В мире
Zorita продлевает жизнь

Проект Zorita — исследование образцов материалов, взятых на выведенном из эксплуатации реакторе в Испании — пример отличной координации труда ученых, производственников и регуляторов. Испытания этих уникальных образцов пополнят базы данных по радиационному износу и помогут понять поведение материалов при длительном воздействии радиации, пишет Nuclear Engineering.

Сухогруз «Вильсон Гаэта», 19 июля 2013 года покинувший испанский порт Сантандер, вез истинный клад для всех, кто занят в атомной науке и индустрии, — освинцованный контейнер, а в нем — 70 кг высокооблученных образцов металла. Образцы были извлечены из реактора испанской атомной станции «Хосе Кабрера» и содержали уникальную информацию о почти сорокалетнем воздействии высокоэнергетических нейтронов и гамма-лучей реактора «Кабрера», который в обиходе называют «Зоритой», в честь городка Альмонасид де Зорита. Груз в контейнерах предназначался для шведских лабораторий в Студсвике, где ученые пытаются понять, как в точности протекают старение и деградация материалов.
 
По мере старения реакторов их операторам, чтобы справиться с деградацией облученных материалов, нужны дополнительные данные. Проект Zorita направлен на то, чтобы заполнить пробел в знаниях о влиянии длительного облучения на материалы. Точная характеристика свойств материала после долговременного воздействия позволит владельцам атомных станций принимать более обоснованные решения об их эксплуатации, техническом обслуживании и продолжении инвестирования. Эти сведения также помогут оценить продолжительность жизни реакторов.
 

Редкая возможность

Когда «Зориту» в 2006 году закрыли, глобальная атомная отрасль увидела в этом отличную возможность изучить воздействие долговременного облучения на материалы реакторов.
 
«Это поистине редкая возможность, — говорит Курт Эдсингер, директор по материалам Института исследований электроэнергетики (EPRI, США). — Просто замечательно, что нашелся реактор с нужными материалами, при нужных условиях, да еще и со станции, выведенной из эксплуатации компанией, которая согласна потратить время на извлечение материалов и отдать их». К тому же энергетическая компания Union Fenosa была готова предоставить для поддержки исследований важнейшую базовую информацию: хронологические данные по эксплуатации, цикл за циклом, в том числе по температуре, флюенсу (нейтронному облучению) и составу исходных материалов.
 
Для успеха исследований в контексте вывода АЭС из эксплуатации необходима координация действий компании-владельца, регуляторов и поставщиков из разных стран, так как, по словам К. Эдсингера, «все знают, что закрытие АЭС — большой проект со сжатыми сроками и жестким бюджетом, а времени на науку нет».
 
Пока «Вильсон Гаэта» приближался к Швеции, сотни людей и десятки организаций воздавали должное результату семи лет комплексного планирования и переговоров. По словам инженера-материаловеда из NRC Мэтта Хизера, «материалы из Zorita единственные в своем роде. Большинство знаний о поведении материалов, облученных до тех же уровней, было получено на исследовательских реакторах. Но в тех реакторах условия иные, чем в коммерческих, и потому эти сведения не репрезентативны».
 

Извлечение образцов и сбор данных об эксплуатации

При выводе реактора из эксплуатации из него были извлечены опытные образцы. Компания Union Fenosa передала Enresa право собственности на «Зориту». А Enresa наняла субподрядчиков для выполнения различных работ по выводу реактора из эксплуатации. Компания Westinghouse обеспечила разрезание внутренних компонентов реактора на части. Отдельно от Westinghouse компания EPRI разрезала образцы, перемещенные в бассейн выдержки.
 
Из привинченных отражающих плит дюймовой толщины, расположенных вокруг топливной сборки, работники Westinghouse извлекли восемь полос. «Самый длинный образец был длиной около четырех футов, — рассказала старший технический руководитель из EPRI Джин Смит. — Как только плиты поместили в бассейн выдержки, наши образцы-полосы вырезали и отложили, а остальной материал перенесли в место хранения отходов».
 
