Cover Image

Застосування методу акустичної емісії для діагностування корпусів ядерних реакторів (огляд). Повідомлення І. Еволюція застосування неруйнівного контролю у світовій ядерній енергетиці

Проаналізовано етапи розвитку методу акустичної емісії для діагностування стану об’єктів ядерної енергетики. Показано, що методи неруйнівного контролю (НК) відіграють надзвичайно важливу роль у забезпеченні безаварійної роботи корпусів реакторів АЕС. Їх впровадження на етапі виготовлення та експлуат...

Full description

Saved in:
Bibliographic Details
Published in:Техническая диагностика и неразрушающий контроль
Date:2014
Main Authors: Неклюдов, І.М., Назарчук, З.Т., Скальський, В.Р., Добровольська, Л.Н.
Format: Article
Language:Ukrainian
Published: Інститут електрозварювання ім. Є.О. Патона НАН України 2014
Subjects:
Научно-технический раздел
Online Access:https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/103589
Tags: Add Tag
No Tags, Be the first to tag this record!
Journal Title:Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Cite this:Застосування методу акустичної емісії для діагностування корпусів ядерних реакторів (огляд). Повідомлення І. Еволюція застосування неруйнівного контролю у світовій ядерній енергетиці / І.М. Неклюдов, З.Т. Назарчук, В.Р. Скальський, Л.Н. Добровольська // Техническая диагностика и неразрушающий контроль. — 2014. — № 3. — С. 41-54. — Бібліогр.: 96 назв. — укр.

Institution

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
_version_ 1860217102536802304
author Неклюдов, І.М.
Назарчук, З.Т.
Скальський, В.Р.
Добровольська, Л.Н.
author_facet Неклюдов, І.М.
Назарчук, З.Т.
Скальський, В.Р.
Добровольська, Л.Н.
citation_txt Застосування методу акустичної емісії для діагностування корпусів ядерних реакторів (огляд). Повідомлення І. Еволюція застосування неруйнівного контролю у світовій ядерній енергетиці / І.М. Неклюдов, З.Т. Назарчук, В.Р. Скальський, Л.Н. Добровольська // Техническая диагностика и неразрушающий контроль. — 2014. — № 3. — С. 41-54. — Бібліогр.: 96 назв. — укр.
collection DSpace DC
container_title Техническая диагностика и неразрушающий контроль
description Проаналізовано етапи розвитку методу акустичної емісії для діагностування стану об’єктів ядерної енергетики. Показано, що методи неруйнівного контролю (НК) відіграють надзвичайно важливу роль у забезпеченні безаварійної роботи корпусів реакторів АЕС. Їх впровадження на етапі виготовлення та експлуатування ядерних реакторів зазнало суттєвого розвитку впродовж кількох десятирічь. Перша згадка про це датована 1958 р., коли відбувся симпозіум щодо застосування методів НК у ядерній енергетиці. На ньому відзначено застосування радіографічного методу та наголошено на необхідності використання інших методів НК для повної перевірки якості корпусів ядерних реакторів. Згодом появився Кодекс нормативів для котлів та ємностей, що працюють під тиском, розроблений Американським товариством інженерів, один із розділів якого присвячено формулюванню мінімальних вимог до виготовлення ємностей і охоплював візуальну перевірку та діагностування цілісності корпусу за допомогою стандартизованих методів НК, як то магнітопорошкового, проникаючих рідин, радіографії, ультразвукової дефектоскопії та вихрострумового. Особливу увагу на етапі виготовлення корпусу реактора приділяли зварним з’єднанням. Як показано в огляді на підставі аналізу літературних джерел, у всіх провідних країнах світу продовжує розвиватись ядерна енергетика, а разом з нею і застосування методів НК, в тому числі і акустичної емісії. Під це підведена відповідна нормативна база, що дозволяє поставити НК на промисловий рівень і уникати протиріч в тлумаченні результатів діагностування. Висвітлено важливість робіт, які проведені вітчизняними та зарубіжними фахівцями стосовно оцінювання стану корпусів реакторів ВВЕР та описано відповідні засоби, що використовують для цього. Stages of development of acoustic emission method for diagnostics of the state of nuclear engineering facilities have been analyzed. It is shown that NDT methods play an extremely important role in ensuring safe operation of NPP reactor cases. Their introduction at the stage of nuclear reactor manufacturing and operation has made significant progress during several decades. The first mention of it dates back to 1958, when a symposium was held on application of NDT methods in nuclear engineering. In it application of radiographic method was noted and the need to apply other NDT methods for complete check of nuclear reactor bodies was emphasized. Later on the Boiler and Pressure Vessel Code developed by American Society for Mechanical Engineering appeared, one of the sections of which is devoted to defining the minimum requirements to vessel manufacture and covers visual examination and diagnostics of the integrity of the body with application of standardized NDT methods, such as magnetic powder, penetrant, radiographic, ultrasonic and eddy current testing. Special attention at the stage of reactor body manufacture was given to welded joints. As shown in the review based on analysis of published sources, nuclear engineering was developing in all the leading countries of the world, and together with it, also application of NDT methods, including acoustic emission. Appropriate normative base was created for it that allows taking NDT to industrial level, and avoiding contradictions in interpretation of diagnostic results. Importance of the work conducted by local and foreign specialists as regards assessment of the condition of WWER reactor bodies is high-lighted, and respective means are described that are used for this purpose
first_indexed 2025-12-07T18:16:17Z
format Article
fulltext 41ТЕХНИЧЕСКАЯ ДИАГНОСТИКА И НЕРАЗРУШАЮЩИЙ КОНТРОЛЬ, №3, 2014 УДК 620.19.40 ЗАСТОСУВАННЯ мЕТОДУ АКУСТИчНОЇ ЕмІСІЇ ДЛЯ ДІАгНОСТУВАННЯ КОРПУСІВ ЯДЕРНИх РЕАКТОРІВ (огляд) Повідомлення I. Eволюція застосування неруйнівного контролю у світовій ядерній енергетиці І. М. НЕКЛЮДОВ, З. Т. НАЗАРЧУК, В. Р. СКАЛЬСЬКИЙ, Л. Н. ДОБРОВОЛЬСЬКА Фіз.-мех. ін-т ім. г. В. Карпенка НАНУ. 79060, м. Львів, вул. Наукова, 5. E-mail: skal@ipm.lviv.ua Проаналізовано етапи розвитку методу акустичної емісії для діагностування стану об’єктів ядерної енергетики. По- казано, що методи неруйнівного контролю (НК) відіграють надзвичайно важливу роль у забезпеченні безаварійної роботи корпусів реакторів АЕС. Їх впровадження на етапі виготовлення та експлуатування ядерних реакторів зазнало суттєвого розвитку впродовж кількох десятирічь. Перша згадка про це датована 1958 р., коли відбувся симпозіум щодо застосування методів НК у ядерній енергетиці. На ньому відзначено застосування радіографічного методу та наголо- шено на необхідності використання інших методів НК для повної перевірки якості корпусів ядерних реакторів. Згодом появився Кодекс нормативів для котлів та ємностей, що працюють під тиском, розроблений Американським товариством інженерів, один із розділів якого присвячено формулюванню мінімальних вимог до виготовлення ємностей і охоплював візуальну перевірку та діагностування цілісності корпусу за допомогою стандартизованих методів НК, як то магніто- порошкового, проникаючих рідин, радіографії, ультразвукової дефектоскопії та вихрострумового. Особливу увагу на етапі виготовлення корпусу реактора приділяли зварним з’єднанням. Як показано в огляді на підставі аналізу літера- турних джерел, у всіх провідних країнах світу продовжує розвиватись ядерна енергетика, а разом з нею і застосування методів НК, в тому числі і акустичної емісії. Під це підведена відповідна нормативна база, що дозволяє поставити НК на промисловий рівень і уникати протиріч в тлумаченні результатів діагностування. Висвітлено важливість робіт, які проведені вітчизняними та зарубіжними фахівцями стосовно оцінювання стану корпусів реакторів ВВЕР та описано відповідні засоби, що використовують для цього. Бібліогр. 