Контроль за состоянием металла оборудования при эксплуатации АЭС
Для повышения надежности и безопасности работы тепломеханического оборудования и трубопроводов АЭС, предотвращения повреждений, которые могут быть вызваны дефектами изготовления деталей, а также развитием коррозии, эрозии, снижением прочностных характеристик металла и сварных соединений в процессе эксплуатации организуется контроль за состоянием основного, наплавленного металла и сварных соединений (далее по тексту - металла).
Целями контроля металла оборудования и трубопроводов в процессе эксплуатации является:
- выявление и фиксация дефектов металла;
- выявление и фиксация изменения физико-химических свойств и структуры металла;
- оценка состояния металла.
Контроль за состоянием металла на АЭС подразделяется на предэксплуатационный, периодический и внеочередной. Предэксплуатационный контроль металла проводится до пуска оборудования и трубопроводов в эксплуатацию с целью определения исходного состояния металла в соответствии с требованиями НД, регистрации допустимых повреждений (несплошностей) для наблюдения за ними в процессе эксплуатации, выявления дефектов изготовления и монтажа. Периодический контроль проводится планово в процессе эксплуатации АЭС в соответствии с целями, указанными выше. Внеочередной контроль проводится:
- после землетрясения, соответствующего по бальности проектному или превышающего его;
- при нарушении НУЭ или в аварийных ситуациях, приведших к изменению параметров работы оборудования до уровня, превышающего расчетный;
- по решению руководства АЭС, эксплуатирующей организации или органов государственного надзора.
Объекты контроля.
Конкретный перечень оборудования и трубопроводов, подлежащих контролю, устанавливается типовыми программами контроля, разрабатываемыми и утвержденными эксплуатирующей организацией. Типовые программы контроля в обязательном порядке согласовываются с Генеральным проектировщиком АЭС, Главным конструктором РУ и Госатомнадзором РФ.
Обязательному контролю металла подлежат:
- оборудование группы А (корпуса реакторов ВВЭР, ACT) - сварные соединения и антикоррозионные наплавки, основной металл в зонах концентрации напряжений и зонах, расположенных напротив активной зоны, сварные соединения и радиусные переходы патрубков присоединения трубопроводов, уплотнительные поверхности разъединительных соединений корпусов и крышек, сварные швы присоединения опор, шпильки, металл в резьбовых отверстиях под шпильки и опорные бурты нажимных колец;
- оборудование группы А (кроме указанного в п.1) и группы В - все сварные соединения корпусов и основной металл в зонах концентрации напряжений, сварные швы коллекторов или трубных досок ПГ, внутренняя поверхность корпусов в зоне пар - вода, зоны перемычек между отверстиями в корпусе, сварные швы присоединения опор, болты, шпильки, металл в резьбовых соединениях под болты и шпильки;
- трубопроводы группы В - сварные соединения и антикоррозионные наплавки труб и коллекторов, гибы, сварные швы приварки патрубков и труб в местах отводов, сварные швы тройников, переходов, присоединения опор.
Методы контроля.
Контроль за состоянием металла в процессе эксплуатации осуществляется неразрушающими и разрушающими методами.
При осуществлении контроля за состоянием металла неразрушающимися методами применяются: визуальный, капиллярный или магнитопорошковый, ультразвуковой, радиографический и другие методы, регламентированием типовой программой контроля, при наличии утвержденных в установленном порядке технологических инструкций и правил их применения.
Контроль механических свойств основного металла и сварных соединений трубопроводов групп А и В проводится разрушающими и (или) неразрушающими методами. При этом контроль разрушающими методами осуществляется путем вырезки образцов из трубопроводов.
С помощью образцов-свидетелей контролируется: изменение механических свойств (предел текучести, временное сопротивление, относительное удлинение, относительное сужение), характеристик сопротивления хрупкому разрушению (критическая температура хрупкости, вязкость разрушения или критическое раскрытие трещины), характеристик сплошной и местной коррозии (в том числе язвенной коррозии под напряжением, межкристаллитной коррозии).
В местах, где контроль не может быть осуществлен обычными устройствами по условиям радиационной обстановки, должны быть предусмотрены соответствующие дистанционные средства для обследования оборудования в этих зонах.
Типовая программа контроля металла составляется для каждого типа АЭС и устанавливает конкретные виды контролируемых оборудования и трубопроводов, виды и методики контроля по зонам, периодичность и объем контроля с указанием специальных средств контроля и норм оценки результатов контроля: перечень и места установки образцов-свидетелей с указанием характеристик, определяемых по этим образцам.
На основании типовой программы (инструкции, регламенты) контроля металла для каждого энергоблока АЭС разрабатывается рабочая программа с указанием конкретного для данного энергоблока перечня контролируемого оборудования и трубопроводов, видов и количества образцов- свидетелей с указанием зон их размещения (или ссылки на соответствующие документы), методик контроля, способов обработки результатов и отчетной документации, необходимых организационнотехнических мероприятий и требований по ТБ. Рабочая программа утверждается ГИС.
Периодический контроль металла неразрушающими методами проводится в следующие сроки:
- первый - не позже, чем через 20 000 ч работы оборудования и трубопроводов;
- последующие - для оборудования группы А и оборудования и трубопроводов группы В, изготовленных из труб и обечаек с продольными сварными швами, - не позднее, чем через каждые 30 000 ч работы, отсчитываемых от проведенного предыдущего периодического контроля;
для остального оборудования и трубопроводов, подлежащих контролю, - через каждые 45 000 ч работы, отсчитываемых от проведенного предыдущего контроля.
Контроль механических свойств металла трубопроводов разрушающими и (или) неразрушающими методами проводится не реже, чем через каждые 100 000 ч эксплуатации для ЯЭУ с ВВЭР и РБМК и через каждые 50 000 ч для ЯЭУ с ЯР на ВН.
Испытания образдов-свидетелей, установленных в корпус ядерного реактора, осуществляются не менее шести раз за расчетный срок службы ядерного реактора. При этом в первый раз выгрузка и испытания образцов-свидетелей проводятся через 1 год после начала эксплуатации, последующие 3 раза - через каждые 3 года в первые 10 лет эксплуатации при условии, что к моменту первой выгрузки флюенс нейтронов на корпусе ядерного реактора будет составлять не менее 1022нейтр/м2, но не более 1023нейтр/м2 (#^0,5МэВ).
На оборудовании и трубопроводах в зонах действия общих и местных мембранных и общих изгибных напряжений при скорости установившейся ползучести более 10-5 %/ч должно проводиться измерение наружных и внутренних размеров, указанных в проектной (конструкторской) документации, в следующие сроки:
первое - перед пуском в эксплуатацию;
второе - через 30 000 ч после пуска;
последующие - через каждые 50 000 ч после предыдущего измерения.
Из мест, где обнаружена недопустимая остаточная деформация, обязательна вырезка образцов для последующих исследований структуры, свойства и состояния материала.
Организация контроля за состоянием металла.
Контроль за состоянием металла осуществляет лаборатория или служба металлов АЭС совместно с персоналом цехов, в ведении которых находится соответствующее оборудование. Для выполнения работ могут привлекаться специализированные предприятия (организации).
Ответственность за проведение контроля металла в соответствии с требованиями НД несет АЭС. Результаты контроля должны регистрироваться в протоколах, заключениях и актах, являющихся отчетной документацией по контролю.
На АЭС должен быть организован сбор и анализ информации о результатах контроля и повреждениях металла для разработки мероприятий, исключающих аварийные остановки и отказы оборудования.
Документация по контролю за состоянием металла должна храниться на АЭС в течение всего срока эксплуатации оборудования и трубопроводов.
