаторами провисания в корне свар- ПЦП-45-КТ).

ного соединения проведены исследования с Установлено, что:

использованием преобразователей: – разница между максимальным сигна – МWB 35-N4 с частотой 4 МГц;

лом и сигналом от имитатора трещины высо – MWB 45-N2 с частотой 2 МГц;

той 2 мм составляет 26 дБ;

– ПЦП-45-КТ, «корневой тандем» с ча- – диапазон изменения амплитуды сигна стотой 1,8 МГц;

ла при изменении высоты трещины от 2 до Для каждого преобразователя были полу- мм составляет 25 дБ;

чены следующие зависимости: – амплитуда сигнала «корневой тандем»

– изменения амплитуды сигнала от вы- от имитатора провисания зависит как от высо соты имитатора трещины в корне шва;

ты, так и от формы провисания;

– изменения амплитуды сигнала от вы- – среднее значение разницы между мак соты имитатора провисания в корне шва. симальным сигналом, достигаемом при схеме Исследования показали, что при исполь- измерений «корневой тандем», и сигналом от зовании штатных преобразователей 35° и 45° провисания составляет 35 дБ.

(рисунок 13) амплитуда эхо-сигнала от про- Сопоставление результатов исследований висания в корне шва изменяется в диапазоне по выявляемости корневых трещин штатными (в пересчете на эквивалентную площадь) от преобразователями 35° и 45°, с одной стороны, 3,14 мм2 до 19,6 мм2 и от 5,72 мм2 до 50 мм2 со- и специализированным преобразователем ответственно. При этом контрольный и брако- «корневой тандем» ПЦП-45-КТ, с другой сто вочный уровни по правилам контроля ПНАЭ роны, показало, что применение последнего Г-7-010-89 составляют 3,5 мм2 и 7 мм2 соответ- обеспечивает возможность выявления корне ственно. То есть, амплитуда эхо-сигнала от вых трещин на фоне ложных сигналов от про провисания может значительно превосходить висания в корне сварного соединения. Таким контрольный и браковочный уровни, что ис- образом, метод «корневой тандем» может ключает возможность качественной и коли- быть использован для обеспечения разбраков ки корня сварного соединения и галтельного Рис.13. Браковочный и контрольный уровни чувствительности при УЗК сварного соединения №111 и уровень сигнала от провисания в корне шва Рис.14. Соотношение амплитуд донного и сигнала от вертикальной трещины с уровнем сигналов от провисания в корне шва для преобразователя ПЦП-45-КТ перехода кармана коллектора при наличии образования и интерпретации ложных пока конструктивных отражателей и ложных эхо- заний, на основании чего ОКБ «Гидропресс»

сигналов. и заводам-изготовителям рекомендовано При выполнении контроля преобразо- использовать технологическую операцию вателем ПЦ-25-1,8П наряду с эхо-сигналом зачистки корня сварного шва в процессе продольных волн от галтельного перехода изготовления парогенератора. В методику радиусом 20 мм кармана коллектора (рисунок включены в качестве основных операций 15 а, б) наблюдается эхо-сигнал, располагаю- УЗК прозвучивание методом «корневой тан щийся в конце зоны контроля (рисунок 15 а). дем» и продольной волной с углом ввода 25°.

Анализ акустического тракта и расчеты пока- Исследование и практика применения этих зали, что наблюдаемый в конце зоны контроля операций позволили исключить перебраков эхо-сигнал соответствует распространению ку сварных соединений.

эхо-сигнала поперечной волны распростра- Следует, однако, отметить, что на на няющейся под углом 13,5° к контактной по- чальном этапе внедрения методики имелось верхности со скоростью 3230 м/с и отражению несколько случаев перебраковки узла при от галтельного перехода (рисунок 15 в). Из-за варки коллектора к парогенератору на АЭС. В разницы скоростей продольной и поперечной частности, на одной из АЭС при подготовке волн эхо-сигнал поперечной волны, хотя и нового блока к пуску в эксплуатацию были проходящий меньшее расстояние, расположен выданы заключения о дефектности корня по линии развертки дальше сигналов про- сварных соединений №111, которые базиро дольной волны на экране дефектоскопа. вались на результатах оценки корня сварного С учётом анализа возможности образо- шва наклонным преобразователем с частотой вания ложных сигналов при УЗК узла при- 2 МГц (MWB 45-2).