96. К л ю ч о в і с л о в а : акустична емісія, ядерні реактори, діагностування, світова ядерна енергетика Стан проблеми. методи неруйнівного контролю (НК) призначені для виявлення, локації та встанов- лення параметрів дефектів у елементах конструкцій. Інформація щодо кількості, розташування та морфо- логії дефектів є підставою для розрахунків залиш- кового ресурсу об’єктів експлуатації. Для облад- нання та металоконструкцій АЕС це має винятково важливе значення, оскільки ядерні енергоустанов- ки як об’єкти надвисокої небезпеки, вимагають відповідного рівня надійності їх експлуатування. Це, насамперед, стосується ядерного реактора та обладнання, яке забезпечує його функціонуван- ня, особливо з огляду на те, що корпус реактора не може бути замінений впродовж всього терміну експлуатування енергоблоку. Підходи до оцінювання надійності та безпеки експлуатування корпусів реакторів розвивались десятиріччями завдяки дослідженням, які прово- дили одночасно у трьох напрямах: – оцінювання граничних умов руйнування; – методи діагностування; – оцінювання залишкового ресурсу. Серед методів діагностування важливе місце належить методам НК, використання яких (пряме чи непряме) допомагає експлуатаційникам та кон- тролюючим органам відстежувати стан і пов’яза- ну з ним безпеку реактора [1]. Використання НК можна поділити на кілька категорій: – пряме застосування НК корпусів промисло- вих реакторів; – пряме застосування НК корпусів модельних реакторів; – застосування методів НК у лабораторних умовах для вивчення процесів деградування кор- пусних реакторних сталей та розроблення мето- дик для впровадження на об’єктах контролю; Пряме застосування НК корпусів промислових реакторів здійснюють на етапі виготовлення та в процесі експлуатування, але не під час їх роботи, а тільки під час зупинок та ремонтів. Значно ши- ршим є досвід використання НК на корпусах мо- дельних реакторів. Впровадження методів НК на етапі виготов- лення та експлуатування ядерних реакторів за- знало суттєвого розвитку впродовж кількох де- сятирічь. Вже у 1958 р. відбувся симпозіум щодо застосування методів НК у ядерній енергетиці, де макҐонаґл відзначав застосування радіографіч- ного методу та необхідність використання інших методів НК для повної перевірки якості корпу- сів ядерних реакторів [2]. Згодом у своєму огляді 1965 р., присвяченому застосуванню НК на етапі © І. м. Неклюдов, З. Т. Назарчук, В. Р. Скальський, Л. Н. Добровольська, 2014 42 ТЕХНИЧЕСКАЯ ДИАГНОСТИКА И НЕРАЗРУШАЮЩИЙ КОНТРОЛЬ, №3, 2014 виготовлення корпусів ядерних реакторів [3], цей автор посилатиметься на діючий Кодекс нормати- вів для котлів та ємностей під тиском, розробле- ний Американським товариством інженерів-ме- ханіків (ASME Boiler and Pressure Vessel Code), один із розділів якого був присвячений формулю- ванню мінімальних вимог до виготовлення ємно- стей, що працюють під тиском [4] і згідно з яким виготовляли корпуси ядерних реакторів. Процес виготовлення охоплював візуальну перевірку та діагностування цілісності корпусу за допомогою стандартизованих методів НК, як то магнітопоро- шкового [5–8], проникаючих рідин [9], радіогра- фії [10–13], ультразвукової дефектоскопії [14–16] та вихрострумового [17]. Особливу увагу на ета- пі виготовлення корпусу реактора приділяли звар- ним з’єднанням [18–20]. У 1970 р. відбулось кілька форумів науковців та інженерів, на яких обговорювали результати досліджень щодо застосування методів НК для підвищення експлуатаційної надійності ядерних енергоустановок. Одним із них був симпозіум з питань НК елементів ядерних реакторів, що від- бувся у 1970 р. в Роттердамі [21]. На ньому об- говорювали Кодекс ASME нормативів для котлів та ємностей під тиском, один із розділів якого був присвячений методам діагностування та контро- лю, в тому числі і неруйнівним [22, 23], і у відпо- відності до якого розробляли підходи до НК кор- пусів ядерних реакторів. Більшість доповідей тоді була присвячена використанню НК на етапі виго- товлення корпусу реактора перед введенням його в експлуатацію. Наголос робили на використанні УЗ дефектоскопії та радіографічного контролю. щодо можливого застосування НК під час робо- ти реактора, то серед перспективних був названий метод акустичної емісії, який, як наголошували, має суттєві переваги, наприклад, можливість ло- кації активних дефектів [22]. Про десятирічний досвід використання УЗ де- фектоскопії корпусу ядерного реактора як на етапі виготовлення, так і під час його експлуатації до- повідали на черговому з’їзді ASME у 1973 р. [24]. Ця праця розпочалася із УЗ діагностування кор- пусу реактора киплячого типу на АЕС Елк Ри- вер (США), який був введений в експлуатацію у 1963 р. Від того часу УЗ дефектоскопія матиме пріоритет перед іншими методами НК [25], при- чому для її якісного проведення вже на початку 1970-х років були створені відповідні механічні маніпулятори для дистанційного керування [26– 28]. Інші методи НК розглядали тоді як перспек- тивні. Із розвитком теоретичних напрацювань, експериментальних досліджень та інструменталь- ної бази НК щораз виникала потреба оновлювати нормативні документи стосовно діагностування корпусів реакторів [29–31]. Розвиток методології НК корпусів реакторів АЕС. У 1972 р., аналізуючи стан НК на атомних електростанціях Японії, міоші зазначив, що ви- моги розділу хІ Кодексу ASME були адаптовані у всіх країнах-виробниках атомної електроенер- гії, а впровадження таких методів НК, як прони- каючих рідин, магнітопорошкового, радіографіч- ного та УЗ дефектоскопії, наштовхується на деякі проблеми [32]. Найбільш задовільним для япон- ських інженерів у той час виглядав метод УЗ де- фектоскопії, який використовував різні методи- ки виявлення дефектів: нормального зондування, кутового зондування тощо, які дозволяли з висо- кою відтворюваністю виявляти та встановлювати параметри існуючих у корпусі дефектів [33, 34]. Паралельно японські дослідники вивчали пер- спективи використання методу вимірювання елек- тропровідності реакторної сталі для відстежуван- ня процесу її деградування [22]. У цьому ж 1972 р. у Лондоні відбулася міжна- родна конференція на тему періодичної інспекції корпусів ядерних реакторів, на якій зазначали, що обладнання для НК повинно витримувати висо- кий рівень радіації та інших впливів середовища і при цьому проявляти високу надійність, чутли- вість та відтворюваність вимірювань [35]. Обго- ворювали можливості впровадження таких мето- дів, як УЗ дефектоскопія, акустична голографія, ікс-променева дифрактометрія, акустична емісія, причому доповідачі ділились досвідом діагнос- тування корпусів ядерних реакторів у Аргентині, Великобританії, Німеччині, США та Японії. У Великобританії, де перший комерційний ядерний реактор був введений в експлуатацію ще у 1956 р., питанням НК корпусів ядерних реакто- рів приділяли особливу увагу. В Управлінні атом- ною енергією Великобританії (United Kingdom Atomic Energy Authority – UKAEA) було створе- но спеціальну службу для інспектування атомних електростанцій, послугами якої користувалися та- кож інші європейські країни. Наприклад, у 1971 р. ця служба проводила перевірку корпусу бельгій- ського реактора типу PWR виробництва фірми «Westinghouse». Корпус цього реактора, який був виготовлений зі сталі SA–302 Grade B з аустеніт- ною наплавкою на внутрішній поверхні, діагно- стували, використовуючи УЗ дефектоскопію та телекамеру за умов заповнення корпусу водою. Переміщення обладнання здійснювали дистанцій- но за допомогою маніпуляторів [36, 37]. У Німеччині впровадження методів НК домі- нувало на етапі виготовлення корпусів, причому використовували переважно такі методи, як радіо- графічний, УЗ та проникаючих рідин [38, 39]. НК корпусів діючих реакторів обмежувався періодич- ним візуальним контролем та УЗ дефектоскопією, яку вже у 1970-х роках виконували дистанційно за 43ТЕХНИЧЕСКАЯ ДИАГНОСТИКА И НЕРАЗРУШАЮЩИЙ КОНТРОЛЬ, №3, 2014 допомогою маніпуляторів [40–42]. Інші методи, як наприклад, вихрострумовий, застосовували тоді в лабораторних умовах [43]. У період з 1976 по 1989 рр. були введені в екс- плуатацію системи зовнішнього контролю кор- пусів реакторів в колишньому СРСР на Півден- ноукраїнській, Запорізькій, хмельницькій та Рівненській АЕС, на Балаковській, Кольській, Калінінській та Нововоронезькій АЕС (тепер Ро- сійська Федерація), а також на АЕС Loviisa (Фін- ляндія), Paks (Угорщина), Bohunice (Словаччина), Dukovany (чехія), Greifwald (Німеччина), Коз- лодуй (Болгарія). На згаданих АЕС було впрова- джено періодичне зовнішнє обстеження корпусів реакторів. У 1988 р. на Нововоронезькій АЕС, а згодом і на інших АЕС, обладнаних реакторами ВВЕР-1000, встановлено систему контролю кор- пусу реактора зсередини [44]. Відзначимо, що розвиток впровадження мето- дів НК