Реакторная сталь

УСЛОВИЯ РАБОТЫ КОНСТРУКЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ И ТРЕБОВАНИЯ К НИМ

По сравнению с энергетическими установками на органическом топливе условия работы материалов в атомных энергетических уста­новках обычно являются более сложными и многофакторными. При выборе конструкционных материалов для ЯЭУ различных типов необхо­димо принимать во внимание следующие основные условия;

1. напряжения от механической нагрузки, которые в первую очередь определяются давлением теплоносителя при заданных геометрических формах и размерах элементов оборудования;
2. рабочую температуру;
3. число и величину циклических изменений механических нагру­зок и теплосмен;
4. нейтронное облучение;
5. влияние теплоносителя на коррозию и коррозионно-механическую прочность материалов.

Для сосудов давления, входящих в состав водо-водяных ЯЭУ, определяющим при выборе материала является обеспечение статичес­кой прочности. Наиболее нагруженный сосуд давления - корпус ре­актора - испытывает основную нагрузку от внутреннего давления теплоносителя. Тенденция увеличения единичной мощности ЯЭУ при­водит к возрастанию геометрических размеров корпусов реакторов. На рис. 1.10 сопоставлены геометрические размеры корпусов однотип­ных реакторов различной мощности, изготовленных (условно) из ста­ли с одним и тем же уровнем механических свойств. Следствием воз­растания диаметра корпусов реакторов является увеличение толщины стенок, что необходимо для обеспечения равной прочности.

При принятых в настоящее время значениях толщины корпусов и нормируемых коэффициентах запаса прочности конструкционные реакторные материалы должны иметь при рабочей температуре предел текучести не менее 300 МПа и предел прочности не менее 400 МПа с тенденцией к увеличению этих характеристик.

Относительно невысокая рабочая температура водоохлаждаемых реакторов обусловливает выбор пределов текучести и прочности в ка­честве расчетных характеристик. Временная зависимость прочности конструкционных материалов, потенциально пригодных для изго­товления сосудов давления водо-водяных ЯЭУ, отсутствует.

Заданные характеристики прочности должны обеспечиваться во всем сечении металлургических заготовок. Размеры. последних для современных корпусов реакторов весьма велики. Для изготовления отдельных элементов корпусов реакторов выплавляются слитки массой в несколько сотен тонн. Например, в США для указанных целей при­менялись поковки из 310- и 465- тонных слитков. Слитки массой до 550 т производились в Японии. Толщина отдельных заготовок, под­вергаемых термической обработке, достигает 500 мм. Типичной явля­ется толщина порядка 200...300 мм. Чтобы обеспечить заданные меха­нические свойства во всем объеме заготовки указанной толщины, не­обходима остаточная прокаливаемость„стали, а также отсутствие или учет значительной ликвации отдельных элементов. Последний в крупнотоннажных слитках может быть весьма значительной. На­пример, по сечению заготовки реакторной стали марки А508 толщи­ной 500 мм содержание углерода изменялось от 0,18 до 0,23 % [183]. Имеются данные о еще более значительной ликвации в полуфабрика­тах реакторных сталей. Большие различия химического состава стали могут быть по высоте заготовки в местах,"относящихся к разным частям исходного слитка. Следствием ликвации углерода и других элементов в крупных слитках может быть не только различие механиче:ких свойств, но и различие сварочно-технологических характеристик.

Отмеченные возможные неравномерности состава и свойств при­водят к необходимости соответствующих металлургических мероприя­тий. Выбор системы контроля химического состава и свойств конструк­ционных материалов должен обеспечить получение объективной ин­формации о детали или во всяком случае фиксировать нижний уровень заданных характеристик.

Предельная масса слитков, выплавленных в СССР дуплекс-про­цессом (основная и кислая плавка) для изготовления отдельных дета­лей корпусов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 из отечественных сталей, дости­гает 230 т. При отливке слитков массой более 30 т жидкий металл подвергается вакуумной обработке.

По технологии ЧССР сталь плавится в мартеновских печах с основ­ной футеровкой и в электродуговых печах меньшей емкости, где под­готавливается высоколегированная лигатура. Из этих печей сталь сливается в ковш, разливка осуществляется в вакуумной камере.

