Управление сроком службы важных компонентов АЭС типа ВВЭР

Участие А.О. ШКОДА ЙС

Я. Здебор, Й. Хогел, Р. Коноп, З. Скала

А.О. ШКОДА ЙС, Орлик 266, 316 06 Плзень, Чешская Республика

Введение

На предприятии ШКОДА ЙС было изготовлено 21 комкплектов оборудования для

реакторной установки ВВЭР 440 типа В 213 и 3 комплекта для установки ВВЭР 1000 типа В

320. На предприятии накопился занчительный опыт, но не только во время изготовления оборудования а именно во время его экслуатации на АЭС. Это позволяет спецалистам ШКОДА ЙС участвовать в настоящее время в разной степени также в программах управления сроком службы оборудования реактроных установок на АЭС Чехии, Словакии, Финландии, Украины, Венгрии и Армении.

Управление сроком службы включает в себе комплект работ по наблюдению и снижению повреждений материала оборудования в течении срока эксплуатации, предусмотренной по проекту, и непосредственно, по продлению срока службы определенного проектом. К основным компонентам, относящимся к программе управляемого старения (Ageing management, Lifetime manegement) относится корпус реактора, внутрикорпусные устройства и прочее оборудование, которое испытывает наибольшие нагрузки, что касается факторов деградации. К высокому давлению, температуре и усталостному повреждению добавляется и радиационная нагрузка.

Управление сроком службы не означает лишь наблюдение в ходе эксплуатации оборудования за воздействием факторов, вызывающих деградацию, весьма важным фактором являются также предпроизводственные аттестационные программы и работы по усваиванию, включающие тестирование основных материалов, металлов сварных швов и наплавок, и различные производственные улучшения. Знание исходных свойств материалов позволяет квалифицировано проводить анализы срока службы эксплуатируемого оборудования.

Базой для создания комплексной программы управления сроком службы является определение всех механизмов, вызывающих деградацию свойств материалов в ходе эксплуатации, которые могут влиять на наблюдаемое оборудование. К наиболее часто наблюдаемым относятся:

тепловое старение радиационное повреждение усталостное повреждение коррозия и прочее Если с коррозией можно достаточно эффективно бороться выбором подходящих материалов, т.е. коррозионно-устойчивых аустенитных сталей, то остальные механизмы постепенно в ходе эксплуатации ухудшают механические свойства материалов, поэтому наблюдение за ними необходимо. Каждый компонент требует особого подхода к оценке остаточного срока службы, с точки зрения управления сроком службы.

1. КОРПУС РЕАКТОРА Управление сроком службы корпуса реактора можно наглядно показать на схеме (рис. 1.1). Целью является установление остаточного срока службы компонентов с точки зрения допустимости дефектов, усталостного срока службы и устойчивости к хрупкому излому. Основными видами работ для данной оценки являются:

эксплуатационные осмотры программы образцов – свидетелей измерение флюенса на внешней стенке реактора ретроспективная дозиметрия изменение параметров гидроиспытаний на прочность Более точная диагностика позволяет определить остаточный срок службы корпуса реактора, причем не требуется применение настолько консервативных подходов. Совместно с изменениями параметров гидроиспытаний таким способом можно эффективно управлять сроком службы компонента.

Рис. 1.1 Оценка остаточного срока службы корпуса реактора 1.1 Программа образцов-свидетелей Преобладающим фактором деградации свойств материалов, что касается степени и значения повреждений, является охрупчивание под влиянием облучения нейтронами.

Было установлено, [1], [2], что радиационное охрупчивание материалов промышленных сооружений достаточно хорошо отвечает, при сравнимых концентрациях наблюдаемых примесей, результатам, полученным на лабораторных плавках. На них было доказано, что элементом, который контролирует радиационное охрупчивание, является, при более высоких концентрациях, медь. Механизм радиационного повреждения меди, по-видимому, отличается от механизма фосфора [4], для которого речь идет о радиационном ускорении сегрегационных процессов на границах зрн. Явление температурного охрупчивания вызывается микросегрегационными процессами на границах первичных аустенитных зрн.