для діагностування корпусів ядерних ре- акторів завдячує низці періодичних міжнародних форумів, серед яких виділимо такі: – міжнародні конференції на тему «NDE in Re- lation to Structural Integrity for Nuclear and Pres- surized Components» (неруйнівне діагностування, пов’язане зі структурною цілісністю елементів, що підлягають впливу радіації та тиску), в яких брали активну участь, зокрема, й українські вчені. Остання (дев’ята) конференція з цієї серії відбу- лась у 2012 р. у Вашінґтоні [45]; – міжнародні конференції на тему «Periodic Inspection of Pressurized Components» (періодичне інспектування компонентів, що працюють під тис- ком), які організовувала британська Institution of Mechanical Engineers (Інституція інженерів-меха- ніків) і які відбувались у Лондоні у 1970-х роках; – міжнародні конференції з НК «European Con- ference on Nondestructive Testing» [46] та «World Conference on Nondestructive Testing» (Європей- ська та Світова конференції з неруйнівного контр- олю) [47], що були започатковані у 1970-х роках; – міжнародні конференції на тему «Pressure Vessel Technology» (технологія ємностей, що пра- цюють під тиском), започатковані у 1973 р. това- риством ASME [48]; – міжнародні конференції на тему «Nondestruc- tive Evaluation in the Nuclear Industry» (неруйнів- ний контроль у ядерній промисловості); – міжнародні конференції на тему «Nondestruc- tive Evaluation in the Nuclear and Pressure Vessel Industries» (неруйнівний контроль у атомній про- мисловості та у сфері виготовлення ємностей, що працюють під тиском). На таких форумах, а також на сторінках різ- них часописів науковці та інженери представля- ли результати своїх досліджень, які досить щедро фінансувалися, сприяючи розвитку методів НК. Отож атомна енергетика з її високою вимогою до безпеки експлуатування ядерних реакторів та ін- ших відповідальних елементів суттєво спричини- лася до розвитку методів НК, серед яких можна відзначити і метод акустичної емісії. У різних країнах історично склалися свої осо- бливості застосування неруйнівних методів ді- агностування для оцінювання стану елементів ядерних реакторів. У своєму звіті щодо впливу ра- діаційного окрихчування на деградування сталей та пов’язаною з цим цілісністю корпусів ядерних реакторів на атомних електростанціях міжнарод- на Аґенція з Атомної Енергії ІАЕА зазначає, що у різних країнах використовують нормативні до- кументи, в яких є як спільні положення, так і свої особливості [49]. Наприклад, у США корпуси ре- акторів контролюються згідно з розділом хІ Ко- дексу ASME [23], за яким під час експлуатуван- ня ядерних реакторів використовують три типи контролю: візуальний, поверхневий та об’ємний. Їх результати порівнюють із даними, отриманими перед уведенням реактора в експлуатацію. Кон- троль здійснюють за програмою, встановленою для кожного реактора. Особлива увага надається зварним з’єднанням, внутрішнім поверхням ме- талу патрубків, різьбовим з’єднанням фланців. При цьому рівень кваліфікації персоналу, мето- дики та обладнання повинні перевірятися на на- вчальних макетах та стендах, що імітують діюче обладнання. Зауважимо, що такі вимоги прописа- ні не тільки у Кодексі ASME, але й у норматив- них документах Європейської мережі Інспекцій та Кваліфікацій (European Network for Inspection and Qualification – ENIQ) [50]. Нормативні доку- менти інших країн світу досить близькі, якщо не ідентичні, до сутнісної частини розділу хІ Кодек- су ASME, що стосується НК ядерних реакторів. На сьогодні усі дефекти, виявлені в корпусах ядерних реакторів світу, пройшли процедуру оці- нювання відповідно до вимог розділу хІ Кодексу ASME в частинах IWB-3500, тобто Стандарту за- довільності (Acceptance Standards) та IWB-3600, що встановлює процедуру аналітичного розрахун- ку дефектів (analytical evaluation of flaws), яка ба- зується на принципах механіки руйнування [51]. Жоден із виявлених у корпусах ядерних реакторів дефектів не увійшов в категорію небезпечних та не потребував усунення шляхом заварювання. Незначні відмінності від Кодексу ASME спо- стерігаються у нормативних документах Франції, Німеччини та Японії, які ввели у свої норматив- ні бази деякі національні особливості ядерної га- лузі. Наприклад, у Німеччині контроль цілісності корпусів ядерних реакторів був запроваджений ще в кінці 1960-х років, а у 1972 р. з’явилися Ре- комендації до контролю, які видав Комітет стан- дартів ядерної безпеки (Kerntechnischer Ausschuss 44 ТЕХНИЧЕСКАЯ ДИАГНОСТИКА И НЕРАЗРУШАЮЩИЙ КОНТРОЛЬ, №3, 2014 – КТА). Цей документ згодом трансформувався у відповідний Кодекс з Техніки Безпеки КТА 3201 (Sicherheitstechnische Regel des KTA) – один із го- ловних зобов’язуючих нормативних документів для виробників обладнання та експлуатаційників АЕС [52]. У КТА 3201.4 сформульовані вимоги до моніторингу працюючого обладнання; періодич- ного НК; запису, аналізу та впровадження нових процедур, пов’язаних із безпекою експлуатування; прогнозування змін фізичного стану обладнання першого контуру на підставі повторних перевірок та моніторингу; оцінювання результатів періо- дичних перевірок та моніторингу під час експлу- атування. Перекликаючись із Кодексом ASME, цей документ робить найбільший наголос на уль- тразвуковому методі оцінювання розміру дефек- тів. У 1995 р. у німецькі нормативні документи додали вихрострумовий метод та відеоінспекцію, що виконується за допомогою маніпулятора. До- тичними до КТА 3201.4 є всі підрозділи Кодексу КТА 3201 [53–55] та інші нормативні документи КТА [56–58], як також і 16 зобов’язуючих націо- нальних стандартів Німеччини, значна частина яких частково або повністю відповідає міжнарод- ним нормативним документам. Однією з функцій первинного контуру, згідно з КТА 3201.4, є надійне утримування теплоно- сія, який охолоджує ядерний реактор, впродовж усього терміну експлуатування енергоблоку [52]. Для забезпечення цієї функції здійснюють опера- ційний моніторинг та експлуатаційний контроль якості оболонки першого контуру. щодо опера- ційного моніторингу працюючого обладнання, то його завданням є відстежувати як фізико-хі- мічні параметри процесів, що можуть призвести до порушення цілісності оболонки, так і параме- три процесів, що характеризують наслідки тако- го порушення. До перших належить моніторинг стандартних параметрів первинного контуру – температури, тиску, потужності тощо, тоді як до других – можливі витоки з первинного конту- ру, наявність незакріплених металевих об’єктів, вібраційні характеристики обладнання першого контуру тощо. Експлуатаційний контроль (in-service inspection – ISI) цілісності оболонки першого контуру вклю- чає: періодичний НК внутрішньої та зовнішньої поверхонь, а де потрібно і об’єму стінок, що утри- мують тиск першого контуру; оцінювання загаль- ного фізичного стану обладнання першого кон- туру під час періодичних оглядів; гідростатичні випробування цілісності першого контуру; функ- ціональні тести систем захисту від перевищення тиску. Саме завдяки НК під час експлуатаційно- го контролю виявляють дефекти, що виникли в обладнанні первинного контуру, після чого їхній ступінь небезпеки оцінюють із використанням по- переднього досвіду та відстежують у кожній на- ступній процедурі експлуатаційного контролю. У Німеччині обов’язковими для перевірки по- верхні обладнання першого контуру є такі методи НК: магнітопорошковий, рідиннопроникаючий, вихрострумовий, радіографічний, УЗ дефектоско- пії, візуального огляду. Для перевірки цілісності/ дефектності об’єму металу рекомендовано вико- ристовувати УЗ дефектоскопію, радіографічний та вихрострумовий методи. Застосування інших методів, як НК, так і руйнівних, дозволяється на деталях, які виводяться із експлуатування та за- мінюються на інші [52]. Потрібно зауважити, що головним методом НК цілісності обладнання пер- шого контуру і тут слугує УЗ дефектоскопія, яку використовують для перевірки дефектності всіх зварних швів корпусу реактора, включаючи па- патрубки під час планових і непланових ремонтів через кожні чотири або п’ять років. Інші методи застосовують у значно меншому обсязі і значно рідше. У Франції вимоги до контролю цілісності кор- пусів реакторів та їх діагностування за допомогою методів НК також специфічні [59–61]. Французь- кий Кодекс вимагає проводити періодичні гідро- статичні випробування з можливим одночасним використанням методу акустичної