Номинальные напряжения в корпусе реа'ктора принимаются ниже предела текучести, однако местные напряжения в зоне геометрических неоднородностей, в частности в зоне патрубков, оказываются в не­сколько раз большими. Следовательно, неизбежно возникновение в этих местах упругопластических деформаций. Подобные местные нагрузки могут возникнуть и в гладкой части корпуса у дефектов зна­чительных размеров например у шлаковых включений в сварных швах.

Периодические остановки и пуски реактора, изменения мощности, гидроиспытания и др. вызывают циклическое упругопластическое на­гружение отдельных участков корпуса. Возможное число циклических изменений нагрузки за время эксплуатации АЭУ составляет несколько тысяч. Предполагаемое число циклов приведенных нагрузок задается при расчетах на прочность исходя из условий работы реакторной уста-, новки. Следствием циклического упругопластического нагружения может быть образование трещин малоцикловой усталости.

В определенных случаях необходимо также считаться с возможно­стью существования исходного трещиноподобного дефекта. При кон­сервативной оценке следует рассматривать постепенный рост такого дефекта (трещины), начиная с первого цикла. Кинетика процесса рас­пространения трещины пр'и циклической нагрузке может существенно изменяться под влиянием теплоносителя.

Расчетная оценка циклической прочности корпусных сталей по критерию зарождения или развития трещины требует получения со­ответствующих характеристик путем испытаний образцов в лабораторных условиях. Более полная информация обычно имеется для условия зарождения трещин малоцикловой усталости. Циклическая проч­ность материалов при заданной температуре представляется расчет­ными кривыми в координатах: размах упругопластической деформа­ции за цикл - число циклов до образования трещин. Расчетные кри­вые строятся с учетом введения запаса по числу циклов (не менее деся­тикратного) или по напряжениям (двухкратного).

Стали, применяемые для изготовления корпусов реакторов и других сосудов давления водо-водяных ЯЭУ, обычно относятся к хладноломким материалам. При достаточно низкой температуре существует потенциальная опасность хрупких разрушений соответствующих ме­таллоконструкций при номинальных напряжениях существенно ниже предела текучести. Безусловная недопустимость этого требует при­нятия специальных мер по гарантированному обеспечению характери­стик стали, ответственных за сопротивление хрупким разрушениям, и выбору предельных условий безопасной эксплуатации сосудов давле­ния. При рабочей температуре хрупкие разрушения рассматриваемых конструкций маловероятны. Однако при гидроиспытаниях эксплуати­руемых корпусов, проводимых при повышенном давлении и темпе­ратуре 20...100° С, необходимо считаться с возможностью хрупких разрушений. Кроме гидроиспытаний, опасными при низкой темпера­туре могут оказаться режимы аварийного расхолаживания реактора. При этих процессах определяющей нагрузкой будут термические на­пряжения в стенках корпуса, вызванные резким охлаждением внутрен­ней поверхности.

Наиболее консервативным условием обеспечения хрупкой прочно­сти корпусов является выбор материала, имеющего гарантированные достаточно высокие характеристики вязкости при температуре, су­щественно более низкой, чем минимальная температура, возможная при нахождении корпуса под нагрузкой. Требуемый уровень характе­ристик вязкости и температурный запас установлены и нормируются. Этот подход фактически исходит из условия запрещения инициирова­ния движения хрупкой трещины в нагруженном корпусе от случайно имеющегося или возникшего трещиноподобного дефекта большой глу­бины и протяженности. В связи с этим размер дефекта (исходной трещи­ны) не учитывается при оценке сопротивления хрупкому разрушению корпуса.