Для понимания поведения материалов в условиях высокого уровня радиации важен журнал эксплуатации реактора, проливающий свет на то, как менялись уровни облучения во времени и в зависимости от режимов работы станции.
 
«В рамках проекта инженеры должны были с высокой степенью точности определить лучевую нагрузку материалов в течение продолжительного периода на основании эксплуатационной истории станции, загрузок топлива на каждом цикле и точного местонахождения материалов, — рассказывает Д. Смит. — Поскольку части отражающей перегородки располагаются ближе к топливу и нагрузка на них выше, мы брали секции с различной нейтронной нагрузкой».
 
На деградацию материалов может оказать существенное влияние также их нагрев под воздействием радиации, поэтому исследователям требовалось выяснить степень нагрева разных образцов перегородки. Материал, подвергающийся наибольшей нейтронной нагрузке, при эксплуатации реактора нагревается сильнее всего.
 
Еще до извлечения материалов из реактора исследователи много потрудились над количественной оценкой изменений внутренних элементов реактора, вызванных радиационным и иными воздействиями.
 
Первый этап состоял в обобщении анализа состава материала и хронологических данных по эксплуатации реактора за весь период облучения. Следующим шагом была разработка трехмерной геометрической модели топливных сборок, шахты реактора и ее компонентов, теплового экрана, а также верхней и нижней опорных плит, влияние облучения на которые требовалось определить. Эти расчеты были основаны на нейтронном и гамма-потоках, флюенсе нейтронов и результирующих смещениях на атом. Показатель «смещение на атом» (с. н. а. — единица дозы облучения, физический базис для сравнения уровня повреждений в реакторах с различным нейтронным спектром и при облучении различными частицами. — Прим. ред.) оценивает энергию, поглощенную атомом вследствие его столкновения с радиационными частицами.
 
После моделирования радиационного износа его результаты применили, чтобы разобраться в изменениях температуры компонентов с течением времени. Термальный износ — результат теплопередачи путем конвекции или проводимости с теплоносителя реактора, теплообмена между твердыми элементами структуры, нагрева при поглощении гамма-излучения и при облучении нейтронами. И вновь применили подробные трехмерные модели внутренних конструкций активной зоны, на этот раз для расчетов потока теплоносителя и теплопередачи в металлических элементах структуры реактора, а также для сопоставления профилей изменений температуры во времени.
 

Испытания в Швеции

В Студсвик материалы прибыли 26 июля 2013 года. Металлургические испытания должны были помочь разобраться в том, каким образом повреждается металл, каков уровень повреждений и какие параметры влияют на степень этих повреждений. «Нам нужно понять, вероятен ли износ материала до той точки, за которой начинается существенный риск для безопасности реактора, — пояснил Р. Рид. — Цель металлургических испытаний в том, чтобы понять, как происходит деградация материала, каков ее уровень и какие параметры влияют на степень ее тяжести. АЭС „Зорита“ отработала весь свой проектный срок службы без разрушения какого-либо из испытываемых ныне материалов. Конструкционные материалы реактора не очень-то подвержены разрушению, но они могут износиться и изнашиваются».
 
Прямые механические испытания на макроуровне охарактеризуют вязкость при разрушении, то есть способность материала, содержащего трещину, противостоять разрушению. Из них будут получены данные о пластичности материала, о темпе роста трещин от коррозионного растрескивания при статической нагрузке. На микроуровне эти испытания будут обследовать кристаллическую структуру и химические изменения металлов, а также укажут, где и как начинается их деградация.
 
Проведенные в 2014 году макроиспытания включают прочность на разрыв — мерило того, какое напряжение сможет выдержать образец, не разрушаясь и не деформируясь.
 