Было подтверждено, что здесь находит применение в первую очередь фосфор и другие элементы IV.B и V.B группы периодической таблицы элементов. Присутствие никеля в стали и повышение его содержания свыше 1% однозначно приводит к повышению тенденции возникновения отпускной хрупкости, что хорошо знакомо по использованию данных типов стали в химической промышленности. При сравнимых концентрациях P, Cu и других примесей было доказано, что в первую очередь сталь 15CH2MFA (ВВЭР-440) является чрезвычайно стабильной, ее чувствительность к отпускной хрупкости является пренебрежительной в отличие от стали 15CH2NMFA (ВВЭР 1000).

Именно программа образцов-свидетелей используется для текущего мониторинга деградации свойств материала корпуса реактора в течение всего срока службы. Анализ актуального состояния материала и оценку остаточного срока службы необходимо проводить в первую очередь для корпуса реактора, который, с учетом значительного радиационного охрупчивания, является одним из наиболее критических компонентов атомной электростанции. В этой программе специалисты ШКОДА ЙС тесно сотрудничают со специалистами ИЯИ Ржеж в Чехии.

Решение, которое коренным образом отличается от исходного российского проекта, направленное на устранение существенных неточностей, было предложено, утверждено и осуществлено для программы образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-1000, тип ВВ исходном проекте образцы были размещены в контейнерах, расположенных в верхней части шахты над активной зоной реактора, на участке с высоким градиентом поля нейтронов, причем температура облучения существенно отличалась (область выхода горячей воды) от температуры в критических областях корпуса реактора. Решение, примененное при изготовлении корпусов реакторов ВВЭР-1000 в ШКОДА Пльзень отвечает современным требованиям, предъявляемым к программам образцов-свидетелей [1]. Образцы-свидетели размещены в 10 ящиках (25 х 180 х 330 мм) на специальных держателях, приваренных к внутренней стене корпуса реактора. Ящики (рис. 1.2) размещены на стене в области максимального флюенса нейтронов, как по высоте активной зоны, так и по азимуту – по периметру корпуса реактора. Образцы размещены в два слоя, значение коэффициента ускорения облучения находится в интервале 2,5 –3,5. Каждый ящик снабжен комплектом мониторов нейтронного флюенса (активации и распада) (Fe, Ni, Co, Nb, Cu, U238, Np237) и плавких температурных мониторов. Два из ящиков размещены в области нижних патрубков над активной зоной. Образцы, размещенные в данных ящиках, позволяют проводить мониторинг деградации свойств материала корпуса реактора под влиянием теплового старения. В определенных интервалах, в течение всего времени эксплуатации корпуса реактора, ящики извлекаются, и проводится оценка образцов.

Рис. 1.2 Ящик для образцов-свидетелей АЭС Темелин Составной частью нового подхода к данной программе является и выбор материала для образцов-свидетелей, представляющих область корпуса реактора (три кольца и два сварных шва по окружности, включая зону, находящуюся под влиянием температуры) в части, окружающей активную зону реактора. Главным критерием для выбора основного материала и материала сварного шва является значение суммы 10 x % P + % Cu. Для образцов-свидетелей использован материал с более высоким значением данной суммы, так чтобы наблюдение деградации соответствовало материалу с наибольшим количеством примесей с точки зрения концентрации фосфора (Р) и меди (Cu), которые существенным образом влияют на радиационное охрупчивание.

Общее количество образцов, находящихся в ящиках, составляет около 1740, причем преобладают образцы типа Charpy-V для испытания на ударную вязкость. Кроме того, в программе используются и опытные образцы с цикловой трещиной COD и CT0, 5, для выполнения испытаний ударной вязкости.

Иной способ модернизации программы образцов-свидетелей был выбран для первого и второго блоков АЭС Моховце. Здесь было необходимо оставить исходное конструкционное решение в виде классических цепей, размещенных в специальных каналах, находящихся на внешней поверхности шахты реактора. Цепи состоят из цилиндрических чехлов, в которых размещены образцы-свидетели. Канал позволяет извлечение данных чехлов и оценку испытательных образов через определенные интервалы времени так, чтобы было возможно проводить мониторинг охрупчивания материала корпуса реактора, в первую очередь, в области активной зоны. Модернизация была основана на опыте использования данных программ на электростанциях типа ВВЭР-440 в Ясловских Богуницах и в Дукованах [5]. При анализе результатов программ образов-свидетелей был обнаружен ряд недостатков и неточностей, в первую очередь при пересчете и интерпретации данных о нейтронном флюенсе, что может привести к ошибке в размере 20 - 30%. Внесенные изменения были направлены на устранение данных недостатков, уменьшение неточности и на учет современных международных требований, предъявляемых к мониторингу охрупчивания материалов корпусов реакторов. Были внесены изменения в конструкцию соединения отдельных чехлов между собой, существующие цепные петли были заменены упругими сильфонами, которые обеспечивают строго определенное положение чехлов с образцами по отношению к активной зоне.