Менее консервативным условием является рассмотрение необхо­димых характеристик вязкости при наличии предполагаемой трещины небольших размеров по отношению к толщине стенки корпуса. Глуби­на (наиболее опасное измерение) такой трещины может быть принята равной нескольким миллиметрам или даже нескольким десяткам мил­лиметров вплоть до величины, равной 1/4 толщины стенки корпуса. Возникновение хрупкого разрушения рассматривается как начало движения исходной трещины и количественно описывается методами линейной и нелинейной механики разрушения через соответствующие характеристики материала. Эти характеристики (критическое значение коэффициента интенсивности напряжений и др.) определяются экспе­риментально. Значительные размеры образцов, необходимых для этих операций, и трудоемкость их проведения не позволяют иметь подоб­ные характеристики в качестве заданных свойств для металла каж­дой из заготовок, идущих для производства корпусов. Соответствую­щие данные получаются для рекомендуемой стали как аттестационные. Специфическим условием, в сильной степени влияющим на выбор материала и ресурс работы корпусов реакторов, является нейтронное облучение. Применительно к работе корпусов водоохлаждаемых реакторов благоприятное воздействие облучения связано с нейтронами, имеющими энергию порядка 0,016 пДж (0,1 МэВ) и выше. Обычно в расчетах учитываются нейтроны с энергией свыше 0,08 пДж или 0,16 пДж. Флюенс нейтронов с такой энергией на корпус реактора в районе активной зоны за время эксплуатации составляет 10¹⁹...10²⁰ нейтр/см². Флюенс быстрых нейтронов в отечественных аппаратах больше по сравнению с аналогичными зарубежными установками. Максимальный флюенс, получаемый корпусами ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, равен соответственно 2,4 • 10²⁰ и 6,3 • 10¹⁹ нейтр/см². Характери­зуя условия облучения материалов корпуса реактора, следует обра­тить внимание на неравномерность распределения флюенса по толщи­не стенки корпуса. По мере удаления от внутренней поверхности кор­пуса к наружной флюенс снижается на порядок. На удалении 1/4тол­щины стенки от внутренней поверхности флюенс уменьшается на 50 %. Последнее имеет важное практическое значение, так как расчет пре­дельного состояния корпуса реактора по сопротивлению хрупкому раз­рушению строится на предположении наличия поверхностной трещи­ны такой предельной глубины.

Наиболее опасным следствием нейтронного облучения является ухудшение характеристик вязкости корпусных реакторных сталей. Некоторое охрупчивание стали может происходить также при длитель­ном пребывании в области рабочей температуры (тепловое охрупчива­ние), а также при воздействии циклических нагрузок. Определяющим, однако, является радиационное охрупчивание. По мере увеличения длительности эксплуатации реактора возрастает температура, опасная с точки зрения возможного хрупкого разрушения. В конце концов она может достигнуть и превысить минимальную рабочую температу­ру корпуса реактора. Радиационная стойкость стали (степень охруп­чивания при нейтронном облучении) является, таким образом, важной характеристикой и в значительной степени определяет ресурс работы корпуса реактора.

Стремление к повышению радиационной стойкости приводит к вве­дению определенных ограничений по содержанию легирующих и при­месных элементов в корпусной стали. Особенно велико значение при­месных элементов. Введение чистых шихтовых материалов и специаль­ной технологии производства реакторной стали позволяет снизить содержание вредных элементов и обеспечить существенное повышение радиационной стойкости.

Условия эксплуатации ЯЭУ требуют предотвращения образования и скопления продуктов коррозии в пределах первого контура. В противном случае может нарушиться нормальная работа тепловыделяющих элементов активной зоны корпуса реактора. Возникнут также допол-нительные трудности при вынужденном ремонте оборудования первого контура из-за наличия продуктов коррозии, активированных ионизи­рующими излучениями в реакторе. Задача максимально возможного снижения продуктов коррозии решается в значительной степени за счет водоподготовки. В большинстве ЯЭУ обязательным требованием является также применение нержавеющих сталей (основной металл или наплавка) для всех элементов первого контура, контактирующих с теплоносителем. Для снижения влияния перенесенных активных продуктов коррозии на условия ремонта оборудования первого конту­ра в ряде случаев дополнительно регламентируется в стали содержание элементов, дающих при облучении опасные долгоживующие изотопы. Прежде всего это относится к кобальту.

Условия обеспечения процесса цепной реакции деления ядерного горючего также налагают определенные ограничения на химический состав материалов, применяемых для изготовления элементов реактор­ных конструкций. В водо-водяных реакторных установках важно иметь конструкционные материалы, содержащие элементы с возможно меньшим сечением захвата нейтронов. В противном случае требуется применение более обогащенного, а следовательно, более дорогого топли­ва. Из табл. 1, в которой приведены для некоторых элементов се­чения захвата нейтронов, ясно, что безусловно нежелательными леги­рующими элементами являются вольфрам, бор и др. Из различных типов сталей хромоникелевые аустенитные наименее желательны.

Таблица 1. Поперечные сечения поглощения нейтронов элементов

Таким образом, выбор конструкционных материалов для первого контура атомных энергетических установок охлаждаемых водой под давлением, должен определяться рассмотрением комплекса требований.