Механические испытания сосредоточены на материалах с тремя уровнями доз облучения: 10, 30 и 50 с. н. а., определенных предыдущими анализами. Испытания на растяжение по всем трем уровням доз при двух различных температурах были успешно завершены. Сейчас проводятся испытания на скорость коррозионного растрескивания в условиях облучения; они позволят изучить воздействие всех трех уровней облучения при трех различных температурах и двух уровнях интенсивности напряжений. Предварительные результаты с использованием компактных образцов для испытания на растяжение оказались многообещающими относительно изменяемых величин.
 
Изучение на макроуровне скорости образования трещин при коррозионном растрескивании под напряжением в условиях облучения, а также испытания на вязкость при разрушении начнутся в 2015 году и продолжатся в течение 2016 года. Испытания на зарождение трещины будут проводиться при одноосном напряженном состоянии, на тех образцах, которые получили самую большую дозу, и при различных уровнях нагрузки на кольцо уплотнения. Результаты этих испытаний заполнят существенный пробел в базах данных по началу коррозионного растрескивания под напряжением в условиях облучения.
 
Испытания материала на вязкость разрушения (то есть на сопротивление развитию трещины) будут проводиться, подобно описанным выше испытаниям, на материалах с 10, 30 и 50 с. н. а. Испытания с самой низкой дозой будут выполняться в воздухе и в среде, идентичной охладителю реактора под давлением. В зависимости от их результатов будет выбрана среда, в которой будут испытываться материалы со средними и высокими дозами.
 
Работа ведется и на уровне микроструктуры. Ее цель в том, чтобы увидеть, как структурные изменения коррелируют с механическими характеристиками. Для изучения потенциальной зависимости индуцированных излучением сегрегации (ликвации сплава), радиационного распухания и газообразования от дозы или температуры материал отражательных плит подвергают электронной микроскопии.
 

Контроль износа

Выполнение полной программы испытаний на обычном материале с известным происхождением, взятым из легководного реактора, значительно увеличивает общее качество полученного массива данных, снижая неопределенность, связанную с различиями в хронологических данных об эксплуатации и облучении.
 
Достоверное знание, извлеченное из проекта Zorita, поможет усовершенствовать эксплуатацию и техническое обслуживание стареющих реакторов, а также обеспечит преимущества, которыми, вероятно, воспользуются многие страны.
 
«Трудно измерить значение проекта Zorita, но он невероятно важен, — говорит К. Эдсингер. — Чем больше входишь в тонкости того, как в реальности ведут себя материалы в реакторе, тем больше появляется возможностей оптимизировать методы инспекции, контроля деградации материалов и даже эксплуатации реактора».
 
Полученная в ходе исследований информация будет распространена по всему миру среди тех, кто вырабатывает регламенты, связанные со старением атомных энергетических реакторов.
 
Результаты испытаний расширят понимание подверженности материалов различным механизмам деградации. Чтобы улучшить точность и техническую надежность моделей структуры материалов, используемых в атомной отрасли, данные программы были включены в базу данных испытаний материалов. Улучшенные модели позволят точнее прогнозировать последствия долгосрочного облучения и улучшат стратегии управления процессом старения.
 
Все это позволит инженерам оценить то, какие компоненты нужно проверять, определить частоту проверок, рассчитать скорость роста трещин и определить способы минимизации последствий. Возможность оптимизировать число проверок и их частоту положительно повлияет на эксплуатацию атомной электростанции и поможет оптимизировать число ее отключений.
 
В США EPRI разработает руководство по соответствующим методам контроля и регламентирует интервалы проверок, которые должны выявить недостатки, прежде чем они повлияют на безопасность и/или эксплуатацию атомной установки. «Предприятия и регуляторы по всему миру задают одни и те же вопросы: „Как обращаться со старением атомных реакторов?“», — заключает К. Эдсингер. — Проект Zorita даст много важных ответов».
27.08.2015

Комментарии 0

Войдите или  зарегистрируйтесь, чтобы отправлять комментарии
Аналитика