Благодаря применению метода «реконструкции» удалось создать полностью новую концепцию оснащения отдельных чехлов образцами-свидетелями. Реконструкция состоит в возможности использования для облучения образцов типа Charpy-V лишь малой части исходного образца, включающую активную область с надсечкой. Данные образцы имеют размер лишь 10x10x11мм, а перед началом проведения испытания необходимо с обеих сторон с помощью электронного луча наварить образец до размеров стандартного нормированного образца. Главное преимущество состоит в том, что в один чехол облучения можно поместить материал для 12 будущих стандартных образцов для определения транзитной кривой, по которой определяется степень охрупчивания материала корпуса реактора. Совместно с компьютерной оценкой данных результатов данный метод позволяет устранить еще один источник погрешности, вызванный необходимостью использовать для одной и той же транзитной кривой образцы, облучение которых проводилось в различных чехлах.

Серьезное внимание уделялось выбору подходящих нейтронных мониторов для покрытия всего спектра быстрых нейтронов в отдельных чехлах. Уровень точности определения здесь также предполагает систематическое измерение нейтронного тока на внешней поверхности корпуса реактора в области размещения чехлов облучаемых цепей.

Для определения температуры облучения использованы плавкие мониторы для интервала температур от 271 до 305°C.

1.2 Измерение флюенса на внешней стене корпуса реактора Неотделимой составляющей, необходимой для оценки результатов программы образцов-свидетелей и для собственных измерений радиационной нагрузки является измерение флюенса нейтронов на внешней стене корпуса реактора. Данное измерение и его результаты имеют ряд неоспоримых преимуществ. Активирующиеся детекторы можно разместить в любой точке корпуса реактора, получив таким образом информацию о комплексном распределении флюенса нейтронов по азимуту и высоте активной зоны.

Комплекты активирующихся детекторов можно оперативно изменять и дополнять, причем установление и извлечение данных детекторов проводится в ходе плановопредупредительных работ на реакторе. Целый процесс является относительно простым и не оказывается негативное влияние на увеличение срока останова реактора. АО «ШКОДА ЙС»

проводит измерения на АЭС Темелин, Дукованы, на АЭС Метсамор в Армении, в этом году будут начаты измерения на АЭС Пакш в Венгрии.

1.3 Ретроспективная дозиметрия Знание спектра, плотности тока и флюенса быстрых нейтронов, попадающих на внутреннюю стену корпуса реактора является одним из основных критериев, используемых при оценке срока службы корпуса реактора. На определение выше указанных значений на эксплуатируемых АЭС в ЧР обращается значительное внимание. Экспериментальное определение осложнено тем, что мониторинг нельзя проводить непосредственно на внутренней стене корпуса реактора. Поэтому используется пересчет значений, полученных на внешней стене и на толщины при помощи коэффициентов, полученных в ходе экспериментов на моделях, которые никогда не были подтверждены прямыми измерениями.

Поэтому использование данных значений некоторыми экспертами часто подвергается сомнению. Объективным возражением является сомнение в том, насколько данная модель является применимой по отношению к энергетическому объекту. Главными различиями являются:

использование свежего, неотработанного топлива, имеющего иные спектры на модели не представляется возможным провести моделирование снижения плотности воды в активной зоне, наблюдаемого в эксплуатационных условиях.

Определение указанных факторов пересчета лишь на основании расчетных методов в настоящее время имеет неопределенность до 30%, если вообще в процессе расчета ее удается определить. В точки зрения эксплуататора АЭС настолько высокое значение является недопустимым. В настоящее время, по видимому, единственной возможностью получения прямых экспериментальных результатов о плотности тока и флюенсе нейтронов на внутренней стене реактора является отбор образцов из внутренней наплавки корпуса реактора. Для данного метода прижилось название «Ретроспективная дозиметрия». Название основано на факте, что для определения флюенса быстрых нейтронов используется измерение активности 93mNb в пороговой реакции типа (n,n’) для ниобия, долгий период полураспада которого (16,14 года) позволяет определить флюенс в течение всего периода эксплуатации.