емісії, НК у випадку аварійної ситуації, використання зраз- ків-свідків, моніторинг шумів та відстежування витоків теплоносія під час роботи реактора, а та- кож моніторинг втоми металу [47]. Корпус реак- тора повинен періодично перевірятися у гарячій зоні, в ділянках всіх зварних швів, верхньої та нижньої накривки, патрубків, різьбових з’єднань та інших неоднорідностей. Вимога щодо гідро- статичних випробувань за умов прикладання тис- ку, що на 33 % перевищує проектний перед вве- денням реактора в експлуатацію, та періодичних випробувань тиском, що на 20 % перевищує про- ектний, є ключовою відмінністю французького Кодексу. При цьому рекомендується використо- вувати низку методів НК, таких як ультразвукова дефектоскопія під водою, радіографічний, візу- альний, телевізуальний під водою, контроль про- никаючими речовинами, акустико-емісійний та вихрострумовий. В Індії також інтенсивно ведуть пошуки підхо- дів до впровадження методів НК на АЕС, у тому числі і на реакторах АЕС нового покоління, вклю- чаючи реактори на важкій воді (advanced heavy water reactor – AHWR) та реактори на швидких нейтронах (prototype fast breeder reactor – PFBR) [1]. Для корпусних реакторів (BWR і PWR) осо- бливу увагу приділяють таким новим підходам, як застосування УЗ фазованих імітаторів та техніки УЗ напрямлених хвиль, методів УЗ візуалізації, акустичної емісії, шумів Баркгаузена, вихростру- 45ТЕХНИЧЕСКАЯ ДИАГНОСТИКА И НЕРАЗРУШАЮЩИЙ КОНТРОЛЬ, №3, 2014 мового, нейтронної радіографії тощо. Акустичні методи НК також є перспективними для оціню- вання ступеня деградування, оскільки такі два па- раметри як швидкість поширення пружної хвилі та коефіцієнт її згасання залежать від мікрострук- турного стану металу [1]. Сучасні аспекти НК корпусів реакторів. Із пожвавленням активності у сфері ядерної енерге- тики, спрямованої на верифікацію рівнів безпеки діючих АЕС у світлі нових даних про катастро- фу на АЕС Фукусіма 1, та на створення реакторів четвертого покоління не останнє місце займають питання встановлення ступеня дефектності об- ладнання першого контуру, зокрема корпусу ядер- ного реактора. НК призначений для використан- ня спеціалістами відповідної кваліфікації з метою оцінювання цілісності обладнання, що працює під тиском. У Кодексі ASME розділ V відведений питанням НК для виявлення як внутрішніх, так і поверхневих дефектів чи неоднорідностей. У під- розділі А цього розділу перераховано такі методи НК: радіографічний, ультразвуковий, проникаю- чих рідин, магнітопорошковий, вихрострумовий, візуальний, витоків та акустико-емісійний. У під- розділі В перераховані всі ASTM стандарти, що стосуються вищезгаданих методів контролю [62]. Традиційно технічне діагностування на таких об’єктах, як ядерні реактори, підлягає системі правил «якщо–то», сформульованим у відповід- них нормативних документах. Такі системи пра- вил привабливі тим, що вони здатні ефективно унормовувати процедури експлуатування на під- ставі досвіду прийнятих інженерних рішень. Такі системи мають, звичайно, свої недоліки [63]. Зо- крема, для того, щоб додати до існуючого пере- ліку нову норму, її слід порівняти з усіма існую- чими нормами задля уникнення несумісності чи протиріч, наприклад, коли один симптом відобра- жає різні категорії дефектності чи руйнування. Із розширенням списку правил «якщо–то», себто кількості можливих сценаріїв, управління проце- сом ускладнюється. Оскільки ж правила не завж- ди засновані на глибокому розумінні протікаючих фізичних процесів, то така нормативна структура може стати нефункціональною, коли виникають нові обставини, які не можна ввести у чергове «якщо–то» правило, не порушивши хоча б одне із правил існуючих. На допомогу приходить підхід менш категоричний у своїх формулюваннях, тоб- то такий, що зберігає певний ступінь непевності у правилах і нормах. У такому разі системи діагнос- тування повинні опиратися на певні алгоритми із використанням досвіду роботи (пошкоджень, ава- рій, відмов), якісних і кількісних моделей. Розро- блення таких алгоритмів триває вже не одне деся- тиріччя [64–68]. Застосовуючи згадані алгоритмічні підходи до енергогенеруючого обладнання, EPRI створив си- стему даних під назвою Діагностичний порадник. Діагностування пасивних компонентів (до яких відноситься і корпус ядерного реактора), себто та- ких, що не містять рухомих частин і приводів, по- лягає насамперед у виділенні сигналу, отриманого системою НК, із наступним встановленням відпо- віді на питання, чи виділений сигнал несе інфор- мацію про пошкодження матеріалу. Якщо так, то оцінюється небезпека, спричинена пошкодженням (тут ідеться про локацію, розмір і форму пошко- дження) [68]. Діагностування дефектів у корпусах діючих ядерних реакторів здійнюють, як зазначено вище, шляхом постобробки даних, отриманих від пла- нових процедур НК. Останнім часом все біль- ше зусиль прикладають до автоматизації проце- су обробки даних із застосуванням калібраційних стандартів та кореляційних залежностей між па- раметрами сигналів і фізичними властивостями матеріалів. На АЕС Borselle у Нідерландах ще у 1974 р. було встановлено особливу систему контролю реактора, яка відстежує стан його енергоблоку. У 1982 р. цю систему було модернізовано опці- єю статистичної обробки даних, які реєструються численними первинними перетворювачами. Серед інших ця система містила модуль, що здійснює моніторинг акустичних шумів, включно з вібраці- ями першого контуру, у тому числі і вібраціями у гарячій зоні реактора. У 2001 р. на цій АЕС було впроваджено нову систему онлайн-моніторингу, що містила дві підсистеми: 96-канальну підсисте- му на перетворювачах постійного струму для від- стежування зміни експлуатаційних параметрів та перехідних процесів в енергоблоці та 32-каналь- ну підсистему моніторингу шумів реактора. Вико- ристовуючи банк даних онлайн-моніторингу, були розроблені нові методики діагностування елемен- тів енергоблоку [68–71]. Серед розробників обладнання для НК та мо- ніторингу цілісності обладнання АЕС слід від- значити фірму AREVA, яка відома ще від почат- ку 1980-х років, коли на замовлення німецького управління ядерною енергетикою була створе- на система моніторингу втоми FAMOS. За її до- помогою було встановлено, що екплуатаційні температурні режими обладнання АЕС відрізня- ються від проектних. Це спонукало встановити системи FAMOS на 20-ти АЕС Німеччини. Систе- ма FAMOS на підставі онлайн-даних про тепло- ве навантаження реактора розраховує параметри термічної втоми відповідальних елементів енер- гоблоку. Крім цього, фірма AREVA розробляє сис- теми контролю ядерних енергоблоків. Прикладом сучасної розробки системи онлайн-моніторингу 46 ТЕХНИЧЕСКАЯ ДИАГНОСТИКА И НЕРАЗРУШАЮЩИЙ КОНТРОЛЬ, №3, 2014 є 256-ти канальна система для легководного ре- актора третього покоління типу EPR (European Pressurized Reactor) на АЕС Olkiluoto, що спо- руджується у Фінляндії. Подібні системи розро- бляються для АЕС Flamanville 3 у Франції та для АЕС Taishan 1 і 2 у Китаї [68]. У контексті виявлення та оцінювання форми і розміру дефектів корпусних реакторних сталей, крім прямих методів технічного діагностування, впроваджують ітераційні методи із залученням відповідного моделювання. Використовують два класи прямих моделей: числові (наприклад, моде- лі скінченних елементів чи інтегральних рівнянь) та нейромереж. Запропоновано також неітераційні інверсні процедури, що включають томографічну реконструкцію, методики точкового джерела, лі- нійної проби. Ці методи не рекурсивні, тобто вони призначені для розв’язання інверсної проблеми використанням усіх наявних даних, що вимагає тривалих розрахунків. Алгоритми зрощування даних (data fusion algorithms) для інверсних проблем в ділянці НК зазвичай використовують для прямих розв’язків. Це, наприклад, фільтрування Кальмана, техні- ка евідентного міркування Демпстера–Шафера, нейромережі та інші методи. Крім цього, пропо- нують вейвлетні перетворення, незалежний ком- понентний аналіз, деконволютивні, статистичні методи тощо. Важливим питанням, що стосується НК па- сивних компонентів АЕС (у тому числі і корпу- сів реакторів) є концепція надійності вимірювань. Це значить, що виявлення і оцінювання параме- трів матеріалу залежить від таких чинників, як неінформативні шуми, мікроструктура матеріалу, стан поверхні, доступ, людський фактор. Для ран- жування різних методів НК за