1 ПЯТАЯ МЕЖДУНАРОДНАЯ НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКАЯ КОНФЕРЕНЦИЯ «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» г. Подольск, ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС«, 29 мая – 1 июня 2007 г. - презентация

1 1 ПЯТАЯ МЕЖДУНАРОДНАЯ НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКАЯ КОНФЕРЕНЦИЯ «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» г. Подольск, ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС«, 29 мая – 1 июня 2007 г. ВОПРОСЫ ОБОСНОВАНИЯ ПРОДЛЕНИЯ СРОКА СЛУЖБЫ КОРПУСОВ ВВЭР Ю.В. Копьев, В.Н. Ловчев, В.Г. Васильев., концерн «Росэнергоатом», Москва, Россия

2 2 2 Карта расположения АЭС России АЭС, 31 блок, N уст. = МВт (3КЛН – 1000 МВт в опытно-промышленной эксплуатации)

3 3 3 Атомные энергетические установки типа ВВЭР, находящиеся в эксплуатации на территории РФ АЭС Номе р блока Тип РУ Год пуска P, %Cu, %Ni, % Нововоронежска я 3ВВЭР-440/

4 4 4 Элементы, определяющие РО МКР ВВЭР

5 5 5 Из темплетов, отобранных с внутренней поверхности КР, изготавливают малоразмерные образцы на ударный изгиб для получения прямых данных о свойствах стали

6 6 6 Результаты исследования темплетов металла сварного шва КолАЭС-2

7 7 7 Радиационное охрупчивание материала сварных швов корпусов ВВЭР-440/213

8 8 8 Проблема флакса: интенсивность облучения ОС более чем в 20 раз превышает интенсивность облучения КР Флакс на КР

9 9 9 Значительный градиент флакса по высоте сборки Расстояние от центра сборки

10 10 Изменение флакса в пределах одного горизонтального сечения контейнерной сборки составляет %

11 11 РО МКР ВВЭР-1000 определяется содержанием Ni (содержание P и Cu на подпороговом уровне) В нормативных зависимостях Ni в явном виде не учитывается: T F = 20 F 1/3 (для металла сварного шва)

12 12 Недостатки программ ОС ВВЭР-1000 Сложная топология железоводного окружения делает невозможным использование двухмерных расчетов нейтронных полей; Неоднородность облучения ОС: число образцов, облученных в сопоставимых условиях 6 – 8 шт.; Вопрос о представительности программ образцов- свидетелей: по температуре облучения; по однородности облучения; по качеству образцов на вязкость разрушения.

13 13 Решение проблемы представительности ОС МКР ВВЭР-1000 В соответствии с результатами проекта ТАСИС-96 программы образцов-свидетелей материалов корпусов ВВЭР-1000 представительны по температуре облучения Переход от двухмерных расчетов нейтронных полей к трехмерным позволил корректно оценить флюенсы нейтронов на образцах-свидетелях Применение методики реконструкции позволяет обеспечить представительность программы образцов-свидетелей материалов корпусов ВВЭР по однородности облучения

14 14 Определение флюенса на образцах в позициях 1/4, 1/2 и 3/4 - штатные образцы верхнего ряда; - штатные образцы нижнего ряда; - реконструированные образцы - штатные образцы верхнего ряда; - штатные образцы нижнего ряда; - реконструированные образцы Реконструкция дает возможность получения до трех валидных точек на одном комплекте образцов-свидетелей

15 15 Сопоставление экспериментальных и расчетных данных

16 16 Сравнение результатов испытаний ОС Кал.АЭС-1 с результатами расчета по нормативной зависимости

17 17 DEFECTS FOR CALCULATION 1 – semielliptical crack at inner surface; 2 – elliptical crack inside pressure vessel wall; 3 - semielliptical crack at outside surface.