варки коллектора к парогенератору ВВЭР- Результаты совместного исследования 1000 появилась необходимость разработки «дефектных» участков с использованием и реализации мероприятий по недопущению операций новой методики, а так же опера перебраковки основного металла и сварного ций УЗК наклонных преобразователей с часто соединения. К таким мероприятиям следует той 4 МГц позволили правильно оценить со отнести включение в методику методи- стояние и качество сварных соединений. Этот ческих приёмов и разъяснений по физике Рис.15. Эхо-сигналы продольной и поперечной волн при УЗК ПЦ-25-1,8П опыт был доведён до сведения специалистов и преобразователей, которые должны исполь по УЗК других АЭС. зоваться при УЗК узла приварки коллектора к парогенератору, в том числе разработанные в настоящей работе преобразователи ПЦ-25 Разработка методики УЗК узла 1,8П и ПЦП-45-КТ;

приведен чертеж рекомен приварки коллектора к парогенератору дуемого к применению настроечного образца НО-111 и требования к нему.

На основании результатов выполненных Раздел «общие положения по кон исследований по выявляемости дефектов в тролю» определяет настройку системы узле приварки коллектора к патрубку Ду1200 преобразователь-кабель-дефектоскоп: на парогенератора, анализа имеющихся сведений стройку скорости развертки, настройку чув по повреждаемости этого узла и характера ствительности для дефектоскопов различных образующихся дефектов (трещин) в процессе типов, применяемых на АЭС.


Эти операции эксплуатации, проработки технологии уль- для всех преобразователей, используемых в тразвукового контроля узла действующей на методике. Также методические указания это АЭС, анализе характеристик по выявляемо- го раздела обеспечивают проведение контро сти дефектов, адаптации специальных пре- ля и разбраковку корня сварного соединения образователей к работе с различными типами и галтельного перехода кармана коллектора ультразвуковых дефектоскопов применяемых при наличии конструктивных отражателей на АЭС, опыта УЗК узлов на АЭС, разработа- и ложных эхо-сигналов. В разделе «сканиро на «Методика ультразвукового контроля узла вание и прозвучивание» определены участ приварки коллектора к парогенератору ВВЭР- ки, подлежащие УЗК по данной методике, а 1000» МЦУ-11-98п. также размеры этих участков, требования к Методика включает в себя операции уль- этим участкам в части формы и качества по тразвукового контроля, средства контроля верхности. Также установлены направления и образцы, сведения об организации работ и прозвучивания, шаг и скорость сканирования требования к квалификации персонала, общие преобразователями (рисунок 16). Отдельно положения по контролю, операции проведе- описаны «измеряемые характеристики»: ко ния сканирования и прозвучивания и измере- ординаты отражателя по длине шва, условная ния характеристик, оформление результатов протяженность отражателя, глубина залега контроля и оценка качества. Методика также ния отражателя, амплитуда максимального содержит приложение №1 – «Методические эхо-сигнала от несплошности и эквивалент указания по определению эквивалентной ная площадь отражателя, координаты отра высоты корневой трещины», и приложение жателя относительно корня шва или начала №2 – «Выписка из технических условий ТУ галтельного перехода кармана коллектора, а 108.766-86». также вводится новое понятие – «эквивалент В разделе «операции ультразвукового кон- ная высота корневой трещины», необходимое троля» изложены организационные и методи- для последующей оценки высоты трещины ческие принципы ультразвукового контроля и работоспособности узла. Приведены при узла приварки коллектора к парогенератору: знаки наличия трещиноподобной продольной требование по обеспечению прозвучивания несплошности: «обнаружение при УЗК преоб основного металла и сварного соединения разователями головных волн, «корневой тан данного узла в объеме 100%, ультразвуковой дем» и ПЦ-25-1,8П протяжённого отражателя контроль узла приварки коллектора прово- с амплитудой превышающей браковочный дится при ручном сканировании. Методика уровень».

обеспечивает выявление несплошностей в В разделе «оценка качества» описаны основном металле и в сварном соединении. организационные принципы и нормативно Для этого используются основные операции по техническая документация, используемые при [8] и дополнительные специальные операции оценке качества контролируемых участков.

для выявления трещинообразных дефектов: Отдельный пункт посвящён оценке каче прозвучивание головными волнами, методом ства узла при обнаружении трещиноподоб «корневой тандем» и продольными волнами с ных несплошностей: в этом случае «решение углом ввода 25°. В разделе «средства контроля о возможности эксплуатации узла приварки и образцы» определены типы дефектоскопов коллектора к парогенератору принимается в Рис.16. Схема и объёмы прозвучивания и сканирования при УЗК узла приварки коллектора к парогенератору установленном «Правилами устройства и без- качестве НТД при УЗК узла приварки коллек опасной эксплуатации… АЭС» [14] порядке. тора к парогенератору на АЭС с реакторами Методические указания разделов: «общие ВВЭР-1000.