надійністю ввели параметри ймовірності виявлення (probability of detection – POD) дефекту певного розміру, ймовір- ності помилкового «дзвінка», границі конфіденці- йності. Всі ці ймовірнісні параметри кодифікова- но у Кодексі ASME [4, 72]. Старіння діючого на АЕС обладнання, осо- бливо елементів першого контуру, що працюють в умовах високих температур, тисків та радіацій- ного опромінення, поставило питання системно- го підходу до моніторингу, контролю, оцінюван- ня, прогнозування та прийняття рішень. Підходи до активного управління процесами деградації старіючого обладнання на АЕС були систематизо- вані та сформульовані, як «Proactive management of ageing degradation», що було представлено на з’їзді ASME у 2010 р. йдеться про таке управлін- ня, яке вимагає впровадження на діючих легко- водяних ядерних енергоблоках новітніх методів технічного діагностування, онлайн-моніторин- гу та прогностичних методів. Це повинно було б забезпечити своєчасне виявлення зміни фізично- го стану матеріалу внаслідок процесів старіння включно з фіксуванням ранніх стадій розвитку руйнування. Дані вимірювань, отримані від сис- тем моніторингу, повинні б оброблятися для вико- ристання у прогностичних системах [73]. Існує чотири напрями, де необхідно впровади- ти такі системи управління [73]: – моніторинг великих тріщиноподібних дефектів; – моніторинг ранніх стадій зародження трі щин; – моніторинг деградування кабелів; – моніторинг стану бетонної герметичної обо ло нки. Серед перерахованих лише перші дві системи моніторингу стосуються корпусу ядерного реак- тора. Для ефективної роботи такої системи управ- ління слід забезпечити високу достовірність оці- нок механізмів деградування задля правильного вибору прогностичної моделі, а відтак правиль- них прогнозів щодо динаміки деградування та ризиків, які з ним пов’язані. До методів НК, які є кандидатами для виявлення та оцінювання вели- ких тріщиноподібних дефектів у металевих кон- струкціях, зараховують акустичну емісію, напрям- лені ультразвукові хвилі (guided ultrasonic waves), розсіяні ультразвукові поля (diffuse ultrasonic wave fields), ультразвуковий контроль фазованим рядом (phased array ultrasonic testing) та вихрострумовий метод [73]. Системи активного управління мають бути більш точними, ніж існуючі системи періодичного контролю. Для цього вони повинні включати такі три складові: виявлення ранніх стадій деградуван- ня, онлайн-моніторинг та прогностичну систему оцінки залишкового ресурсу. Деградування мате- ріалу можна умовно розділити на чотири етапи: створення передумов для зародження мікротрі- щин; виникнення мікротріщин; ріст і злиття мі- кротріщин; ріст макротріщин. Існуючі сьогод- ні процедури періодичного контролю цілісності корпусів ядерних реакторів передбачають лише контроль четвертого етапу деградування матеріа- лу. Для виявлення перших трьох етапів необхід- не впровадження інших, чутливіших підходів. До них можна віднести мікромагнітні методи магні- тоакустичної емісії та шумів Баркгаузена, які доз- воляють відстежувати поступові зміни властивос- тей матеріалу за змінами його електромагнітних характеристик матеріалу [73]. Здатність виявляти ранні стадії деградування матеріалу ще на першому етапі, тобто перед заро- дженням мікротріщини, матиме велике значення для створення систем активного управління про- цесами деградування. Насамперед це уможливить відстежувати майже весь процес деградування ме- 47ТЕХНИЧЕСКАЯ ДИАГНОСТИКА И НЕРАЗРУШАЮЩИЙ КОНТРОЛЬ, №3, 2014 талу (а не лише його кінцевий етап) та підвищу- вати імовірність виявлення дефекту POD. По-дру- ге, раннє виявлення передумов для зародження мікротріщин допоможе підвищити точність про- гностичних розрахунків. По-третє, для експлуа- таційників залишиться більше часу, а це уможли- вить більш адекватне реагування на виявлений в обладнанні дефект [73]. Наступною важливою складовою нової сис- теми управління є онлайн-моніторинг цілісності обладнання. Існуюча сьогодні практика полягає у періодичному контролі елементів обладнання під час планових відключень, що пов’язані із ци- клом паливних елементів і тривають 18–24 місяці. Оскільки цикл вигоряння палива суттєво скоро- тити неможливо, виникає потреба онлайн-моні- торингу цілісності обладнання під час роботи енергоблоку. Безсумнівною перевагою такого мо- ніторингу є суттєве зростання імовірності вияв- лення дефекту POD та підвищення достовірності прогностичних розрахунків, хоч очевидно, що ро- бота діагностичного обладнання в умовах постій- но діючих високих температур, тисків і радіації є суттєво складніша, порівняно з умовами періо- дичного контролю. Більше того, моніторинг дію- чого обладнання повинен здійснюватись дистан- ційно, в автоматизованому режимі, за відсутності людей у безпосередній близькості до діагностова- ного обладнання [73]. Важливе місце в новій системі управління про- цесами деградування посідатиме її прогностична складова, що безпосередньо пов’язана із прийнят- тям рішень щодо безпеки експлуатування АЕС, а відтак щодо виробництва електроенергії та втрат на простоювання та ремонти. Прогностичні алго- ритми можна умовно розділити на три типи. Пер- ший, заснований на надійності, використовує екс- плуатаційні дані щодо пошкодження, старіння, відмов та руйнування обладнання АЕС. Другий уможливлює прогнози на підставі екплуатаційних параметрів навантаження енергоблоку. Третій тип прогнозування використовує дані вимірювань фі- зичних параметрів старіючих матеріалів [73]. Оскільки галузь ядерної енергетики має чи не найрозвиненішу нормативну базу, впроваджен- ня нових методик є тут дуже складним. Орієн- туючись на нормативну базу США, національні нормативні документи різних країн несуттєво від- різняються у питаннях підходів до технічного діа- гностування відповідального обладнання АЕС. що стосується пасивного обладнання ядерного енерго- блоку, то орієнтиром і далі залишається Кодекс ASME для котлів та ємностей під тиском, в яко- му для моніторингу пасивних компонентів дозволя- ється використовувати виключно метод акустичної емісії і то лише за певних умов. Такі обставини не стимулюють впроваджувати цей метод у практику, навіть з огляду на проблеми, які існують із впро- вадженням інших методів діагностування [68]. Стаття IWA–2000 Кодексу ASME класифікує методи НК для візуального, поверхневого та для об’ємного аналізів. До поверхневих методів на- лежать магнітопорошковий, проникаючих рідин, вихрострумовий та УЗ. До об’ємних методів на- лежать радіографічний, УЗ, вихрострумовий та акустичної емісії. Кодекс допускає використан- ня інших методів, якщо вони продемонструва- ли свої переваги над зазначеними. щодо методу акустичної емісії, то його успішно застосовують на промислових об’єктах контролю у поєднанні з гідростатичними випробуваннями та для експлуа- таційного контролю ємностей і трубопроводів, що працюють під тиском. Із виявленням дефекту та встановленням його розташування в об’ємі металу постає питання про його «ідентифікацію», під якою розуміють як геометричні особливості, так і чинни- ки, що спричинили виникнення чи розвиток дефек- ту. Кількість первинних перетворювачів, необхідних для перевірки об’єкту, зумовлена не стільки його розмірами, скільки складністю форми. Для ємності з простими геометричними формами може вистачити 12–15 первинних перетворювачів, тоді як ядерний енергоблок може потребувати 60–90 перетворюва- чів, якими мусять бути обладнані корпус реактора, головні циркуляційні помпи, парогенератор, ком- пенсатор тиску, головні циркуляційні трубопрово- ди і клапани [62]. Значимість компонентів АЕС щодо їх впливу на рівень безпеки також класифікована. Найвищі вимоги висувають до обладнання першого конту- ру, яке безпосередньо контактує з теплоносієм ре- актора і яке відносять до класу 1. До обладнання класу 2, яке забезпечує відвід тепла від теплоно- сія першого контуру, а також того, що відповідає за включення аварійних систем захисту, чи устат- кування класу 3 вимоги нижчі. Корпус ядерного реактора належить до класу 1 і є найбільшим за розміром його представником. Тому і вимоги до цього компоненту АЕС виняткові як на стадії ви- готовлення, так і під час експлуатвання [73]. Для ранжування готовності до впровадження технологій (матеріалів, пристроїв, методів тощо) у США, а згодом у Євросоюзі, у виробничий про- цес було запроваджено так званий рівень техно- логічної