В отличие от ЯЭУ с реакторами корпусного типа требования к ма­териалам металлоконструкций канальных энергоустановок являются более мягкими. Меньшие значения давления теплоносителя, флюенса нейтронов, толщины отдельных конструкционных элементов позволяют применять более простые по составу низколегированные стали. Тем не менее выбор этих материалов также должен базироваться на рассмотрении и нормировании механических характеристик, ответ­ственных за упомянутые виды прочности. Металлоконструкции круп­ных канальных ЯЭУ монтируются без термической обработки свар­ных соединений. Это делает остаточные сварочные напряжения важным фактором, определяющим прочность установки в целом.

Существенные отличия по условиям работы материалов имеют жидкометаллические ЯЭУ. Низкое давление теплоносителя - жидкого натрия в первом и втором контурах (до 0,6...0,8 МПа) - позволяет снизить напряжения от механической нагрузки до весьма малого уровня. Это дает возможность применять в качестве основных конструк­ционных материалов стали и сплавы, имеющие невысокий уровень прочности. В зависимости от рабочей температуры и выбранного ма­териала определяющими прочностными характеристиками будут яв­ляться предел текучести (прочности) или предел длительной прочности (ползучести). Для аустенитных хромоникелевых сталей временная зависимость прочности и соответствующие характеристики должны рассматриваться для температуры около 500° С и выше. Для низко­легированных сталей эта температура около 450° С.

Высокая теплопередающая способность жидкого натрия по сравне­нию с газами и водой (теплопроводность натрия составляет около 67 Вт/м² при 500° С, воды 0,67 Вт/м2 при 150° С и гелия 0,34 Вт/м² при 600° С) является причиной возникновения в элементах жидко-металлических ЯЭУ значительных термических напряжений. Эти на­пряжения при срабатывании систем аварийного расхолаживания могут в несколько раз превышать напряжения от постоянной механической нагрузки.

Физически термические напряжения определяются деформацией, вызванной запрещением свободного изменения размеров деталей при изменениях температу­ры. В упругой области термические напряжения пропорциональны деформации. Максимальный уровень термических напряжений, однако, фактически ограничи­вается пределом текучести материала. При резких теплосменах, вызывающих значительные деформации в деталях, выбор высокопрочного материала автомати­чески определит высокий уровень возникающих термических напряжений. Наоборот, в материале, имеющем низкий предел текучести, при резких тепло-сменах будет проходить упругопластическая деформация, а уровень термических напряжений окажется невысоким.

Оценка прочности металлоконструкцийпри действии циклических теплосмен должна производиться на база экспериментально определен­ных характеристик сопротивления термической усталости конструкци­онных материалов. При температуре, вызывающей появление времен­ной зависимости прочности, необходимо определение характеристик длительной термической усталости. Они в значительной степени зави­сят от длительной пластичности материала.

Механизмы коррозионного воздействия жидкометаллических теп­лоносителей и воды на конструкционные материалы принципиально отличаются. Это потребовало при создании ЯЭУ с натрием специальных исследований коррозионного и коррозионно-механического воздей ствия жидких металлов на стали и сплавы. Выла установлена необхо­димость жесткого регламентирования примесей в теплоносителе, осо­бенно кислорода; установлены принципы легирования сталей, обеспе­чивающего коррозионную стойкость; установлены условия совмести­мости в жидкометаллическом контуре разнородных конструкционных материалов.

Существующие правила и требования к материалам оказались су­щественно отличными от принятых для водоохлаждаемых ЯЭУ. В част­ности, основной конструкционный материал, применяемый для обору­дования, работающего в контакте с жидким натрием, - аустенитная хромоникелевая сталь - не требовал традиционной проверки на стой­кость к межкристаллитной коррозии и не вызывал опасений из-за кор­розионного растрескивания.

Длительная эксплуатация узлов жидкометалических ЯЭУ, изго­товленных из аустенитных сталей, при температуре 500° С и выше тре­бовала специальной оценки прочности жестких сварных узлов. Из опы­та теплоэнергетики было известно, что после сварки и последующей высокотемпературной выдержки околошовная зона сварных соедине­ний некоторых аустенитных сталей имеет пониженную деформацион­ную способность. Это может приводить к образованию трещин под действием релаксирующих остаточных напряжений сварочного про­исхождения. Подобные разрушения, получившие название «локаль­ных», были обнаружены при эксплуатации тепловых электростанций и могли повторяться в высокотемпературных АЭС. Радикальной мерой предотвращения подобных повреждений должен был являться соответ­ствующий выбор химического состава рекомендуемых сталей.