положения по контролю», «измеряемые ха рактеристики» и «оценка качества» обеспе Список литературы чивают выявление и оценку несплошностей в соответствии с [6], а также трещинообразных несплошностей. 1. МЦУ-11-98. Методика ультразвукового В приложении №1 изложена технология контроля узла приварки коллектора к пароге определения эквивалентной высоты корневой нератору ВВЭР-1000. Москва. ЦНИИТМАШ.

трещины (трещины исходящей от донной 1999 г.

поверхности) при ультразвуковом контроле 2. МЦУ-11-98п. Методика ультразву методом «корневой тандем». кового контроля узла приварки коллекто В приложении №2 содержится выписка из ра к парогенератору ВВЭР-1000. Москва.

[7] на основной металл узла приварки коллек- ЦНИИТМАШ. 2000 г.

тора к парогенератору, представлена таблица 3. ОП 1513-72. Основные положения норм оценки качества для изделий с различ- по сварке и наплавке узлов и конструкций ной толщиной. атомных электростанций, опытных и иссле По решению ГОСАТОМНАДЗОРА мето- довательских ядерных реакторов и установок.

дика МЦУ-11-98п разрешена к применению в Москва. Энергоатомиздат. 1985 г.

4. ПК 1514-72. Правила контроля сварных металла и сварных соединений оборудования соединений и наплавки узлов и конструкций и трубопроводов серийных блоков АЭС с атомных электростанций, опытных и иссле- реактором ВВЭР-1000». Минатом. Москва.

довательских ядерных реакторов и установок. 1988 г.

ПК 1514-72. Москва. Энергоатомиздат. 1985 г. 10. АИЭ-9-92. «Инструкция по эксплуата 5. ПНАЭ Г-7-009-89. Оборудование и ционному контролю за состоянием основного трубопроводы атомных энергетических уста- металла и сварных соединений оборудования новок. Сварка и наплавка. Основные положе- и трубопроводов атомных электростанций с ния. Москва. Энергоатомиздат. 1990 г. ВВЭР-1000». Минатом России. Москва. 1992 г.

6. ПНАЭ Г-7-010-89. Оборудование 11. АИЭ-9-97. «Инструкция по эксплуата и трубопроводы атомных энергетических ционному контролю за состоянием основного установок. Сварные соединения и наплавки. металла и сварных соединений оборудования Правила контроля. Москва. Энергоатомиздат. и трубопроводов атомных электростанций с 1990 г. ВВЭР-1000». Минатом России. Москва. 1997 г.

7. ТУ 108.766-86. Заготовки из стали мар- 12. KTA 3201.4. Компоненты первого кон ки 10ГН2МФА, 10ГН2МФА-ВД, 10ГН2МФА-Ш тура легководных реакторов. Германия.1982 г.

для оборудования АЭС. Технические условия. 13. ОСТ 108.004.108-80. Соединения Москва. ЦНИИТМАШ. 1986 г. сварные и наплавки оборудования атомных 8. ПНАЭ Г-7-030-91. Унифицированные электростанций. Методы ультразвуково методики неразрушающего контроля основ- го контроля. Приложение 5. «Методика ных материалов (полуфабрикатов), сварных контроля подповерхносной части сварных соединений и наплавки оборудования и тру- соединений головными волнами»Отраслевой бопроводов атомных энергетических уста- стандарт.1981 г.

новок. Ультразвуковой контроль. Контроль 14. ПНАЭ Г-7-008-89. Правила устройства сварных соединений и наплавки. Москва. и безопасной эксплуатации оборудования и ЦНИИатоминформ. 1992 г. трубопроводов атомных энергетических уста 9. АИП-34-14-88.«Инструкция по пред- новок. Москва. Энергоатомиздат. 1990 г.

эксплуатационному контролю основного On the whole, nondestructive examination (NDE) methods and equipment used in nuclear power engineering make it possible to detect defects with different orientation and location in welded joints and base metal. However, in some cases the current NDE procedures fail to detect cracks in the irregular shape joints with restricted inspec tion accessibility and ability. To ensure examination of such joints a higher level of NDE potentialities than the current one should be provided. The present work deals in examination of NPP equipment and pipelines with restricted inspection accessibility and ability. It is also devoted to solution of actual tasks regarding development of effective means and techniques for NDE of a PGV-1000 header-to-steam generator welded joint.

