Инцидент 2002 года на американской АЭС "Дэвис-Бесс", где была обнаружена каверна в верхней крышке реактора PWR, вновь оказался в центре внимания после появления заключения независимых экспертов, поставивших под сомнение официальную версию случившегося (подробнее в статье Владимира Рычина АЭС Дэвис-Бесс - ошибка в ДНК).
Инцидент поставил под сомнение правильность выбора американскими конструкторами сплава I600MA и вынудил американское атомное сообщество создать "Комитет Сплав 600" для оценки серьёзности этой проблемы. Мы публикуем с небольшими комментариями перевод интервью, взятого корпоративным журналом компании "Вестингауз" у председателя комитета Гэри Элдера в 2004 году.
Атомная отрасль обеспокоена случаями появления трещин на оборудовании, изготовленном с использованием сплава 600 и сплава 82/182. В большинстве из зафиксированных случаев, трещины образовывались вследствие коррозионного растрескивания под напряжением со стороны первого контура (PWSCC). Над устранением этой проблемы сейчас работают почти на всех реакторах PWR. "World View" (корпоративный журнал "Вестингауз") встретился с доктором Гэри Элдером, возглавляющим в "Вестингаузе" программу по сплаву 600.
Каково текущее состояние проблемы со сплавом 600?
"Вестингауз" оказывает большую помощь заказчикам при решении проблемы со сплавом 600. Главная трудность связана с тем, что по мере старения станций и продолжающейся эксплуатации при повышенных температурах и удлинённых кампаниях, те материалы, что ранее представлялись уместными и адекватными, начинают деградировать. Серьёзность этой проблемы будет только возрастать по мере продления сроков службы АЭС. Заказчики справедливо обеспокоены потенциальной деградацией материалов и пытаются понять, во что это может вылиться с точки зрения обеспечения безопасности АЭС.
В феврале 2004 года комиссия по ядерному регулированию (NRC) США выпустила пересмотренные требования к порядку проведения инспекций корпусов реакторов. Что это будет означать для владельцев АЭС?
В прошлом, NRC обязывала проводить осмотр в определённые сроки крышек реакторов всех реакторов PWR на предмет обнаружения в них трещин. Есть правило - NRC не желает сталкиваться с сюрпризами.
В начале 2004 года NRC распространила пересмотренные правила инспекций, несколько изменивших порядок и длительность осмотра крышек… Если вблизи опор будут обнаружены признаки коррозии или присутствие бора, то от владельца станции потребуется провести тщательный осмотр крышки с целью убедиться в том, что она не получила серьёзных повреждений от коррозии. Это правило было введено после известного случая на АЭС "Дэвис-Бесс" в штате Огайо, привлекшего к себе большое внимание.
Как пересмотренный порядок инспекций отразится на тех станциях, где планируются или уже произведены замены крышек реакторов?
В новом документе вводится дополнительная категория подверженности крышки корпуса деградации - "Заменённая" в дополнение к уже существовавшим "Высокая", "Средняя" и "Низкая". Блоки, попавшие в категорию "Заменённая", могут не проводить осмотр крышки в ходе того останова на ППР, когда проводилась замена. Однако при будущих ППР им придётся исполнять те же требования, что и для блоков из категории "Низкая". Пересмотренный документ NRC продолжает обеспечивать приемлемый уровень уверенности в целостности крышки корпуса и обеспечения защиты здоровья и безопасности людей. Отрасль также неустанно работает над расширением интервалов между инспекциями для новых крышек из сплава 690.
Над какими ещё задачами работают отрасль и NRC?
NRC обращает сейчас внимание на потенциальную возможность возникновения утечек из втулок теплообменных труб (ТОТ) производства компании "Combustion Engineering". NRC рекомендует владельцам АЭС активным образом работать над устранением этой проблемы. "Вестингауз" совместно со станциями определяет, следует ли в каждом конкретном случае производить ремонт или выполнять замену вертикальных парогенераторов, а также разрабатывает список и процедуры возможных инспекций
Без сомнения, отрасль в ближайшее время обратит повышенное внимание на ситуацию с патрубками на компенсаторах давления и корпусе реактора. Здесь также имеются методики, позволяющие справиться с возможными проблемами, в частности, механическая процедура перераспределения напряжений и деформаций, уже выполненная на одном реакторе PWR и целом ряде реакторов BWR.
Можете ли Вы назвать конкретные шаги, сделанные "Вестингаузом" для помощи заказчикам?
"Вестингауз" уже разработал пакет методик для ремонта и инспектирования. Корпорация работает над устранением проблем с целью позволить продление срока службы станций. Кроме того, "Вестингауз" создал рабочий комитет "Сплав 600" для глобальной координации усилий и передачи накопленного опыта.
Каким образом комитет "Сплав 600" помогает заказчикам?
Комитет помогает заказчикам определять будущие проблемные области на их станциях и разрабатывает для них решения ещё до того, как эти проблемы начнут проявляться. Комитет состоит из представителей всех дивизионов и дочерних предприятий корпорации, имевших прямое отношение к использованию сплава 600.
Как Вы можете быть уверены в том, что отрасль находится на правильном пути?
Для этого есть несколько причин. Пожалуй, наиболее важной из них является то, что мы выделили достаточно времени и ресурсов для анализа коренных причин растрескивания сплава 600 и разработали стратегию на будущее.
Кроме этого, в работах активно участвует группа владельцев реакторов "Вестингауз" (Westinghouse Owner Group). Сейчас, например, они занимаются квалификации процедуры механического перераспределения напряжений и деформаций для компенсаторов давления. Наконец, мы создали глобальную базу знаний и опыта.
Что Вы можете посоветовать сейчас владельцам АЭС?
Прямо сейчас мы советуем подготовить планы действий по проблеме сплава 600 для предотвращения коррозионного растрескивания изготовленного из него оборудования. Нужно создать "дорожную карту" для каждого узла из сплава 600, где возможно растрескивание. Далее необходимо разработать планы по инспектированию и ремонту оборудования…
Альтернативная процедура решения проблемы сплава 600, реализующаяся в настоящее время на ряде блоков с реакторами PWR - замена крышки реактора. Подобная замена позволит существенно снизить риски коррозионного растрескивания, так как применяющиеся в новых крышках материалы более устойчивы к PWSCC, чем сплав 600. Удаление сплава 600 может также снизить необходимость в будущих осмотрах и ремонтах крышки. Стоимость замены крышки реактора может перевесить стоимость работ по инспектированию и ремонту не заменённых крышек.
Точками помечены узлы блоков с PWR, оказавшиеся под угрозой из-за присутствия в них сплава 600.
ИСТОЧНИК: AtomInfo.Ru
ДАТА: 22.07.2007
Темы: АЭС, США, Сплав 600, Безопасность