Особое внимание при выборе материала для АЭС с жидким натрием обращается на парогенератор. Требования к материалам, учитывающие специфику жидкого металла, воды и пара, во многом оказываются про­тиворечивыми. Компромисс может быть достигнут выбором сталей, не подверженных коррозионному растрескиванию в водной среде, обла­дающих достаточной коррозионной стойкостью в жидком натрии и обеспечивающих прочность и стабильность механических свойств при длительной работе под давлением при температуре порядка 450...500° С.

В отличие от водоохлаждаемых реакторов нейтронное облучение корпусных конструкций жидкометаллических ЯЭУ обычно не создает опасности. Это определяется типом материала (обычно это нехладно­ломкая аустенитная сталь) и повышенной температурой облучения (выше 400° С). Для жидкометаллических установок потенциально опасным, однако, может являться высокотемпературное нейтронное охрупчивание и распухание. Первое явление выражается в существен­ном снижении длительной пластичности, а в ряде случаев и длительной прочности материалов после облучения уже сравнительно невысоким (10¹⁹ нейтр/см² и выше) флюенсом нейтронов, в особенности тепловых. Необходимость предотвращения высокотемпературного нейтронного охрупчивания приводит к ограничению применения сложнолегирован­ных сталей и сплавов на никелевой основе.

Явление распухания конструкционных материалов (скопление де­фектов в виде многочисленных пустот малых размеров) наблюдается при значительных флюенсах нейтронов /более 10²² нейтр/см¹). Оно становится определяющим при выборе материалов для элементов ак­тивной зоны быстрых реакторов. Устранение или снижение эффекта распухания необходимо для предотвращения заклинивания элементов активной зоны вследствие значительных изменений их геометрических размеров. Это достигается выборок композиции стали или сплава, име­ющего минимальную склонность к распуханию, а при уже выбранном составе - проведением специальной механической обработки полу­фабрикатов.

Для атомных энергетических установок с газами в качестве тепло­носителей главное значение при выборе материалов снова приобретают вопросы обеспечения прочности. В зависимости от типа ЯЭУ обеспече­ние прочности требуется либо для относительно невысокой температу­ры (теплоноситель N₂O₄), либо для температуры, превышающей уро­вень, характерный даже для жидкометаллических установок (теплоно­ситель гелий). В первом случае материаловедческая задача создания реакторных конструкций оказывается сходной с решаемой для водо­охлаждаемых или жидкометаллических установок. Применение ге­лия в качестве теплоносителя повышает уровень рабочей температуры до 900 °С и более.

Конструктивными мерами, в частности применением охлаждения,, можно существенно снизить фактическую температуру металла многих элементов конст­рукции АЭУ. Это позволяет применять даже низколегированные стали. Ряд узлов, однако, требует применения конструкционных материалов, имеющих ха­рактеристики длительной прочности, рассчитанные на длительную эксплуатацию под нагрузкой в области высокой температуры.

По коррозионному воздействию гелий является теплоносителем, наи­более благоприятным для конструкционных материалов. Низкая агрес­сивность гелия обеспечивается при соответствующей строгой регламен­тации примесей. В противном случае возникает опасность коррози­онных повреждений и появляется необходимость выбора материала, обладающего более высокой коррозионной стойкостью.

Выбор материалов для оборудования АЭС, особенно для оборудо­вания первого контура, должен обеспечить высокую надежность при длительной эксплуатации. По сравнению с оборудованием тепловых электростанций степень этой надежности должна быть более высокой, так как последствия аварийных ситуаций на атомных электростанциях оказываются существенно более тяжелыми как в экономическом отно­шении, так и в отношении психологического воздействия на отноше­ние общественности к атомной энергетике. Особо высокую надежность должен иметь корпус ядерного реактора. Для того, чтобы количествен­но оценить вероятность аварийной ситуации и регламентировать меры ее предотвращения, вводят понятие «предельно возможного поврежде­ния реакторного оборудования». В качестве такого повреждения обычно условно принимают полный разрыв одного из трубопроводов макси­мального диаметра. Предотвращение последствий такой условной ава­рии обеспечивается поддержанием уровня теплоносителя в реакторе за счет подачи воды из резервной емкости в течение времени, необходи­мого для расхолаживания реактора. Этот процесс приводит к  резкому переохлаждению корпуса реактора (термическому удару). Обеспече­ние прочности корпуса реактора, подвергнутого термическому удару, с учетом постепенного ухудшения свойств корпусных материалов в процессе эксплуатации является необходимым условием при выборе материалов.