УДК 621.039. В.В. Пажетнов, В.П. Семишкин, А.Н. Чуркин (ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС») В.Д. Локтионов (МЭИ (ТУ)) К.С. Долганов, Д.Ю. Томащик, А.С. Филиппов (ИБРАЭ РАН) РАССМОТРЕНИЕ УСЛОВИЙ ДЛИТЕЛЬНОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ КОРИУМА НА КОРПУС РЕАКТОРА ВВЭР-440 ПРИ ТЯЖЕЛЫХ АВАРИЯХ Представлены результаты анализа ряда сценариев тяжелых аварий в ВВЭР-440 с длительным воз действием расплавленной активной зоны на корпус реактора и оценены величины основных параметров для проведения экспериментов по исследованию нагрева, деформирования и разрушения масштабных моделей корпуса реактора при условиях таких аварий.

Введение ВВЭР на масштабных моделях ключевой за дачей является воспроизведение условий и Развитие тяжелой аварии (ТА) в кор- режимов протекания ТА, полученных в рас пусных реакторах средней мощности типа четном анализе аварийного сценария.

ВВЭР-440 при потере охлаждения а.з. может В настоящей работе анализируется ряд сце привести к плавлению а.з., перемещению и нариев ТА в ВВЭР-440, при которых развитие накоплению в нижней части корпуса реактора аварийного процесса до разрушения корпуса расплавленных фрагментов а.з. и внутрикор- реактора может происходить относительно пусных устройств (кориума). В этом случае долго (свыше 3-х часов), проводится оценка корпус реактора играет роль основного величины основных аварийных параметров барьера на пути дальнейшего перемещения (избыточное давление в корпусе, величина и кориума за его пределы, а деформирование и конфигурация расплава в нем, распределение разрушение корпуса реактора определяющим тепловой нагрузки со стороны кориума на образом влияет на протекание последующих стенку корпуса и др.).

фаз ТА. В частности, в работе рассматривается Расчетный анализ длительного воздей- сценарий ТА с «частичным разрывом» холод ствия расплава на корпус реактора, как один ной нитки ГЦТ на входе в реактор в диапазо из основных инструментов исследования, не эквивалентных диаметров Ду32 - Ду38 и базируется на моделировании определяющих Ду100 - Ду120 с наложением несрабатывания тепловых, физико-химических и деформаци- аварийной подпитки первого контура и с учё онных процессов, сопровождающих ТА. том возможности восстановления персоналом При этом обоснованность и адекватность подачи воды в реактор от насосов нормальной численных результатов определяется их сопо- или аварийной подпитки. Результаты чис ставлением с соответствующими эксперимен- ленного анализа сценария ТА с течью Ду32, тальными данными. Необходимость обосно- выполненного с помощью кода СОКРАТ/В1, вания результатов численного моделирования представлены и обсуждаются ниже.


делает актуальным постановку и проведение Необходимость подобной работы вытекает экспериментальныx работ по исследованию из требований нормативных документов по нагрева, деформирования (вследствие высо- безопасности атомных станций о проведении котемпературной ползучести) и разрушения анализа ТА с плавлением а.з. и разработке на масштабных моделей корпуса реактора в их основе специальных руководств по дей условиях, имитирующих ТА в ВВЭР-440. ствиям персонала при управлении тяжелыми При экспериментальном исследовании авариями (РУТА). В результате подобных ис термодеформационного поведения корпуса следований должны быть получены данные по условиям воздействия расплава активной расхода подпитки принималось равным рас зоны на корпус реактора, которые предпо- ходу генерируемого пара без учёта возможной лагается использовать для разработки и обо- конденсации пара на элементах оборудования снования РУТА реакторов ВВЭР-440. реактора. В качестве возможных источников подпитки первого контура могут быть исполь зованы насосы нормальной подпитки первого Постановка задачи контура (ПН) и насосы системы аварийной подпитки первого контура (АПН). Сценарий На основании ранее проведенных параме- ТА в рассматриваемой области параметров трических расчетных исследований термо- по давлению может быть реализован при сле прочностного поведения корпуса реактора дующих условиях работы насосов подпитки ВВЭР-440 [1] можно сделать вывод, что при первого контура:

определенных условиях ТА (избыточное дав- – при работе одного насоса ПН с рас ление в корпусе ~1,01,5 МПа и температура ходом 1,64 кг/c давление в реакторе 1,5 МПа наружной поверхности его стенки 9001000°С) и 1,0 МПа обеспечивается при размерах течи возможно длительное (до 24 ч) удержание ко- Ду 32 и Ду 38, соответственно;

риума в корпусе ВВЭР-440 при ТА. Одно из – при работе одного насоса АПН с рас первых расчетных исследований возможности ходом 16,4 кг/c давление 1,5 МПа и 1,0 МПа удержания расплава а.з. в корпусе реактора обеспечивается при размерах течи Ду 100 и ВВЭР-440 при ТА было проведено авторами Ду 120, соответственно (рис. 1).