Выбор точек отбора образцов для правильного определения радиационного повреждения корпуса реактора является относительно простым. Отборы проводятся в точках, где достигается максимальный уровень флюенса по азимуту, в первую очередь в середине активной зоны, а также на участке сварного шва в нижней части активной зоны. В случае отбора материала на участке сварного шва необходимо оценить, если проводить отбор непосредственно в сварном шве, или выбрать два отбора материала с тем же азимутом симметрично по высоте, над и под сварным швом.

Непосредственно для отбора в АО «ШКОДА ЙС» было разработано оборудование, которое присоединено к манипулятору эксплуатационного контроля внутренней поверхности корпуса реактора. Отбор образцов проводится в ходе ППР, в течение которых запланировано проведение выше указанного контроля, для того, чтобы не увеличивалась продолжительность останова.

Принцип оценки по результатам ректроспективной дозиметрии реализован в Чехии на АЭС Дукованы в 2005 г.

Рис. 1.3 Схема отбора образцов для ретроспективной дозиметрии 1.4 Изменение параметров прочностного испытания давлением Прочностное испытание давлением представляет собой традиционное испытание классических сосудов давления. Из-за наглядности оценки целостности сосудов давления перед вводом в эксплуатацию (при необходимости в ходе эксплуатации) требование о проведении данного испытания было расширено также и на сосуды давления, предназначенные для атомной энергетики. Взгляды на целесообразность прочностных испытаний давлением расходятся уже в течение многих лет. В дискуссиях о способах проверки целостности сосудов давления, которые проводились уже 30 лет назад, значительное внимание уделялось именно прочностному испытанию давлением. Предметом полемики среди специалистов является, кроме значения испытательного давления, проблема обоснованности периодических прочностных испытаний давлением.

Во времена, когда не применялся неразрушающий контроль корпусов реакторов (ультразвуком, просвечиванием и методом акустической эмиссии), или данный контроль проводился на относительно низком уровне, испытания давлением являлись единственным видом объемного контроля корпусов реактора в ходе эксплуатации. После внедрения все более и более совершенных современных методов неразрушающего объемного контроля корпусов реакторов, дополненных программой образцов-свидетелей, значение периодических испытаний давлением постепенно переоценивается.

Явные выгоды прочностных испытаний давлением:

финальная проверка прочности и герметичности Спорные выгоды (отсутствует единство во мнениях) прочностных испытаний давлением:

испытание давлением со значительным избыточным давлением, с одной стороны, частично повышает вероятность обнаружения скрытых дефектов герметичности, с другой стороны, перегрузка может вызвать нежелательный рост нарушений целостности в виде трещин или местной постоянной частичное устранение и перераспределение остаточных напряжений, в первой очереди в аустенитной наплавке; что приводит к возникновению барьера, увеличивающего стадию возникновения трещины и снижающего скорость Доказанные недостатки прочностных испытаний давлением:

результаты испытания давлением сами по себе не позволяют доказать отсутствие трещин критического размера по всему объему корпуса реактора;

нельзя с уверенностью исключить, что непосредственно в ходе испытания давлением на участках концентрации напряжений не произойдет значительный рост трещин (на данную неопределенность можно существенно повлиять применением методов акустической эмиссии в ходе испытания давления и последующего подробного неразрушающего объемного и поверхностного испытание давлением для большинства конструкционных узлов корпуса реактора представляет режим наибольшей нагрузки, которую данные узлы испытывают в ходе нормальной эксплуатации; распределение напряжений в корпусе реактора при прочностном испытании давлением не идентично распределению напряжений, возникающих при эксплуатации и при аварийных режимах; из данного утверждения ясно следует, что прочностное испытание давлением не в состоянии на всех участках имитировать способ нагрузки корпуса реактора при эксплуатационных, переходных и аварийных режимах;

успешная перегрузка давлением при прочностном испытании давлением не является достаточным доказательством прочности при аварийных режимах.