Вероятность значительных повреждений корпусов реакторов оце­нивалась в различных работах с позиций рассмотрения возможности образования и распространения трещин при экстремальных условиях, анализа опыта эксплуатации существующих энергоустановок, анализа результатов испытания полунатурных моделей и другими метода­ми [262]. Количественно она оценивается величиной порядка 10^-6. Эта весьма малая величина соответствует возможности возникновения серьезного повреждения не более чем одного реактора из 1 000 000 в течение года работы. Вероятность разрушения сосудов давления, применяемых в обычной теплоэнергетике, оценивается величиной, на 2...3 порядка большей. Значительную вероятность повреждений (разрушений) имеют трубопроводы атомных энергетических устано­вок. Эта величина возрастает с уменьшением размера труб и может составлять до 10^-4 случаев на одну реакторную установку в год.

Надежность реакторного оборудования АЭС, зависящая в большой степени от примененных конструкционных материалов, должна обес­печиваться следующими факторами:

1) уверенностью в обеспечении характеристик металла, включая сварные соединения, принятых при расчетах прочности конструктив­ных узлов;

2) уверенностью в отсутствии дефектов, больших определенных раз­меров;

3) уверенностью в достаточной представительности или несомненном консерватизме принятых расчетных методов оценки прочности конст­руктивных узлов по заданным характеристикам металла.

Рассмотрим каждый из них более подробно.

Информация о материалах применяемых для изготовления реактор­ного оборудования, включает в себя как свойства, определяемые для отдельных заготовок, непосредственно поступающих в производство, так и свойства, характеризующие выбранную марку стали или сплава. Свойства, определенные на каждой из заготовок, подтверждают уста новленные минимальные гарантированные значения. Таковы, напри­мер, пределы текучести и прочности или критическая температура хрупкости. Уверенность в действительном обеспечении гарантируемого уровня этих характеристик во всем объеме заготовки базируется на выборе места и направления вырезки образцов. Предполагается, что они представляют места, худшие из имеющихся. В частности, для листов контролируемыми выбирают места, соответствующие прибыль­ному и донному концам слитка. Образцы вырезают из средней трети или не менее четверти толщины в направлении, перпендикулярном к на­правлению прокатки.

Оценка механических свойств сварных соединений конструкций производится по сварочным пробам, выполненным с применением тех же самых сварочных материалов и с полным воспроизведением натурной толщины свариваемых заготовок, типа разделки, режимов и ме­тодов сварки.

Несмотря на принимаемые меры, нельзя исключить возможности неполного соответствия свойств металла в отдельных участках деталей контрольным характеристикам. Это является следствием естественного разброса свойств и возможного проявления ликвационных процессов, приводящих к неравномерному распределению отдельных легирующих элементов в объеме металлургических полуфабрикатов или в сварных швах. Наибольшее значение в сталях перлитного класса может иметь ликвация по углероду и фосфору. Увеличение массы слитков при про­чих равных условиях будет способствовать проявлению ликвации.

Многие характеристики металла, важные для оценки работоспо­собности конструкций, не могут определяться для каждой из загото­вок. Одной из них является радиационная стойкость. Аттестацион­ные испытания рекомендуемых основных и сварочных материалов, выполненные для нескольких плавок, дают оценку нижнего уровня таких характеристик. Этот уровень затем учитывается при анализе прочности конструкций. Изменения технологии производства метал­лургических полуфабрикатов и сварки, а также вида исходных шихто­вых материалов могут привести к таким изменениям качества металла, которые не будут фиксироваться испытаниями, оговоренными техни­ческой документацией, но существенно повлияют на более сложные характеристики. Это требует повторной аттестации металла при введении значительных технологических изменений в процесс производства материалов и сварных конструкций. Характерным примером является существенное изменение радиационной стойкости реакторной стали при изменении содержания некоторых примесных элементов, в том числе и не контролируемых количественно. При отсутствии строгого регламентирования всех примесных элементов, ответственных за радиа­ционную стойкость*, объективная информация о свойствах стали могла быть получена только при условии стабильности технологии выплавки и чистоты шихтовых материалов.