работы [2] для АЭС Ловииса в Финляндии. В Рассматривая необходимое для генерации работе рассматривались в том числе сценарии пара с заданным расходом энерговыделение, с воздействием на внутреннюю стенку днища представленное на рис. 2, и имеющееся в а.з. в корпуса реактора массы кориума, составляю- течение ТА остаточное тепловыделение (рис.

щей часть от всей массы а.з. и низким давле- 3, использовался стандарт MS ISO 10645-92) нием в первом контуре. Анализ выполненных был сделан вывод о возможной реализации в 90-е годы в ОКБ «ГИДРОПРЕСС» расчетов сценария с рассматриваемыми параметрами по безопасности ВВЭР-440 для тяжелых за- для течей Ду32 и Ду38 на временном про проектных аварий показал, что рассматривае- межутке в течении свыше 10 ч. При этом для мые параметры внутри корпуса реактора мо- течей Ду100 - Ду120 не реализуется мощность гут реализоваться для исходных событий ТА, для генерации пара и поддержания рассматри связанных с течами теплоносителя первого ваемого давления для временного промежут контура с эквивалентным диаметром меньше ка свыше 1,5 ч. При больших размерах течей, Ду200 и отказом САОЗ. чем течи Ду32, и при условии восстановления Одним из вероятных сценариев развития подачи воды в реактор от насосов нормальной аварии с разрывом трубопроводов первого контура и течью теплоносителя является вос становление подачи воды в реактор от насосов нормальной или аварийной подпитки. Пар, генерирующийся при испарении подпиточной воды, приводит к росту давления в реакторе до значения, при котором количество гене рируемого пара будет равно количеству пара, уходящего в течь и конденсирующегося на элементах оборудования. При рассмотрении сценариев предполагалось отсутствие парово го взрыва.

В данной работе были выполнены рас четные оценки значений расхода подпитки и давления внутри корпуса (рис.1) для класса Рис. 1. Зависимость расхода пара от размера ТА с потерей теплоносителя в результате течи при энерговыделении, «частичного разрыва» холодной нитки ГЦТ соответствующем рис. 2.

у входа в реактор в диапазоне от Ду 20 до 1- для давления в первом контуре 1,5 МПа;

2 - для Ду 200. При проведении оценок значение давления в первом контуре 1,0 МПа.

или аварийной подпитки с расходом ~5 кг/c – в качестве возможных источников под рассматриваемые параметры могут быть реа- питки первого контура рассматриваются на лизованы для течи Ду70 –Ду75 на временном сосы нормальной подпитки первого контура и промежутке до 10 ч. насосы системы аварийной подпитки первого Используя полученные рекомендации по контура.

работе насосов нормальной или аварийной подпитки и размеру течи при разрыве ГЦТ, Результаты расчёта тяжелой аварии по была поставлена задача определения сценария коду СОКРАТ/В с воздействием кориума на корпус реактора ВВЭР-440, при котором возможно длитель ное удержание кориума в корпусе с учетом Особенности моделирования ТА на РУ с внутреннего и внешнего охлаждения. Ниже ВВЭР-440/В-230 кодом СОКРАТ/В приводятся результаты решения для одного из сценариев в диапазоне размеров течи Ду 20 и Использование для расчетного анализа Ду 200, с течью Ду32. Для этого использовал- ТА кода улучшенной оценки СОКРАТ/В1 обе ся код СОКРАТ/В1 [3]. спечило сквозное моделирование физических процессов на этапах развития аварийного про цесса от исходного события до выхода распла Исходные данные для проведения ва за пределы корпуса реактора с учетом кон расчетов структивных особенностей ВВЭР-440/В-230.

Физико-математические модели и расчетные Расчётные исследования процессов в РУ модули кода СОКРАТ/В1 позволили согласо при ТА были выполнены для исходных дан- ванным образом описать теплогидравличе ных типового проекта ВВЭР-440/В-230. ские, физико-химические и термомеханические При выполнении расчетов до момента явления на внутрикорпусной стадии ТА.

