1.3.5 Образцы - свидетели

Важным условием безопасной эксплуатации корпусных реакторов является контроль за состоянием металла.

Как уже было указано выше, что в материалах корпуса реактора ВВЭР_1200 содержится никель для упрочнения и, одновременно, для повышения вязкости сплава. Изначально считалось, что сталь для корпуса реактора ВВЭР_1200 обладает удовлетворительной радиационной стойкостью при содержании никеля до 1,4%. При этом обеспечивался расчётный ресурс в 40 лет. Однако последующие исследования показали возможность влияния повышенного содержания никеля на радиационное охрупчивание материала. Для корпусов реакторов ВВЭР_1200, которые эксплуатируются на АЭС Украины, «проблема никеля» усугубляется тем, что в 80% облучаемых швов на корпусах реакторов содержание никеля составляет более 1,5%, причём максимальное содержание никеля - 1,88% - в швах корпуса реактора 1 блока АЭС. Кроме того, материалы с высоким содержанием никеля имеют склонность к термическому старению, что может привести к сдвигу (приросту) критической температуры хрупкости металла. Это обстоятельство накладывает повышенные требования как к значению флюенса быстрых нейтронов на корпус корпуса, так и к контролю за состоянием металла.

Единственным способом реального определения степени охрупчивания материалов корпуса реактора и запаса их надежной эксплуатации является контроль изменения свойств металла с использованием образцов-свидетелей. Результаты испытаний образцов-свидетелей являются основанием для установления фактических свойств материалов в условиях эксплуатации и используются для проверки проектных расчётных характеристик сопротивлению хрупкому разрушению и оценки остаточного радиационного ресурса.

Образцы-свидетели корпусной стали предназначены для возможности определения изменений механических свойств материала корпуса в процессе эксплуатации, вызванных радиационными и температурными воздействиями.

На образцах-свидетелях исследуются основной металл, металл сварного шва и металл околошовной зоны (зоны термического влияния) обечаек, расположенных напротив активной зоны.

Исходным материалом для изготовления образцов - свидетелей основного металла является металл пробного кольца одной из обечаек корпуса, расположенной против активной зоны.

Исходным материалом для изготовления образцов - свидетелей металла сварного шва и околошовной зоны является кольцевая сварная проба, изготовленная путём сварки двух колец той же толщины, по той же разделке, при тех же режимах и методах сварки, теми же исполнителями, с применением сварочных материалов той же партии, что и сварные швы обечаек активной зоны корпуса. Кольца для сварной пробы изготавливаются из припуска, специально предусмотренного со стороны нижней цилиндрической обечайки активной зоны корпуса.

Сварная проба подвергается тому же комплексу технических обработок, что и сварные швы обечаек активной зоны.

Заготовки для образцов-свидетелей изготовляются одновременно с выполнением сварных стыков обечаек в районе активной зоны корпуса реактора теми же исполнителями, теми же методами, из того же металла. Заготовки для образцов - свидетелей вырезаются механическим путем из основного металла, из сварного стыка, из зоны термического влияния сварного стыка.

Образцы-свидетели устанавливаются и закрепляются неподвижно по несколько штук в герметические металлические ампулы, изготовленные из стали 08Х18Н10Т. Ампулы с различными образцами имеют одинаковую наружную форму в виде цилиндра наружным диаметром 29 мм длиной 72 мм, на торцах цилиндра с каждой стороны имеются круглые штыри высотой 6 мм, предназначенные для крепления ампул в сборке. Ампулы с образцами-свидетелями соединяются в сборки. Сборки выполнены двух типов: сборки с «лучевыми» образцами - свидетелями и сборки с «тепловыми» образцами - свидетелями.

Сборки с «лучевыми» образцами - свидетелями устанавливаются и при помощи байонетных захватов в специально приваренные стаканы, расположенные в торцах восемнадцати труб в верхней части выгородки выше топлива на 313мм.

Сборки с «лучевыми» образцами-свидетелями объединены в комплекты. В один комплект входит три сборки с «лучевыми» образцами-свидетелями. Количество исходных комплектов для реактора ВВЭР-1200 реакторной установки ВВЭР-1200 - шесть штук.