Другой важной мерой является проверка соответствия аттеста­ционных данных тем свойствам, которые материал имеет в условиях реальной длительной эксплуатации. Действительно, даже самые тща­тельно выполненные аттестационные испытания не в полной мере со­ответствуют действительным условиям, в которых находится матери­ал при эксплуатации. В частности, нейтронное облучение корпусной стали в реакторе атомной электростанции происходит при меньшей ин­тенсивности по сравнению с облучением в исследовательских реакто­рах. Могут иметь место несоответствия температурных условий облу­чения, характера воздействия теплоносителя и др. Учитывая важность получения дополнительной информации о свойствах материалов, из­меняющихся при длительной эксплуатации, приходится устанавли­вать в действующих АЭС образцы-свидетели. Подвергаясь такому же агрессивному воздействию среды, как и материал натурной конструкции, образцы-свидетели позволяют судить о фактическом состоянии примененных материалов. Образцы-свидетели периодически испытыва­ют, результаты испытаний сопоставляют с тем, что ожидается на Осно­вании предварительных аттестационных исследований.

Корпуса реакторов и другое оборудование, не имеющее дефектов, могут надежно эксплуатироваться. Коэффициенты запаса в расчетах на прочность при условии надлежащего учета таких факторов, как характер нагрузок, влияние теплоносителя и т.д., обеспечивали бы эту уверенность. Следует, однако, предполагать возможность существо­вания дефектов металла и учитывать их влияние на долговечность конструктивных узлов. Программы контроля качества деталей и свар­ных соединений даже при введении тщательной инспекции различными методами обязательно исходят из допустимости дефектов определен­ных размеров. Хотя трещины любых размеров не допускаются, неко­торые из разрешенных дефектов, например шлаковые включения в сварных швах, фактически могут рассматриваться как трещиноподобные. Более того, самый тщательный контроль не может дать абсолют­ной гарантии отсутствия дефектов, имеющих размеры, большие разре­шенных. Это объясняется не только возможными субъективными ошиб­ками при проведении контроля, но и объективными условиями. Так, при просвечивании и ультразвуковом контроле могут быть не обнару­жены неблагоприятно ориентированные и слабо раскрытые трещины, особенно трещины в подповерхностном слое. Обычно обеспечивается проведение неразрушающего контроля ответственных конструкций (на­пример, сварных корпусов реакторов) в объеме 100% при параллельном применении просвечивания, ультразвуковой и поверхностной дефек­тоскопии и др. Тем не менее нужно ориентироваться на то, что отдель­ные дефекты, превышающие по размерам установленные нормы, и в частности трещины, не будут обнаружены. Следует говорить лишь о большей или меньшей вероятности пропуска трещиноподобных дефек­тов определенных размеров. Исходя из технических возможностей при­меняемых неразрушающих методов контроля и опыта изготовления реакторных конструкций можно полагать, что в качестве предельного исходного гипотетического дефекта с достаточной надежностью может быть принята протяженная трещина глубиной порядка 7 мм.

Сообщаются и более пессимистические предположения о возмож­ных размерах исходных дефектов. В качестве практически невероятной ситуации может быть принято существование в корпусе реактора тре­щины глубиной, равной четверти толщины стенки (30...50 мм).

Возможность существования трещиноподобных дефектов требует проведения соответствующих оценок прочности конструктивных узлов. Это оказывается совершенно необходимым при действии циклических нагрузок, а также при возможном проявлении хрупкости (хладнолом­кости) или временной зависимости прочности в агрессивной среде. Разработанный в настоящее время аппарат механики разрушения (ли­нейной и нелинейной) дает возможности для соответствующих коли­чественных оценок. В некоторых случаях могут быть обоснованно при­няты технические решения о допустимости без ремонта случайно пропущенных дефектов.

Вместе с тем для ответственных конструкций необходимы не только строжайший контроль при изготовлении, но и дефектоскопия в про­цессе эксплуатации. Периодический контроль различными методами, в частности ультразвуком, должен обеспечить дополнительные гаран­тии отсутствия опасных дефектов, как исходных, так и возникших при экстремальных условиях эксплуатации.