начала аварии принимались номинальные па- Код СОКРАТ/В1 имеет блочно-модульную раметры и характеристики оборудования РУ. структуру. Основными модулями, исполь В частности, были приняты следующие на- зованными в расчётах, являются РАТЕГ, чальные условия и базовые принципы работы СВЕЧА и HEFEST. При расчётном анализе оборудования: тяжёлой запроектной аварии РАТЕГ модели – номинальный уровень мощности РУ;

рует работу РУ с учетом течения двухфазного – номинальный уровень воды в КО;

теплоносителя, переноса тепла в элементах – номинальный уровень воды в ПГ;

РУ (твэлы, стенки каналов), теплообмена – исходным событием аварийного про- теплоноситель–стенка. Теплоперенос излуче цесса является частичный разрыв ГЦТ у нием при осушении активной зоны рассчиты входного патрубка реактора;

вается модулем MRAD. СВЕЧА моделирует – учитывается работа всех систем и обо- явления при деградации активной зоны в ходе рудования, влияющих на протекание аварии ;

ТА: окисление, плавление и перемещение ма териалов активной зоны, генерацию водорода, Рис. 2. Энерговыделение, необходимое для Рис. 3. Мощность остаточного генерации пара с заданным расходом тепловыделения теплообмен излучением. HEFEST моделирует Обесточивание влечет за собой отказ системы взаимодействие корпуса реактора и ВКУ с рас- аварийной подпитки первого контура. С це плавом, переместившимся в него из активной лью изучения возможности управления ава зоны реактора в ходе ТА: теплопередачу, пере- рийным процессом и смягчения его послед мещение и плавление материала, перемеши- ствий постулируется подача воды от одного вание и расслоение расплава, проплавление насоса нормальной подпитки первого контура корпуса, теплообмен излучением. Расчетная в опускной канал РУ с расходом 1,64 кг/с через схема HEFESTа базируется на численном 7200 с после исходного события.

решении уравнения теплопроводности в дву- Рассмотренный сценарий аварии и работа мерной осесимметричной области с помощью оборудования РУ в данном режиме представ метода конечных элементов. Для моделирова- лены в таблице 1.

ния нижней камеры реактора ВВЭР-440/230 В результате исходного события – разрыва в HEFESTе использовалась расчётная сетка с трубопровода и возникновения течи Ду32 из 4903 узлами, покрывающая пространствен- «холодной» нитки ГЦТ уменьшается уровень ную область нижней части реактора, огра- теплоносителя в активной зоне и происходит ниченную внешней поверхностью корпуса снижение давления в первом контуре. По реактора до уровня а.з. сигналу обесточивания насосы нормальной Для кода СОКРАТ была построена рас- подпитки отключаются от первого контура.

чётная схема энергоблока ВВЭР-440/В-230, Насосы системы аварийной подпитки перво которая включает в себя реактор с ВКУ и три го контура АПН и аварийные питательные петли первого контура (одна аварийная – с КО, насосы второго контура (АЭПН) не функ одна эквивалентная неаварийная, объединяю- ционируют в силу принятого отказа дизель щая петли 2 и 3, и одна эквивалентная неава- генераторов.

рийная, объединяющая петли 4, 5 и 6), второй После закрытия СК обоих ТГ по сигналу контур в пределах ПГ, систему КО, системы обесточивания давление во втором контуре безопасности. Связь с турбогенератором и повышается до уставки срабатывания БРУ-А конденсатно-питательным трактом осущест- и ПК ПГ. Давление во втором контуре вслед влялась при помощи граничных условий. ствие этого уменьшается, и паросбросные Расчетная модель реактора включает зону устройства закрываются. Так как давление, входных патрубков, опускного участка, ниж- а, следовательно, и температура теплоноси ней камеры смешения, зоны днища шахты ре- теля в первом контуре выше, чем во втором, актора и защитных труб АРК, активной зоны, то после закрытия паросбросных устройств верхней камеры, зоны выходных патрубков. давление во втором контуре опять возрастает Нодализационная схема реактора ВВЭР-440/ до значения их открытия. БРУ-А продолжают В-230 показана на рис. 4. периодическую работу в течение ~ 1,3 ч.

Расчетная схема ГЦТ на примере аварий ной петли с компенсатором объёма показана Особенности процессов на стадии на рис. 5. Она включает горячую нитку, ПГ, разрушения активной зоны холодную нитку с ГЦН. Отдельные участки трубопроводов выделены в камеры для под- После осушения верхней части а.з. начи ключения активной САОЗ, дыхательного тру- нается разогрев топлива и рост температуры бопровода КО, узлов течи. Вид остальных пе- оболочек твэлов. Перемещение границы тель отличается от аварийной незначительно. разогрева твэлов соответствует снижению уровня теплоносителя в а.з. и поэтому сна Результаты расчёта сценария ТА кодом чала разогреваются верхние зоны твэлов. По СОКРАТ/В1 достижении оболочками твэлов температуры 1200 К начинается пароциркониевая реакция, Расчетный анализ ТА с рассмотрением что приводит к значительному увеличению плавления активной зоны на РУ с ВВЭР-440 скорости разогрева твэлов. После разогрева был проведен по коду СОКРАТ/В1 с исходным оболочек твэлов до 2150 К начинается плав событием «течь Ду32 из холодной нитки ление металлического Zr, а по достижении ГЦТ на входе в реактор» с наложением одно- температуры 2500 К происходит интенсивное временного полного обесточивания станции, стекание и обрушение, компонентов твэлов в включая отказ на запуск дизель-генераторов. нижние области а.з.