18 18 SCHEME OF IN-SERVICE INSPECTION SYSTEM FOR WWER RPV

19 19 SCHEME OF IN-SERVICE INSPECTION SYSTEM FOR WWER RPV (continue) a i =f(, t cr, t i ) P i =f(a i ) P k P giv

20 20 T K =T K -T K0 =A F F 1/3 Схема определения срока службы реакторов ВВЭР по критерию хрупкого разрушения K, I K IC K (thermoshock, FEM calculation) I the curve for the end of service life K IC theK curve in initial state IC T K0 T* maximum possible DBTT shift Срок службы: t = F (годы) Критическая величина флюенса ; 3 F K0 a K A TT F - флакс нейтронов T T a K a

21 21 Оценка сопротивления корпусов реакторов к хрупкому разрушению (современное положение дел) Используемый подход K Imax ( )=var K Imax =f(geometry of defect, load) K IC = (temperature, material properties) Условие хрупкого разрушения Новые теоретические и экспериментальные результаты K JC (shallow crack) > K JC (deep crack) K JC (uniaxial loading) > K JC (biaxial loading ) новая формулировка условия хрупкого разрушения должна быть представлена в виде

22 22 Новый метод расчета хрупкого разрушения корпусов реакторов типа ВВЭР 1.Предсказание вязкости разрушения с учетом эффекта коротких трещин. 2.Предсказание вязкости разрушения с учетом эффекта двуосного нагружения. 3.Анализ хрупкого разрушения элементов корпусов реакторов с трещиной в вероятностной постановке.

23 23 Оценка влияния эффекта коротких трещин на вязкость разрушения (теоретический анализ) Для пластины с центральной трещиной при одноосном растяжении зависимость плотности потока энергии разрушения от длины трещины a и размера пластической зоны в вершине трещины определяется выражением (1) где sY - предел текучести; m=a/c; c=pEdc/8(1-n2)sY;dc – критическое раскрытие в вершине трещины; n – коэффициент Пуассона, E – модуль упругости. Как следует из (1) плотность потока энергии разрушения не является константой материала и только при m (маленькие нагрузки и глубокие трещины) плотность потока энергии разрушения является константой материала и равна Y c. и получаем (2) С учетом того, что (4) где (3) - вязкость разрушения для коротких трещин. где

24 24 Анализ влияния двухосности нагружения на вязкость разрушения I.Влияние двухосности нагружения на вязкость разрушения отсутствует: a) Для трещин любой длины (включая короткие и глубокие трещины) если выполнено условие маломасштабной текучести (SSY); б) Для глубоких трещин как при SSY, так и при полномасштабной текучести ( LSY). II. Двухосность нагружения уменьшает вязкость разрушения для коротких трещин при условии LSY.

25 25 Анализ хрупкого разрушения элементов корпусов реакторов с трещиной в вероятностной постановке 1.Формулировка условия хрупкого разрушения для однородного распределения коэффициента интенсивности напряжения (КИН) вдоль фронта трещины. 2.Формулировка условия хрупкого разрушения для неоднородного распределения коэффициента интенсивности напряжения (КИН) вдоль фронта трещины: Формулировка условия хрупкого разрушения для монотонного изотермического нагружения; Формулировка условия хрупкого разрушения для немонотонного неизотермического нагружения.

26 26 Условие хрупкого разрушения с учетом влияния эффекта коротких трещин и двухосности нагружения на вязкость разрушения для немонотонного неизотермического нагружения для монотонного изотермического нагружения Z=max (0, ) где B – длина фронта трещины; K C * - вязкость разрушения с учетом влияния эффекта коротких трещин и двухосности нагружения; рассматривается интервал времени, когда выполняется условие:. - значение вязкости разрушения для образца толщиной (например, =25мм) и вероятности разрушения(например, 0.05); – коэффициент для учета влияния эффекта коротких трещин на вязкость разрушения; b – коэффициент для учета влияния двухосности нагружения на вязкость разрушения.