В ходе прочностного испытания давлением корпус реактора единовременно подвергается более высокому давлению, чем давление эксплуатационное, таким образом, испытание вносит существенную лепту в расход усталостного срока службы. А так как взгляды на целенаправленность данного испытания различаются, обоснованным является интерес к изменению параметров данного испытания, что касается интервала проведения и используемого давления.

Интервалы времени между проведением отдельных периодических прочностных испытаний давлением по наиболее широко используемым нормам составляют от 4 до 10 лет:

Некоторые АЭС с реакторами типа ВВЭР–440 перешли с 4-летнего на 8-летний интервал проведения прочностных испытаний давлением. Речь идет о АЭС Ловииса и АЭС Дукованы. В настоящее время к данному переходу «ШКОДА ЙС» подготовливает необходимуе документацию для АЭС Богунице и Моховце в Словакии, а также для АЭС Темелин (ВВЭР-1000) в Чехии. Кроме увеличения интервала контролей ограничить расход усталостного срока службы можно путем снижения давления, применяемого при испытании.

В таблице 1 приведено давление при прочностном испытании давлением, которое требуется согласно наиболее важным мировым нормам. Внесение обоих изменений консультировалось и с ОКБ Гидропресс, изменения были утверждены на условиях, приведенных в [6], а именно:

проведение прочностного испытания давлением перед проведением эксплуатационного контроля в рамках ППР дополнение эксплуатационного контроля испытанием акустической эмиссии в ходе прочностного испытания давлением Обзор современных требований, предъявляемых к предельным значениям испытательного давления и температуры в ходе периодических 1.5 Эксплуатационные контроля реакторов ВВЭР Одним из более важных методов определения истинного состояния материалов отделных частей реактора является эксплуатационный контроль. Предприятие ШКОДА ЙС проводит дистанционные автоматизированные ультразвуковые испытания корпусов реакторов ВВЭР во время предэксплуатационных и эксплуатационных испытаний с года и до декабря 2006 года провела 55 контролей с внутренней и 37 контролей с наружной поверхности в десяти АЭС семи стран. Ультразвуковой контроль дополнен испытанием вихревыми токами и проводимой на расстоянии косвенной визуальной проверкой с помощью цветной телевизионной камеры, устойчивой против радиации. Ультразвуковые испытания проводятся методом импульсного отражения, контактным способом и также дифракционным методом «TOFD», который используется для детекции плоских несплошностей перпендиколярных к поверхности в корьневой части сварного шва и тоже для определения размеров несплошностей с большой точностью.

1.5.1 Объем контролей Для контроля с внутренней поверхности корпуса использует ШКОДА ЙС манипулятор «SKIN», которым можно испытывать корпус реактора от фланцевого кольца до купола днища и патрубки Ду 500 или Ду 850. Объем испытаний зависит от требований заказчика, которые исходят из действующих указаний.

Если этому не мешают препятствия на внутренней поверхности, контролируются обыкновенно ультразвуком сварной шов и тепловлиятельная область, по целому периметру корпуса. В таком же объеме проводится контроль наплавки ультразвуком а поверхности наплавки выхревыми токами. Обычно контролируется основной материал и наплавка целого верхнего гладкого кольца, на остальных кольцах где-то 1/3 основного материала и наплавки в местах определенных заказчиком, в таком же объеме проводятся испытания поверхности наплавки вихревыми токами.

Ультразвуком контролируются радиусные переходы, насадки и сварные швы патрубков Ду 500 и тоже радииусные переходы и сварный шов патрубков Ду 850.

Цветной телевизионной камерой контролируется вся внутренная поверхность корпусов реакторов и патрубков Ду 500 и Ду850.

1.5.2 Ход контролей Оборудование, которое используется для контроля поставляется в трех грузовиках.

Учитывая, что некоторые части оборудования являются в малой мере загрязнены радиоактивными веществами, два грузовика должны соответствовать международным условиям «ADR» по транспорту опасных веществ и перевозка должна быть наперед разрешена согласно с национальным уставом страны, через которую осуществляется транспорт.

Если контроль проводится в обычном объеме, изложенном выше, нужно для контроля кольцевых сварных швов и наплавки 7 дней, для контроля основы кольцевых сварных швов методом «TOFD» нужен 1 день, для контроля радиусных переходов и сварных швов патрубков 2 дня, для контроля подольного сварного шва днища также потребуется 2 дня.