Рис. 4. Нодализационная схема реактора ВВЭР-440/В- Разрушение опорной плиты происходит Всего в НКС поступает около 70 тонн де в результате перемещения на неё горячих бриса, в том числе 28 т топлива (74 % массы материалов а.з. (в виде дебриса и расплава из РК а.з.), 29 т стали, 8,4 т оксидов циркония и разрушенных частей твэлов РК и элементов 5 т металлического циркония (рис. 6). После ВКУ). Через 2,5 часа после начала аварии про- поступления дебриса в НКС образуется и исходит перемещение в НКС материалов а.з. расширяется область расплава, а её граница Фрагменты разрушенной а.з. попадают в об- распространяется к стенке корпуса (рис 7). В ласть днища шахты реактора (рис. 6, =9000 модели принято, что от внешней поверхности с), в результате чего интенсифицируется кипе- корпуса РУ отводится тепло с коэффициентом ние оставшегося там относительно холодного теплоотдачи 120 Вт/м2К, соответствующим теплоносителя, и возрастает расход пара через естественной конвекции воздуха у нагретой активную зону. При этом снижение уровня вертикальной стенки [4]. Для того, чтобы теплоносителя в этой области замедляется смягчить условия по нагреву стенки корпуса, подпиткой из опускного участка. в данном расчёте не учитывалось расслоение Рис.5. Нодализационная схема ГЦТ ВВЭР-440/230 (на примере аварийной петли № 1) расплава, поэтому состав жидкой фазы: Была проведена оценка возможности 44%UO2, 38% стали, 11%ZrO2, 7%Zr. Значение теплоотвода от горячей стенки внешней коэффициента теплоотдачи от горизонтальной поверхности корпуса РУ принудительным поверхности расплава к воде над ним прини- охлаждением воздухом от имеющейся си малось равным 1000 Вт/м2К, что соответствует стемы приточной воздушной вентиляции данным [5] по исследованию теплоотдачи от шахтного объема реактора. Оценка показала, обращённой вверх границы расплава в воду. что проектной мощности существующей си Для аварии с разрушением всей а.з. ВВЭР- стемы вентиляции (расход воздуха системы 440 и перемещением ее на корпус сохранить 60000 м3/ч) также недостаточно для полного выпавшую массу разрушенной а.з. внутри исключения проплавления корпуса реактора корпуса реактора не удаётся, поскольку менее для рассматриваемой аварии.

50 % тепловой энергии, выделяемой в рас- Характерное время сквозного проплав плаве, отводится к теплоносителю в НКС, а ления корпуса РУ определяется, в основном, интенсивность конвективного теплоотвода от остаточным энерговыделением в топливе на внешней стенки корпуса РУ недостаточна при момент разрушения а.з., которое, в свою оче воздушном охлаждении. редь, определяется временем от начала ИС и выпавшей массой расплава топлива.

Таблица Хронологическая последовательность событий и работа оборудования Время, с Событие Исходное событие – частичный разрыв ГЦТ у входного патрубка реактора эквивалентным 0,0 диаметром Dу 32 мм Полное обесточивание АЭС. В результате отключаются:

- нагреватели и впрыск в КО;

- система нормальной подпитки первого контура;

- питательные насосы второго контура;

- БРУ-К 0,0 - ГЦН на 1-й и 4-й петлях переходят на собственный выбег Отказ на запуск дизель-генераторов. В результате не включаются:

0,0 насосы систем аварийной подпитки первого и второго контуров.

0,0 Начало формирования сигнала АЗ-1 по сигналу обесточивания блока 0,5 Закрытие СК обоих ТГ 2,2 Срабатывает АЗ- 360,0 Начало снижения уровня теплоносителя в а.з.

3410,0 Периодическая работа БРУ-А 7200,0 Начало подачи воды от питательного насоса с расходом 1,64 кг/с 9000,0 Начало разрушения а.з.

13000,0 Начало разрушения корпуса РУ 15000,0 Сквозное проплавление корпуса РУ 15000,0 Завершение расчета. Давление в первом контуре снижается ниже 1,0 МПа Ниже приводятся результаты расчетов по за счет оставшейся в НКС воды и теплового автономной версии модуля HEFEST с варьи- излучения.