27 27 Результаты расчета температуры Тка для корпусов реакторов ВВЭР в аварийных ситуациях Методика расчета Т ка, о С Постули- руемые дефекты ВВЭР-1000 (Течь 1 контура) ВВЭР-440 с наплавкой (Течь 2 контура) Постулируем ые дефекты ВВЭР-440 без наплавки (Разрыв ПП ПГ) Расчет по условиям (8) и (9) Уточненны й расчет Расчет по условиям (8) и (9) Уточненный расчет Расчет по условиям (8) и (9) Уточненны й расчет Методика Нормы

28 28 Результаты расчета температуры Тка для корпусов реакторов ВВЭР в аварийных ситуациях Методика расчета Т ка, о С Постулируемые дефекты ВВЭР-1000 с наплавкой (Течь 1 контура) ВВЭР-440 с наплавкой (Течь 2 контура) Постулируемые дефекты ВВЭР-440 без наплавки (Разрыв ПП ПГ) Методика: МРК-СХР Нормы: ПНАЭ Г * 64** (для глубокой точки) 30* (для точки под наплавкой) 168* (для глубокой точки) 148* (для точки под наплавкой) 188 (для глубокой точки) 140 (для точки на поверхности) * - наплавка не входит в расчет глубины постулируемого дефекта; ** - наплавка входит в расчет глубины постулируемого дефекта

29 29 ВЫВОДЫ В результате организованного концерном «Росэнергоатом» с участием ОКБ «Гидропресс», РНЦ «Курчатовский институт», ЦНИИКМ «Прометей» и др. комплекса методических и расчетно- экспериментальных работ выполнено обоснование безопасной эксплуатации корпусов ВВЭР первого поколения энергоблоков 3 и 4 Нововоронежской АЭС и 1 и 2 Кольской АЭС. Разработан комплекс расчетно-методических и технологических НТД. Экспериментально подтверждена модель «горизонтального сдвига» радиационного охрупчивания металла корпусов ВВЭР-440 первого поколения. На базе экспериментальных исследований разрабатывается менее консервативная модель радиационного охрупчивания металла корпусов ВВЭР-440 первого поколения.

30 30 Выводы (продолжение) На базе детерминированных и вероятностных подходов разработана и введена в действие современная «Методика расчета на сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов АЭС с ВВЭР при эксплуатации» (РД ЭО ), -учитывающая эффект коротких трещин, двухосности нагружения, длины фронта трещины; -повышающая адекватность оценки прочности корпусов ВВЭР; -снижающая консерватизм оценки прочности корпусов ВВЭР; -снижающая консерватизм оценки остаточного ресурса корпусов ВВЭР. В соответствии с решениями Федерального агентства по атомной энергии и концерна «Росэнергоатом» организуются работы по обоснованию продления эксплуатации энергоблоков АЭС с ВВЭР второго поколения, включая ПСС корпусов ВВЭР-1000 и ВВЭР-440/213.

31 31 Выводы (продолжение) Актуальными вопросами при обосновании ПСС корпусов ВВЭР второго поколения являются: -разработка новых программ образцов-свидетелей металла корпусов ВВЭР-1000 в обеспечение ПСС; -Разработка методики определения расчетной кривой радиационного охрупчивания металла корпусов ВВЭР по результатам испытаний образцов-свидетелей; -Разработка новой нормативной зависимости радиационного охрупчивания металла корпусов ВВЭР-440/213 на базе систематизации исследования образцов-свидетелей и с учетом влияния флакса; -Разработка новой нормативной зависимости радиационного охрупчивания металла корпусов ВВЭР-1000 с учетом влияния содержания никеля и Т к0.

32 32 Выводы (окончание) Для обоснования ПСС до 60 лет корпусов реакторов АЭС с ВВЭР второго поколения актуальными вопросами являются: - доаттестация металла КР до флюенсов, соответствующих 60 лет эксплуатации КР ВВЭР-1000; - разработка и внедрение новых, индивидуальных программ образцов- свидетелей; - разработка расчетных прогнозных зависимостей прочностных характеристик металла КР, соответствующих 60 лет эксплуатации КР, на базе испытаний образцов-свидетелей.