Шесть сборок с «тепловыми» образцами-свидетелями устанавливаются на внутренней поверхности опорной обечайки блока защитных труб, при этом трубы для сборок привариваются в монтажных условиях, к внутренней части обечайки блока защитных труб. Установка образцов-свидетелей производится через отверстия в перфорированной обечайке БЗТ.

В рабочих чертежах завода-изготовителя принято обозначать комплекты «лучевых» сборок буквой Л (1Л....6Л), а комплекты «тепловых» сборок - буквой М (1М....6М).

Образцы - свидетели устанавливаются в реактор до проведения физического пуска. Сроки извлечения из реактора сборок с образцами - свидетелями указаны в таблице 3.

Для исследования образцов-свидетелей необходимо определение плотности потока быстрых нейтронов, их энергетического спектра и флюенса. Зная флюенс, можно определить, исследуя образцы - свидетели корпусной стали, фактическую температуру хрупкости металла корпуса и сравнить её с допустимой. Конструкция реактора ВВЭР_1200 не позволяет экспериментально определять значения этих величин на поверхности корпуса реактора по причине отсутствия соответствующих экспериментальных устройств и сложности методик измерений. Современный подход к решению этой задачи основан на расчётно_экспериментальной методике определения характеристик нейтронных потоков, воздействующих на корпус реактора. Разработанное специалистами НЦ «ИЯИ» методика применяется для определения флюенса нейтронов с энергией свыше 0,5 МэВ на корпусе реактора 1 блока АЭС, начиная с 7 топливной кампании. Были проведены также оценочные расчёты флюенсов нейтронов с энергией свыше 0,5 МэВ за период эксплуатации с первой по шестую топливные загрузки.

Величина флюенса нейтронов с энергией свыше 0,5 МэВ, накопленная корпусом реактора за время его эксплуатации, является одним из предельно - допустимых параметров, при которых сохраняется расчетный ресурс корпуса, его надёжность и безопасность. Оценочный суммарный максимальный флюенс на корпусе реактора 1 блока АЭС за первые десять топливных кампаний составляет 1,11х1019 нейтрон/см2, при средней скорости накопления флюенса 1,11х1018 нейтрон/см2 за одну топливную кампанию. Если такой темп накопления флюенса нейтронов корпусом реактора сохранится в дальнейшем, то предельно - допустимый флюенс, указанный в «Техническом обосновании безопасности сооружения и эксплуатации АЭС» энергоблока №1 АЭС (5,7х1019 нейтрон/см2), будет набран приблизительно за 51 год эксплуатации.

Знание значения усреднённого за кампанию плотности потока нейтронов на корпус реактора, позволяет оценить эффективность мероприятий по снижению радиационной нагрузки на металл корпуса и материал сварных швов («проблема никеля», о которой говорилось выше). Максимальные величины плотности потока нейтронов с энергией свыше 0,5 МэВ на основной металл верхней обечайки корпуса реактора блока №1 АЭС для первых десяти топливных кампаний представлены на рис. 11. Начиная с 10 топливной кампании, наблюдается существенное снижение плотности потока быстрых нейтронов на КР, обусловленное установкой отработавших ТВС из бассейна выдержки с частично выгоревшим топливом на периферии активной зоны реактора (так называемая загрузка «с минимальной утечкой нейтронов»).

Таблица 3 Сроки извлечения из реактора образцов-свидетелей

**Примечание к таблице: Для реактора ВВЭР-1200 по результатам освидетельствования комплектов 1Л - 3Л, 1М - 3М должны быть назначены сроки освидетельствования комплектов 4Л - 6Л, 4М - 6М.

Извлечение и транспортировка "лучевых" сборок образцов-свидетелей из реактора в период эксплуатации выполняется с помощью контейнера для транспортировки образцов - свидетелей корпусной стали. При извлечении отдельных сборок с образцами-свидетелями нет необходимости вместо их устанавливать имитаторы сборок.

На 1 блоке АЭС выгрузка «лучевых» образцов - свидетелей проводилась дважды - в 1993 и в 1997 годах специалистами НЦ «ИЯИ». Оба раза выгружалось по два комплекта.