Общее время, в течении которого должен быть коппрпус реактора выделен для манипулятора SKIN состовляет 12,5 дня с добавлением времени на анализ.

Оценка результатов испытаний проводится одновременно с контролем. В течении дней от конца контролей заказчику передан протокол с результатами включая оценки согласно используемых инструкций. Полный отчет с пезультатами контроля и всеми документами назначенными процедурой обеспечения качества подготовлен в течении недель от конца контроля.

1.5.3 Обеспечение качества ШКОДА ЙС получила свидетельство согласно требований стадарта EN ISO 9001 для системы обеспечения качества своей деятельности, в которую включаются и сервисные услуги для АЭС.

Недеструктивный контроль материала корпусов реакторов проводит испытательная лаборатория акредитированная согласно стандарта EN ISO/IEC 17025.

1.5.4 Квалификация персонала Персонал отдела Эксплуатацинного контроля ШКОДА ЙС квалифицирован согласно требованиям стандартов и указаниям действующим в ЧР для дефектоскопического контроля оборудования ядерных электростанций, которые отвечают стандарту EN 473.

1.5.5 Квалификация оборудования и методов Контроль корпуса реактора и патрубков реакторов ВВЭР 440 и ВВЭР ультразвуком с внутренней поверхности были квалифицированны для АЭС Дукованы и АЕС Темелин по методике «ENIQ» и рекомендациям MAГAТЭ в соответствии с требованиями докуметов [7], [7].

1.5.6 Чувствительность контролей Все оборудования используемые предприятием ШКОДА ЙС при выполнении эксплуатационных контролей достигают приблизительно одинаковой чувствительности и отвечают требованиям указаний действующих на АЭС, в том числе и ПНАЭ-Г.

1.5.7 Инструкции по испытаниям и оценке результатов Применяемое предприятием ШКОДА ЙС оборудование SKIN и методы для оценки результатов позволют проводить контроль и оценки согласно требованиям применяемых стандартов и инструкций инструкций используемых в ядерной энергетике как ПНАЭ-Г (PK 1514-72), ASME и KTA.

2.Штанги промежуточные Опыт эксплуатации АЭС с реакторами типа ВВЭР 440/В-213 показал, что у многих компонентов, проектный срок службы которых был значительно ниже чем проектный срок службы корпуса реактора, имеется возможность их дальнейшей эксплуатации без повышения вероятности отказа. Одним из таких изделый штанги промежуточные.

Исходный срок службы промежуточных штанг составлял 5 лет. В АО «ШКОДА ЙС» была разработана программа продления их срока службы [7], которая была дополнена конструкционными и технологическими изменениями, внесенными именно в захват штанги.

Благодаря этому удалось продлить срок службы промежуточных штанг до 18 – 20 лет, в зависимости от конструкции захвата и от группы, в составе которой работает штанга промежуточная. На рис. 2.1 изображена характеристика стали 14Х172 и исходный и новый тип захвата штанги.

STEEL USED FOR COUPLING PART OF CRDM

IMPACT STRENGTH

В ходе увеличенного срока службы необходимо наблюдать за изменением свойств захвата. Выполняется путем измерения твердости HB, предельное значение которой определено в зависимости от конструкции захвата и рабочей группы. На основании опыта обработки данных из АЭС, где программа проводилась видно, что в течение первых 7 лет происходит значительное увеличение твердости материала захвата, после чего рост замедляется. Предельные значения твердости и срок службы были определены экспериментально с учетом опыта эксплуатации на АЭС Дукованы и на АЭС Пакш, где ШКОДА ЙС выполняла работы по продлению срока службы промежуточных штанг вплоть до текущего года. Начиная с 2007 года, когда будет закончена замена промежуточных штанг новыми, продление срока службы в течение некоторого времени не будет проводиться, так как для новых промежуточных штанг в течение первых 10 лет это не нужно.

3.Приводы СУЗ Дальнейшим из компонентов реактора ВВЭР 440/В213, опыт эксплуатации которого показал, что первоначальный проектный срок службы значительно ниже чем проектный срок службы корпуса реактора и у которого имеется также возможность дальнейшей эксплуатации без повышения вероятности отказа, явлаются приводы органов регулирования (приводы АРК).