Тщательной периодической проверке в процессе эксплуатации подлежат наиболее напряженные участки корпуса реактора, например зона патрубков. В качестве предельно допустимого трещиноподобного дефекта в соответствии с правилами ASME [145] принимается величина (глубина), составляющая 2,5 % толщины стенки корпуса реактора. При этом предполагается, что трещина, имеющая в 10 раз больший размер, не может вызвать хрупкого разрушения контролируе­мого изделия. Перспективным является контроль состояния корпусов реакторов путем регистрации волн акустической эмиссии. Этот метод может с высокой точностью зафиксировать появление и распростране­ние трещин усталостного или иного происхождения.

Оценка прочности и ресурса работы элементов оборудования АЭС производится по физико-механическим характеристикам материалов и расчетным схемам, претендующим на правильное описание условий длительной эксплуатации. Выбор таких схем представляет значитель­ные трудности. В более простом случае расчетные схемы исходят из консервативных предположений, обеспечивая заведомо значительный запас. Например, предотвращение хрупкого разрушения сосудов дав­ления согласно таким схемам требует выбора минимальной рабочей температуры, превышающей со значительным запасом критическую температуру хрупкости металла в худших участках сварных узлов. Это условие обеспечивает заведомое затормаживание трещины, пре­дотвращает ее нестабильное распространение фактически независимо от исходных размеров трещины. Тем самым может надежно обеспе­чиваться в качестве предельного состояния образование сквозной трещины (течи) без опасного перехода к хрупкому лавинообраз­ному разрушению корпуса.

Правильность расчетных оценок, выполненных по той или иной схеме, целесообразно проверять путем проведения длительных стен­довых испытаний натурных узлов или полу натурных моделей. Для ответственных элементов оборудования АЭС, работающих в сложных условиях, такая проверка во многих случаях является обязательной.

Одним из примеров подобных испытаний может служить оценка прочности при циклическом и статическом нагружении сварных моде­лей узла соединения двух сосудов энергетической установки [20].

Другим примером стендовых испытаний крупногабаритных моде­лей являются работы, выполненные в США по оценке прочности корпу­сов водоохлаждаемых реакторов с трещинами значительной глубины. Была показана значительная консервативность принятых расчетных оценок прочности корпусов реакторов.

При выборе материалов и технологии изготовления оборудования АЭС учитывается их стоимость. Выбор более дорогих легированных сталей, а также специальных методов выплавки и горячей пластической обработки, требующих применения уникального оборудования, должен быть обоснован соображениями обеспечения требуемого ресур­са и надежности. То же самое относится и к операциям контроля в процессе изготовления и эксплуатации.

В связи с этим для корпусов реакторов, в частности для района, близкого к активной зоне, выбираются наиболее качественные и доро­гие материалы по сравнению с материалами для периферийных сосудов. Следует иметь в виду, что повышение качества реакторных сталей и объема контроля обычно полностью оправдывается экономически. Вы­сокое качество конструкционных материалов не означает, что они обязательно являются сложными по составу. Неоправданное усложне­ние химического состава конструкционных материалов обычно при­водит к ухудшению такого важного качества, как технологичность.

Для изготовления основного оборудования АЭС стремятся применять конст­рукционные материалы, имеющие хорошие технологические свойства. Под этим понимается возможность получения качественных металлургических заготовок требуемых размеров в условиях промышленного производства, а также возмож­ность сварки в требуемых сечениях с минимальными ограничениями по режиму. Худшая технологичность материалов при металлургическом производстве или при сварке неизбежно приводит к возникновению дефектов. Методы неразрушающего контроля, конечно, могут обеспечить выявление большого числа таких де­фектов, однако вероятность пропустить дефекты будет все же большей, чем в слу­чае выбора материалов с высокими технологическими характеристиками. Кроме того, материалы, имеющие низкую технологичность, обычно в большей степени чувствительны к влиянию трещиноподобных дефектов на различные виды проч­ности. Особенно важным является обеспечение хорошей свариваемости, т.е. возможности получения качественных сварных соединений при простейшей тех­нологии (низкая температура предварительного подогрева, допустимость отка­за от отпуска сварных узлов и др.)