рованием выпавшей в НКС массы расплава с Основным варьируемым параметром при целью изучения возможности реализации мер расчетах являлась масса топлива (UO2) в РК, по удержанию расплава в корпусе РУ. которая перемещается в НКС корпуса после разрушения а.з. Масса топлива варьировалась Оценка кодом СОКРАТ/В1 возможности от номинального своего значения 38 т до ми удержания расплава в корпусе РУ нимального, равного ~1/10 от номинала.

Вследствие неполного перемещения В рамках изучения возможности и усло- топлива при ТА оставшаяся часть топлива вий, при которых не происходит сквозное должна остаться в неполностью разрушенной проплавление стенки корпуса реактора в про- а.з. и продолжать нагреваться. Необходимым цессе ТА, были выполнены параметрические условием осуществления удержания рас исследования теплового состояния нижней плава в сценарии с частичным разрушением части корпуса реактора ВВЭР-440 без учета возможности подачи воды в 1 контур.

Цель расчётов состояла в оценке ми нимального порогового уровня мощности остаточного тепловыделения в массе топли ва, которое перемещается из а.з. в НКС, при котором возможно достижение квазистацио нарного теплового состояния в корпусе ре актора с остановкой процесса проплавления корпуса реактора. При проведении расчетов учитывался внешний теплоотвод от корпуса при условиях, близких к тем, что возможны для ныне действующих реакторов ВВЭР- (воздушное охлаждение корпуса реактора за счет естественной конвекции, отсутствие за лива шахты водой при ТА), предполагалось охлаждение разрушенной а.з. внутри корпуса Рис.6. Поступление материала а.з. в НКС = 12450 с = 14400 с Рис.7. Распределение жидкой фазы расплава после окончания поступления материала из а.з. и после проплавления стенки корпуса РУ Рис.9. Температура на квазистационарной Рис.8. Удельное тепловыделение (время от стадии распространения расплава, вариант 5, начала ТА) = 85261с (23,5 ч) а.з. является охлаждение оставшегося в а.з. Величина мощности остаточного тепло тепловыделяющего материала. выделения Q(t) связывается с количеством Перемещение материалов а.з. в НКС мо- топлива MUO2 в соответствии с соотношением делируется как мгновенное. При этом во всех расчётах сохранялись следующие показатели приходящего в НКС материала а.з. и исходно- Q(t)=q(t)MUO го состояния:

Начало поступления материала – 9000с где q(t) – удельное тепловыделение, задавае (2,5 ч) от начала ТА. мое при вводе согласно кривой остаточного Полная масса циркония –16 т. тепловыделения. Принимаемая зависимость Степень окисления циркония – 40 %. удельного остаточного тепловыделения на Масса пришедшей стали ВКУ– 27 т. единицу массы топлива, выпавшего в НКС, Начальная масса воды в НКС– 6,3 т. показана на рис. 8.

Таблица Результаты расчетов состояния корпуса реактора ВВЭР-440 при ТА Мощность тепловыделения Момент Номер Состояние ванны Масса UO2, т на момент проплавления проплавления варианта расплава корпуса, МВт корпуса (от ИС), ч 1 38 12 4 расслоение расплава 2 20 6 4,5 расслоение расплава 3 12 3 6 расслоение расплава 4 7 - нет нет расслоения 5 7 1,2 25 расслоение расплава 6 3,7 - нет расслоение расплава Рассматривается следующий сценарий из- значение величины мощности тепловыделе менения состояния материала а.з. при его по- ния массы топлива, переместившейся в НКС.

ступлении в НКС корпуса реактора после раз- В соответствии с рассмотренной выше рушения а.з. Поступающий горячий материал схемой перемещения вниз части разрушенной а.з. оказывается в воде. Запасённого тепла а.з и формирования расплава в нижней части материалов а. з. хватает на то, чтобы испарить корпуса реактора были проведены параме часть воды, которая остаётся в нижней части трические расчеты теплового состояния ис корпуса реактора. Это приведёт к охлаждению следуемой системы: корпус реактора - дебрис первых порций поступающего расплава, кото- - ванна расплава - НКС с водой.

рый, как предполагается в сценарии расчёта, Основные результаты проведенных рас будет находиться (до 24 ч). Таким образом, четов представлены в таблице 2 и на рис. 9–13.



Pages:     | 1 |   ...   | 4 | 5 || 7 |
 





 
© 2013 www.libed.ru - «Бесплатная библиотека научно-практических конференций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.