готовності (technology readiness level – TRL), що визначається за 9-тибальною шка- лою [73, 74]. Після пробного застосування мето- ду акустичної емісії на першому реакторі АЕС Limerick та з огляду на наявність високоякісних акустико-емісійних систем на ринку обладнання для НК, цей метод був класифікований як TRL 8–9 для моніторингу росту тріщин у корпусах облад- нання першого контуру реакторів типу PWR [73]. TRL 8 означає, що технологія перевірена на пред- 48 ТЕХНИЧЕСКАЯ ДИАГНОСТИКА И НЕРАЗРУШАЮЩИЙ КОНТРОЛЬ, №3, 2014 мет працездатності у своєму остаточному вигля- ді в умовах, що відповідають експлуатаційним. Цей рівень означає кінець розробки технології. До TRL 9 відносять технології, які у своєму остаточ- ному вигляді були використані для призначеної мети на діючих об’єктах. Отже, метод акустичної емісії, перейшовши всі етапи становлення, досяг- нув рівня готовності до впровадження на ядерних енергоблоках. Це стосується не стільки діючих АЕС, де акустико-емісійний контроль не передба- чений, скільки для нових проектів, де можна за- класти розміщення таких систем моніторингу. На думку експертів Північнозахідної атлантич- ної національної лабораторії (Passific Northwestern National Laboratory – PNNL) у США метод безпе- рервного акустико-емісійного моніторингу облад- нання ядерних енергоблоків міг би повністю за- мінити існуючу сьогодні систему періодичного діагностування елементів обладнання за допомо- гою інших методів НК [73]. Така система контро- лю цілісності обладнання першого контуру могла би працювати лише за умов високонадійного ре- єстрування актів зародження та поширення трі- щин. Для цього ще слід розробити високоефек- тивні алгоритми виокремлення інформативної складової сигналів акустичної емісії та забезпечи- ти вимірювальні системи первинними перетворю- вачами, здатними безвідмовно працювати впро- довж десятирічь в умовах високих температур, радіаційного опромінення та можливого агресив- ного впливу навколишнього середовища. Розширення спектру методів НК обладнання ядерних реакторів із додаванням опції онлайн-мо- ніторингу цілісності корпусу реактора за допо- могою методу акустичної емісії повинно сприяти підвищенню рівня безпеки експлуатування АЕС. Одночасно потрібно спрямувати зусилля на роз- виток систем діагностування і моніторингу ціліс- ності елементів ядерних енергоблоків, включно з компонентами ядерних реакторів, розташованими всередині корпусу. Зокрема, гостро стоїть потре- ба розробки первинних перетворювачів, стійких до середовища гарячої зони реактора (підвищені температура і тиск, радіаційне опромінення, агре- сивне середовище, тобто вода та продукти її ра- діолізу). Існуючі п’єзокерамічні перетворювачі не відповідають цим вимогам. Відеокамери візуаль- ного контролю теж не витримують більше, ніж кілька годин праці в умовах інтенсивної радіа- ції. Не менш важливою є проблема передавання даних вимірювання назовні корпусу реактора без зниження надійності всього об’єкту [68]. ще одним актуальним питанням, що сьогодні турбує розробників систем технічного контролю та діагностування пасивних елементів ядерних енергоблоків, є розміщення первинних перетво- рювачів. З огляду на розміри та особливості гео- метрії корпусів ядерних реакторів, а також ура- ховуючи значне згасання акустичних хвиль у високочастотній області, кількість первинних пе- ретворювачів акустичної емісії, необхідних для 100 % моніторингу корпусу реактора може бути доволі значним. Оскільки застосування цього ме- тоду сьогодні регламентується тільки за умов ви- користання іншого методу НК, повний моніто- ринг корпусів діючих реакторів виглядає досить проблематичним. Не маючи змоги провадити 100 % діагностику цілісності корпусів, актуальни- ми стають кількісне моделювання ризиків та про- гностичне моделювання роботоздатності компо- нентів енергоблоку та АЕС в цілому [68]. Розвиток методів НК корпусів реакторів ВВЕР. НК корпусів реакторів типу ВВЕР у ко- лишньому СРСР підлягав існуючій нормативній базі [75, 76] і передбачав гідростатичні випробу- вання та візуальний контроль, застосування про- никаючих речовин, магнітопорошкового, УЗ і вихрострумового методів на етапі виготовлення корпусу. Сьогодні у державах, де працюють ре- актори типу ВВЕР, відпрацьовують індивідуальні підходи, які адаптуються до міжнародних норма- тивних документів та сучасних розробок до діа- гностування корпусів ядерних реакторів. Заува- жимо, що питання безпеки експлуатації ядерних реакторів виходить далеко за межі окремих дер- жав і перебуває під пильною увагою міжнарод- ної спільноти. Тому і підходи до діагностування та вимог безпеки у різних країнах світу є досить подібними. Для реакторів типу ВВЕР–1000, відповідно до міжнародної практики щодо реакторів типу PWR, передбачено використання зразків-свідків типу Шарпі, причому передбачається 6 термінів огляду. Для кожного терміну передбачено по одному комплекту зразків радіаційного старіння і по одному комплекту зразків теплового старіння [77, 78]. Подібні нормативні вимоги існують у Росій- ській Федерації, Україні, чехії, Угорщині, Словач- чині, де працюють реактори цього типу. На дея- ких реакторах використовують спеціальні екрани для проведення візуального огляду внутрішньої поверхні корпусу реактора та її контролю прони- каючими речовинами. За підтримки Євросоюзу у країнах, де працюють реактори типу ВВЕР, впро- довж останнього десятиріччя проводиться робота з уніфікації процедур розрахунку ресурсу ядерних реакторів типу ВВЕР та залучення нових підходів до прогнозування ресурсу корпусних реакторних сталей, у тому числі використання майстер-кривої (програма VERLIFE) [79, 80]. Крім цього, в Росій- ській Федерації тривають пошуки нових методів НК корпусів ядерних реакторів. Наприклад, на Волгодонській АЕС випробувано так званий маг- нітотвердометричний контроль на основі спіль- 49ТЕХНИЧЕСКАЯ ДИАГНОСТИКА И НЕРАЗРУШАЮЩИЙ КОНТРОЛЬ, №3, 2014 ного використання методів кінетичної твердості та магнітного [81]. хоча такий контроль не є са- мостійним, а використовується як доповнення до випробувань зразків-свідків, все ж його застосу- вання є дуже важливим з огляду на недостатню комплектацію зразками-свідками деяких діючих реакторів типу ВВЕР. Цікавим є також досвід Фінляндії, де на АЕС Ловііса від 1977 та 1980 рр. працює два реакто- ри ВВЕР–440/B–213, корпуси яких виготовлені зі сталі 15х2мФА. щоб привести роботу АЕС у відповідність до сучасних вимог ядерної безпеки, на станції було встановлено обладнання вироб- ництва фірм «Westinghouse» та «Siemens». Задля ефективного узгодження технічних характерис- тик цього обладнання та ядерного реактора, спро- ектованого в колишньому СРСР, було реалізовано проект, що отримав назву «Eastinghouse» [82]. У 1996 р. корпуси реакторів піддали термообробці відпалом задля зменшення ступеня радіаційного окрихчення, зумовленого низькою якістю металу. Це дозволило продовжити термін експлуатуван- ня двох реакторів до 2027 і 2030 рр., відповідно. На АЕС Ловііса надійність методів НК, які вико- ристовують під час роботи реактора, досліджу- вали в рамках кількох європейських програм [72, 83, 84]. Для цих випробувань використовували УЗ первинні перетворювачі, детектори витоку та інше обладнання для УЗ дефектоскопії, а їх про- цедура відповідала Кодексу ASME, який і сьо- годні слугує універсальним стандартом у всьому світі [4, 72]. Для виявлення та оцінювання пара- метрів дефектів використовували кілька різних методик УЗ діагностування: фокусування, конвер- сії моди УЗ хвилі, відтінювання та нормального удару поздовжньої хвилі. Крім того, аналізували дієвість інших методів НК: акустичної гологра- фії, електромагнітних акустичних перетворюва- чів (electromagnetic acoustic transducers – EMAT), часу протікання дифракції (time of flight diffraction – TOFD). В Інституті ядерних досліджень чеської Рес- публіки проводять постійне відстежування нових тенденцій НК обладнання першого контуру реак- торів типу ВВЕР [85]. До сфери застосування НК, яким приділяють найбільше уваги, належать: пе- ревірка стикових зварних з’єднань за допомогою дифракційно-часового методу TOFD; контроль поздовжніх аустенітних швів у вигинах імпуль- сним луно-методом; контроль колових зварних з’єднань та поздовжніх з’єднань зігнених ділянок методом фазованих решіток. Тобто головну увагу тут приділяють УЗ методам діагностування. У Російській