Використання модернізованої програми зразків-свідків для забезпечення безпечної експлуатації реакторів ВВЕР-1000.
Автор: Тимощук Андрій Ігорович
Кваліфікаційний рівень: магістр
Спеціальність: Атомна енергетика
Інститут: Інститут енергетики та систем керування
Форма навчання: денна
Навчальний рік: 2021-2022 н.р.
Мова захисту: українська
Анотація: Тимощук Андрій Ігорович, Кузнецова Марта Ярославівна (керівник). Використання модернізованої програми зразків-свідків для забезпечення безпечної експлуатації реакторів ВВЕР-1000. Магістерська кваліфікаційна робота. Національний університет “Львівська політехніка”, Львів, 2021. Головним завданням було проаналізувати, як модернізація програми зразків-свідків відобразиться на ефективності дослідження металу корпусу реактора, і в подальшому на безпечній його експлуатації. Здійснення контролю за станом металу корпусу реактора протягом усього призначеного терміну служби відбувається за допомогою зразків-свідків і є однією з умов забезпечення надійної та безпечної експлуатації реактора та реакторної установки в цілому. У роботі було розглянуто будову та призначення елементів реакторної установки ВВЕР-1000; будову та призначення зразків-свідків, їх класифікацію, методи виготовлення та принцип і послідовність їх завантаження і вивантаження із реактора. Зразки-свідки - це зразки, виготовлені з металу, ідентичного металу корпусу реактора, частина яких завантажена в реактор і витримується в умовах експлуатації. Протягом усього терміну служби реакторної установки зразки-свідки періодично вивантажуються та досліджуються для контролю змін структури та властивостей металу у процесі експлуатації. Зразки свідки діляться на: опромінювані, температурні та контрольні. Особливості та призначення кожного виду описано у роботі. Також у роботі було проведено аналіз штатної системи зразків-свідків на енергоблоці №2 ВП ХАЕС в ході якого було виявлено ряд конструкційних недоліків, які зменшують ефективність дослідження металу корпусу реактора. Через це було прийнято рішення про подальшу модернізацію програми. У роботі описані всі заходи по модернізації штатної системи ЗС. В ході модернізації було змінено конструкції контейнерних збірок (їх форму та габарити) та були виготовлені нові зразки-свідки, які відрізняються від штатних формою та способом виготовлення. Також було виявлено, що місця встановлення контейнерних збірок із ЗС є неефективними. Тому з метою збільшення достовірності визначення фізичних характеристик металу, місця встановлення, методика завантаження, закріплення та вивантаження були переглянуті та змінені. Також було змінено і час першого вивантаження ЗС та подальших під час усього запланованого «життєвого циклу» реактора. У роботі проаналізовано результати досліджень модернізованих зразків-свідків. В ході досліджень було проведено такі випробування: • випробування на ударний згин штатних ЗС; • випробування на ударний згин реконструйованих ЗС; • випробування на в’язкість руйнування реконструйованих ЗС типу Шарпі із тріщиною; • випробування на розтяг; • випробування на в’язкість руйнування компактних ЗС Також було проведено аналіз ступеня окрихчування металів корпусу реактора, та впливу на нього вмісту в металах сірки, фосфору, міді та нікелю. Всі результати досліджень та виявлені залежності фізичних параметрів металу подані у відповідних таблицях та графіках. Об’єкт дослідження - модернізована програми зразків-свідків. Предмет дослідження - фізичні характеристики металу корпусу реактора. Мета дослідження - визначення доцільності модернізації штатної програми. По результатам дослідження можна зробити такі основні висновки: • термічне старіння металів корпусу реактора впродовж 51453 годин не викликає зрушення критичної температури окрихчування. Також старіння металів практично не пов’язане з зниженням верхньої точки шельфу кривої Шарпі для ОМ та МШ; • зсуви критичної температури окрихчування та межі текучості для ОМ здійснюється і в позитивну і негативну сторону із однаковою ймовірністю. • зсуви межі текучості і критичної температури окрихчування для МШ є здійснюється більш в позитивну сторону, ніж в негативну; • нейтронне опромінення може збільшувати критичну температуру окрихчування досліджених металів. Максимальний температурний зсув ?TF становить 15 C, 32 °C і 33 °C для ОМ, МШ та ЗТВ відповідно; • ступінь радіаційного окрихчування металів корпусу реактора ХАЕС-2 не виходить за межі нормативних вимог [1]; • перше розвантаження опроміненого комплекту ЗС після семи років експлуатації (ППР-2012) є обґрунтованим рішенням враховуючи флюенс швидких нейтронів, який накопичився впродовж цього часу зварним швом №3 реактора ХАЕС-2, та прогнозну оцінку ступеня радіаційного окрихчування відповідно до регресійної моделі. Порівнявши ці дані із даними ЗС з інших енергоблоків АЕС України можна підтвердити цей висновок. Проведена аналітична робота показала збільшення точності визначення фізичних характеристик металу корпусу реактора шляхом модернізованої програми ЗС, що підтверджує доцільність проведення модернізації програми зразків-свідків на енергоблоці №2 ВП ХАЕС. Ключові слова: зразки-свідки; радіаційне окрихчення; штатна програма; контейнерна збірка; метал корпусу реактора. Перелік використаних джерел. 1. ПНОЭ Г-7-003-86. «Нормы и правила расчета на прочность металов атомных энергетических установок», Москва Энергоатомиздат, 1988, 535 с. 2. UGK W00021 Yr. «Программа модернизации энергоблоков АЭС Украины с реакторами ВВЭР-1000 (В-320) (Программа модернизации ХАЭС-2/РАЭС-4 «до пуска» и «после пуска»)». Кисельова Н.І., Погрібний Я.С., Беглов К.В. 3. Розробка автоматичної системи регулювання потужності енергоблока АЕС з ВВЕР-1000 в режимі Т. «Таврійського національного університету імені В.І. Вернадського». Серія «Технічні науки», 2018. Вип. 29(68). Ч 4. УДК 621.149.577:620.157.2 «Результаты испытаний штатных и реконструированных образцов-свидетелей комплектов 1К, 1Л и 1М металла корпуса реактора блока №2 ОП ХАЭС», 2015 – 47