1.4 Активная зона

1.4.1 Назначение и проектные основы

Активная зона предназначена для генерации тепла и передачи его с поверхности тепловыделяющих элементов (твэлов) теплоносителю первого контура.

Активная зона реактора относится к устройствам нормальной эксплуатации и к первой категории сейсмостойкости.

Активная зона реактора обеспечивает выполнение следующих требований, вытекающих из нормативно-технической документации в области безопасности АЭС:

? непревышение допустимых пределов повреждения оболочек твэлов в ТВС в пределах проектного срока службы;

? поддержание требуемой геометрии положения твэлов в ТВС и ТВС в реакторе;

? возможность осевого и радиального расширения твэлов и ТВС при температурных и радиационных воздействиях, разности давлений, взаимодействия топливных таблеток с оболочкой;

? прочность при воздействии механических нагрузок в проектных режимах;

? выбростойкость при воздействии потока теплоносителя, с учетом перепада и пульсации давления, нестабильности потока, вибрации;

? стойкость материалов против коррозионных, электрохимических, тепловых, механических и радиационных воздействий;

? непревышение проектных значений температуры топлива и оболочки;

? отсутствие кризиса теплообмена в постулированных проектом режимах;

? стойкость СУЗ в пределах проектного ресурса от воздействия нейтронного потока, температуры, перепада и изменения давления, износа и ударов, связанных с перемещениями;

? возможность размещения внутри ТВС контролирующих датчиков;

? взаимозаменяемость свежих, частично и выгоревших до необходимой глубины ТВС и ПС СУЗ благодаря унификации установочных размеров;

? выполнение критериев аварийного охлаждения активной зоны в соответствии с действующей нормативно - технической документацией в проектных режимах;

? предотвращение расплавления топлива;

? сведения к минимуму реакции между металлом и водой;

? перевод активной зоны в подкритическое состояние, его поддержание в пределах определенных проектом;

? возможность послеаварийного расхолаживания активной зоны;

Для режимов нормальных условий эксплуатации установлен эксплуатационный предел повреждения твэлов - за счет образования микротрещин с дефектами типа газовой неплотности оболочки не должен превышать 0,2% твэлов и 0,02% твэлов при прямом контакте ядерного топлива с теплоносителем.

Для режимов нарушения условий нормальной эксплуатации установлен предел безопасной эксплуатации твэл:

Предел безопасной эксплуатации по количеству и величине дефектов твэл составляет 1% твэлов с дефектами типа газовой неплотности и 0,1% твэлов, для которых имеет место прямой контакт теплоносителя ядерного топлива.

Критерием допустимости установленных пределов повреждаемости твэлов является величина активности воды первого контура.

В качестве эксплуатационного предела выбрано значение суммарной удельной активности радионуклидов йода 131-135 в теплоносителе I контура 3,7х107 Бк/кг (1,0х10-3 Ки/кг). Пределом безопасной эксплуатации является максимальная суммарная удельная активность радионуклидов йода 131-135 в теплоносителе I контура 1,85х108 Бк/кг (5х10-3 Ки/кг). Суммарная удельная активность радионуклидов йода 131-135 в теплоносителе I контура должна определяться в пересчёте к проектному расходу на очистку 30 т/ч и коэффициенте очистки фильтров по изотопам йода не менее 10.

? Для аварийных ситуаций установлен максимальный проектный предел повреждения твэлов:

температура оболочек твэлов не более 1200? С;

? локальная глубина окисления оболочек твэлов не более 18% от первоначальной глубины стенки;

? доля прореагировавшего циркония не более 1% его массы в активной зоне.

Непревышение проектных пределов повреждения твэлов в режимах нормальной эксплуатации обосновываются путем проверки выполнения следующих критериев теплотехнической надежности охлаждения активной зоны:

? коэффициент запаса до кризиса теплоотдачи должен быть не менее 1,0 с доверительной вероятностью не менее 95%;

? температура топлива должна быть ниже температуры плавления топлива (последняя принимается равной 2600? С с учетом выгорания топлива);

? температура оболочки твэла должна быть не более длительно допустимой температуры 350? С.