Федерації на об’єднанні «НИ- КИмТ-Атомстрой» (НИКИмТ – Науково-до- слідний і конструкторський інститут монтажної технології) створюють оптичні телевізійні систе- ми СТС–К–78П у радіаційно-стійкому виконанні для сканування контрольованої поверхні корпу- су реактора з високою швидкістю і вимірюван- ня виявлених відхилень з метрологічно-атесто- ваною точністю. Відповідна система призначена для автоматизованого передексплуатаційного та експлуатаційного контролю основного металу, наплавленого покриття і зварних з’єднань усе- редині корпусу реакторів типу ВВЕР. Вона пов- ністю задовольняє вимогам російських норматив- них документів на візуальний контроль ПН АЕ г–7–016–89 і РД–ЕО–0079–2005. За допомогою СТС–К–78П у наплавленому металі корпусів ре- акторів на АЕС Російської Федерації, Фінляндії та України виявлено більше ніж 50 дефектів, які не вдавалось виявити за допомогою інших засобів контролю [44, 86]. У 1998–2002 рр. системи типу СК187 для контролю корпусів реакторів були істотно модер- нізовані. До основних систем контролю, розро- блених НИКИмТ, належать: СК27 – система контролю корпусу реактора і внутрішньої поверхні шахти; СК54 – система контролю СКУ з боку зовніш- ньої поверхні; СК187 – підсистема контролю корпусу реактора; СК33 – автоматизований комплекс для уль- тразвукового та вихрострумового контролю шпи- льок корпусу [44]. Система СК27 контролю корпусу реактора і внутрішньої поверхні шахти призначена для про- ведення [87]: – періодичного телевізійного візуального контролю (ТВК) стану аустенітної наплавки вну- трішньої циліндричної поверхні корпусу і його дна, радіусних переходів від циліндричної по- верхні корпуса до патрубків головних циркуляцій- них трубопроводів (гЦТ), внутрішньої поверхні патрубків гЦТ, внутрішньої поверхні внутріш- ньокорпусної шахти з метою виявлення дефек- тів і визначення координат їх розташування, ви- дачі протоколу результатів контролю та архівації відеоданих; – періодичного УЗ контролю зварних швів і металу навколошовних зон, радіусних переходів циліндричної поверхні корпусів до патрубків гЦТ, контролю з визначенням координат виявлених не- однорідностей, опрацювання отриманих даних з видачею протоколів результатів контролю та їх архівацією. Телевізійний контроль та УЗ діагностику сис- темою СК27 проводять всередині корпусу реакто- ра, заповненого водою з параметрами теплоносія. Зауважимо, що подібну систему контролю розро- блено хорватськими спеціалістами [88]. Вона по- єднує в собі УЗ фазованого ряду, вихрострумовий 50 ТЕХНИЧЕСКАЯ ДИАГНОСТИКА И НЕРАЗРУШАЮЩИЙ КОНТРОЛЬ, №3, 2014 та візуальний методи обстежень і призначена для ретельної перевірки внутрішньої поверхні корпу- су реактора ВВЕР–1000 в умовах, коли корпус ре- актора заповнено водою. чутливість вихростру- мового обладнання дозволяє виявляти поверхневі тріщини довжиною 3 мм і шириною 1…10 мкм. Підсистема СК187 зовнішнього контролю кор- пусу призначена для: – періодичного УЗ контролю зварних швів № 1, 7 з боку зовнішньої поверхні, основного ме- талу циліндричної частини корпусу і дна з визна- ченням координат неоднорідностей, опрацюван- ням та архівацією результатів контролю і видачею протоколу; – періодичного телевізійного візуального контролю стану зовнішньої циліндричної по- верхні корпусу і дна реактора з метою вияв- лення та визначення координат розташування відхилень (подряпин, тріщин) та архівації віде- озображень [89]. Згідно з технічними характеристиками систе- ма СК187 може працювати за температури навко- лишнього повітря не вище 30 °С та температури корпусу реактора не вище 60 °С. Для акустичного контакту використовують воду, що містить інгібі- тор корозії. З огляду на технічні характеристики, таку систему можна застосовувати в ході ремонт- ної кампанії, як це недавно було зроблено на пер- шому енергоблоці Південноукраїнської АЕС [90]. Системи СК187 були запроваджені на всіх АЕС України, а також на енергоблоках типу ВВЕР у Фінляндії (Loviisa – 2 реактори ВВЕР–440), Угор- щині (Paks – 4 реактори ВВЕР–440), Словаччині (Bohunice V2 – 2 реактори ВВЕР–440), чеській Республіці (Dukovany – 4 реактори ВВЕР–440), Німеччині (Greifswald – 5 реакторів ВВЕР–440, виведені з експлуатації у 1990 р.) та в Болгарії (Козлодуй – 5-й блок ВВЕР–1000). При цьому версія системи контролю для реакторів ВВЕР–440 називається УСК–213 відповідно до модифікації реактора (ВВЕР–440/В–213). Система СК187 може функціонувати з під- системами 01 (СК-187.01) – для зовнішнього те- левізійного і УЗ контролю циліндричної части- ни корпусу і дна; 02 – УЗ контролю зварних швів корпусу в зоні патрубків і основного металу го- ловних патрубків та основного металу патрубків системи аварійного охолодження і захисту та їхніх зварних швів. модифікацію СК–187.04 розроби- ли для внутрішнього УЗ і телевізійного контролю корпусу реактора і впровадили на Нововоронезь- кій АЕС у Російській Федерації. Крім згаданих вище систем контролю, розро- блених у Російській Федерації, для корпусів реак- торів ВВЕР (серій як 440, так і 1000) використо- вують автоматизовані системи SAPHIR фірми «Siemens», відомою, зокрема, своїми розробками корпусів ядерних реакторів [49]. Система SAPHIR (Siemens ALOK Phased Array Integrated Reliable) є поєднанням УЗ діагностування за принципом фа- зованого ряду та маніпуляторів і роботів для про- ведення відповідного діагностування. Таку си- стему можна ефективно використовувати як на реакторах типу PWR, так і BWR. Її успішно впро- вадили на корпусах реакторів, виготовлених таки- ми фірмами як «Framatome», «Westinghouse» та «Babcock&Wilcox». За допомогою цієї системи тривалість обстеження одного блоку зменшила- ся вдвічі. Оснащена самодіагностичним модулем ця система відзначалась винятковою надійністю екплуатування. Вона з’явилась на ринку в Німеч- чині у 1996 р. Після цього її зразки були виготов- лені для Угорщини, Словаччини, України та Ро- сійської Федерації для діагностування корпусів реаторів типу ВВЕР [91–93]. НК корпусів реакторів ВВЕР в Україні. Створення та впровадження нових методів діа- гностики та контролю основного металу та звар- них з’єднань корпусів реакторів типу ВВЕР, обладнання і трубопроводів АЕС має велике зна- чення для безпеки України. Провідною науковою інституцією, яка займається цими питаннями в Україні, є Національний науковий центр «харків- ський фізико-технічний інститут» (ННЦ хФТІ) НАН України. Колектив цього інституту розро- бив методики для контролю механічних власти- востей та структури металу головних циркуляцій- них трубопроводів, виявлення експлуатаційних дефектів у теплообмінних трубках парогенерато- рів, виявлення тріщин в зоні зварного з’єднання «гарячого» колектора до корпусу парогенерато- ра. Не оминули розробки науковців і корпусних сталей. Для контролю напружено-деформованого стану корпусу ВВЕР–1000 запропоновано засто- сування магнітних методів. Для їх впровадження на АЕС України виконано комплекс науково-до- слідних робіт та дослідно-конструкторських роз- робок. Проведено діагностичний контроль на- пружено-деформованого стану шести корпусів реакторів Запорізької та Південно-Української АЕС. Виявлено найкритичніші точки, що вима- гають постійного контролю, оскільки вони най- сприятливіші до зародження і розвитку дефектів в умовах експлуатування [94]. У ході планово-попереджувального ремон- ту на другому енергоблоці Південно-Української АЕС було проведено ресурсне обстеження об- ладнання та контроль корпусу реактора зсере- дини за допомогою УЗ обладнання зі щогловим маніпулятором. Це обладнання привезли з Рів- ненської АЕС, а процедуру обстеження, яка три- вала 18 діб, виконували ліцензовані фахівці Рів- ненської АЕС. Контроль корпусу реактора зовні фахівці Південно-Української АЕС виконують са- 51ТЕХНИЧЕСКАЯ ДИАГНОСТИКА И НЕРАЗРУШАЮЩИЙ КОНТРОЛЬ, №3, 2014 мостійно, маючи для цього необхідне обладнання. У 2009 р. обстеження корпусу реактора зсередини було виконано на першому енергоблоці [95]. Оцінка механічних властивостей зварних з’єд- нань конструкцій проводиться на зразках, вико- наних із застосуванням тих самих зварювальних матеріалів і з повним відтворенням натурної тов- щини зварюваних заготівок, типу обробки, ре- жимів і методів зварювання. Такі випробуван- ня, однак, не враховують можливості існування дефектів металу. Тому програми контролю яко- сті деталей і зварних з’єднань навіть під час про- ведення