Опыт эксплуатации, накопленный на отдельных АЭС, куда ШКОДА ЙС поставила приводы АРК в течение нескольких лет применения программы для продления срока службы подтвердил, что при соблюдении определённых условий можно будет эксплуатировать приводы АРК и после предпологаемого предельного срока эксплуатации 10 лет [7]. Для того разработанны на ШКОДА ЙС программы, на основании которых проводится оценка приводов АРК на отдельных АЭС перед их дальнейшей эксплуатацией. Результатом выжным для эксплуатациоников то, что после достижения 18 лет эксплуатации необходимо имет новые привода АРК, желателно в модернизированном исполнении с пповышенным сроком службы, позволяющие эксплуатацию в остаточном предпологаемом времени эксплуатации корпуса реактора.

LTM LTM

[1] Вацек М. «Радиационное повреждение стали 15CH2MFA и влияние меди и фосфора».

Отчет Института ядерных исследований Ржеж, 1983.

[2] Новосад П. «Влияние меди и фосфора на радиационную стабильность стали корпуса реактора ВВЭР-1000». Диссертационная работа, Институт ядерных исследований [3] Бринда И., Хогел Й., Брумовски М. «Программа испытаний образцов-свидетелей материала корпуса давления реактора бл. 1 АЭС Темелин». Отчет Ае 10036/Dok, ШКОДА ЙС 1999, (и Ае 10106/Dok, январь 2000 г., для бл.2 АЭС Темелин) [4] Амаев А.Д. «Влияние Cu i P на радиационное охрупчивание». Атомная энергия 5, 1986.

[5] Хогел Й. и коллектив «Результаты программ образцов-свидетелей материалов корпусов реакторов блоков ВВЭР 440/213». Отчет Ae 8152/Dok, ШКОДА ЙС, 1993.

[6] Протоколы заседаний главных конструкторов V-213/217 „По гидравлическим испытаниям корпусов реакторов на АЭС и V-213/ [7] Программа продления срока службы промежуточных штанг Ae 6845/Dok/R/d, Пльзень, [8] M. Brumovsky. «Surveillance Specimen Programmes for VVER RPVs». IAEA Regional Workshop on Improved RPV Structural Integrity Assesment for NPP, 18-21 October 2005, Tecnatom S.A. Madrid, Spain [9] Инструкции и рекомендации Государственной администрации ядерной безопасности Чешской Республики (SJB), специальное издание 01962, Прага 1998 г.

[10] Инструкции и рекомендации Государственной администрации ядерной безопасности Чешской Республики (SJB), специальное издание 01962, Прага 1998 г.

[11] Скала З., Вит И. «Improvements of In-Service Inspection Systems in KODA». Сборник конференции 7th European Conference om Non-destructive testing, Copenhagen 1998, стр.

[12] Скала З., Пршепехал И., Сладки И., Вит И. «Remote and automated NDE in ШКОДА ЙС». Сборник конференции NDE in Relation to Structural Integrity for Nuclear and Pressurised components, Amsterdam 1998, стр.364 – [13] Скала З., Вит И. «Qualification of TOFD method for VVER vessel testing». Joint ECIAEA meeting on Improvements in In-service Inspection Effectiveness, Petten, The Netherlands, November 19-21, 2002.

[14] Здебор Я. «Управление сроком службы выбранных компонентов АЭС». Опыт ШКОДА Й.С., The 3rd Scientific-and-Technical Conference, Safety Assurance of NPP with WWER, 26 – 30 мая 26–30 мая 2003г. Подольск, Россия [15] J. Zdebor, E. Pribulla «Control of Selected VVER Components Life Time, SKODA JS Experience». 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactror Technology, Beijing, China, August 7-12, [16] «European Methodology for Qualification of Non-Destructive Tests, Second issue». ENIQ Report No 2, EUR 17299 EN, Brussels - Luxembourg, 1997 vetn ENIQ Recommended Practices“ [17] Guidelines for qualification of in-service inpection systems for WWER nuclear power plants, Extrabugeretary programm on the safety of WWER and RBMK NPPs, under TC project (RER/9/035), IAEA-RU-6121, WWER-SC-123, IAEA Viena