ретельної інспекції різними методами обов’язково виходять із наявності дефектів пев- них розмірів. Допускаються, наприклад, шлакові включення у зварних швах, що є тріщиноподібни- ми дефектами. що більше, навіть дуже ретельний контроль не може дати абсолютної гарантії від- сутності дефектів, які мають розміри більші, ніж дозволено. Це пояснюється не тільки можливи- ми суб’єктивними помилками під час проведення контролю, але й об’єктивними умовами. Так, про- свічування та УЗ контроль може не виявити не- сприятливо орієнтовані і слабо розкриті тріщини, особливо тріщини у підповерхневому шарі. Тому НК відповідальних конструкцій – наприклад, зварних корпусів реакторів – проводять в обсязі 100 % із паралельним застосуванням просвічуван- ня, УЗ та поверхневої дефектоскопії. Проте слід орієнтуватися на те, що окремі дефекти, які пере- вищують за розмірами встановлені норми, і зокре- ма тріщини, все ж не будуть виявлені. Тому слід говорити лише про більшу чи меншу ймовірність виявлення тріщиноподібних дефектів певних роз- мірів. Виходячи з технічних можливостей мето- дів НК та досвіду виготовлення реакторних кон- струкцій, можна вважати, що в якості граничного вихідного гіпотетичного дефекту з достатньою надійністю можна прийняти протяжну тріщину глибиною близько 7 мм. можливі й песимістичні- ші припущення щодо розмірів вихідних дефектів. Практично неймовірною ситуацією є існування в корпусі реактора тріщини глибиною, що дорівнює чверті товщини стінки (~50 мм). При цьому пе- редбачається, що тріщина 10-кратного розміру не повинна викликати крихкого руйнування контро- льованого виробу [4, 96]. можливість існування тріщиноподібних де- фектів вимагає проведення відповідних оцінок міцності матеріалу. Це особливо необхідно, коли матеріал працює під дією циклічних навантажень, а також в умовах окрихчування. Розроблений на даний час апарат механіки руйнування (лінійної і нелінійної) дає можливості для відповідних кіль- кісних оцінок та прийняття технічних рішень про допустимість експлуатації без проведення ремон- ту випадково пропущених дефектів. Разом з тим для відповідальних конструкцій необхідні не тіль- ки суворий контроль під час виготовлення, а й де- фектоскопія під час експлуатування. Періодичний контроль різними методами, зокрема ультразву- ком, повинен забезпечити додаткові гарантії від- сутності небезпечних дефектів, як вихідних, так і таких, що виникли за екстремальних умов екс- плуатації. Ретельній періодичній перевірці підля- гають найнапруженіші ділянки корпусу реактора, наприклад, зона патрубків [96]. Оцінку міцності і ресурсу роботи елементів обладнання АЕС проводять за фізико-механіч- ними характеристиками матеріалів і розрахунко- вими схемами, які претендують на правильний опис умов тривалої експлуатації. Вибір таких схем представляє значні труднощі. У простішо- му випадку розрахункові схеми виходять із кон- сервативних припущень, забезпечуючи значний запас міцності. Наприклад, запобігання крихкому руйнуванню ємностей під тиском згідно з таки- ми схемами вимагає вибору мінімальної робочої температури, що перевищує зі значним запасом критичну температуру крихкості металу в найгір- ших ділянках зварних вузлів. Ця умова забезпечує гальмування тріщини, запобігає її нестабільному поширенню фактично незалежно від початкових розмірів тріщини. Тим самим гарантується відсут- ність небезпечного переходу до крихкого лавино- подібного руйнування корпусу реактора за умов утворення наскрізної тріщини [96]. Обзор посвящен анализу этапов развития мето- да акустической эмиссии для диагностирования состояния объектов ядерной энергетики. Показа- но, что методы неразрушающего контроля (НК) играют чрезвычайно важную роль в обеспечении безаварийной работы корпусов реакторов АЭС. Их внедрение на этапе изготовления и эксплуата- ции ядерных реакторов претерпело существен- ное развитие в течение нескольких десятилетий. Первое упоминание об этом датируется 1958 г., когда состоялся симпозиум по применению мето- дов НК в ядерной энергетике. На нем отмечено применение радиографического метода и подчер- кнута необходимость использования других ме- тодов НК для полной проверки качества корпу- сов ядерных реакторов. Впоследствии появился Кодекс нормативов для котлов и сосудов, рабо- тающих под давлением, разработанный Амери- канским обществом инженеров, один из разделов которого был посвящен формулировке минималь- ных требований к изготовлению емкостей и охва- тывал визуальную проверку и диагностирование целостности корпуса с помощью стандартизиро- ванных методов НК, таких как магнитопорошко- вого, проникающих жидкостей, радиографии, ультразвуковой дефектоскопии и вихретокового. 52 ТЕХНИЧЕСКАЯ ДИАГНОСТИКА И НЕРАЗРУШАЮЩИЙ КОНТРОЛЬ, №3, 2014 Особое внимание на этапе изготовления корпуса реактора уделяли сварным соединениям. Как по- казано в обзоре, на основании анализа литератур- ных источников, во всех ведущих странах мира продолжает развиваться ядерная энергетика, а вместе с ней и применение методов НК, в том числе и акустической эмиссии. Под это подведе- на соответствующая нормативная база, позво- ляющая поставить НК на промышленный уровень и избегнуть противоречий в толковании результа- тов диагностирования. Показана важность ра- бот, проведенных отечественными и зарубежными специалистами относительно оценки состояния корпусов реакторов ВВЭР и описаны соотвествую- щие средства, используемые с этой целью. 1. Kumar V. Role of non-destructive examination in nuclear industry // Reactor Technology and Eng. / Ed. by R. K. Sinha. – Mumbai: Bhabha Atomic Research Centre, 2006–2007. – Ch. 17 – P. 243–249. 2. McGonnagle W. J. Introduction // Symposium on Nondestructive tests in the field of nuclear energy. ASTM STP223-EB. – Baltimore: ASTM. – 1958. – P. 1–12. 3. McGonnagle W. J. Quality control and nondestructive testing in reactor pressure vessel fabrication // Nuclear Structural Eng. – 1965. – 2. – P. 293–300. 4. Criteria for design of elevated temperature class 1 components // ASME Boiler and Pressure Vessel Code. Section III, Division 1, Vol. 10. – New York : ASME, 1976. – 84 p. 5. ASTM E109–63(1976). Method for dry powder magnetic particle inspection / Replaced by ASTM E709–08. Standard guide for magnetic particle testing. – West Conshohocken: ASTM International. – 2008. – DOI: 10.1520/E0709-08. – 41 p. 6. ASTM E138–63(1976). Method for wet magnetic particle inspection / Replaced by ASTM E709–08 Standard guide for magnetic particle testing. – West Conshohocken: ASTM International.– 2008. – DOI: 10.1520/E0709-08. – 41 p. 7. ASTM E125–63(2008). Standard reference photographs for magnetic particle indications on ferrous castings. – West Conshohocken: ASTM International, 2008. – DOI: 10.1520/ E0125-63R08. – 3 p. 8. ASTM A275/A275M–08. Standard practice for magnetic particle examination of steel forgings. – West Conshohocken: ASTM International, 2008. – DOI: 10.1520/A0275_ A0275M-08. – 7 p. 9. ASTM E165–12. Standard practice for liquid penetrant examination for general industry. – West Conshohocken: ASTM International, 2008. – DOI: 10.1520/E0165_ E0165M-12. – 18 p. 10. ASTM E52–49. Terminology of industrial radiographic for use in radiographic inspection of castings and weldments [Електронний ресурс]. – West Conshohocken: ASTM International, Withdrawn, 1969. – Режим доступу: http:// www.astm.org. 11. ASTM E 94–04(2010). Standard guide for radiographic examination [First published 1952]. – West Conshohocken: ASTM International. – DOI: 10.1520/E0094-04R10. – 2010. – 13 p. 12. ASTM E99–63. Reference radiographs for steel welds / 1973 replaced with ASTM E390–11 Standard reference radiographs for steel fusion welds. – West Conshohocken: ASTM International, 2011. – DOI: 10.1520/E0390-11. – 4 p. 13. ASTM E142–92. Method for controlling quality of radiographic testing / 2000 replaced with ASTM E94– 04(2010). Standard guide for radiographic examination. – West Conshohocken: ASTM Internat.– 2011. – DOI: 10.1520/E0094-04R10. – 13 p. 14. ASTM E113–67 (1974). Recommended practice for ultrasonic testing by the resonance method / 1981 withdrawn with no replacement [Електронний ресурс]. – West Conshohocken: ASTM Internat. – Режим доступу: http://www.astm.org/ Standards/E113.htm. 15. ASTM E114–10. Standard practice for ultrasonic pulse–echo straight beam contact testing. – West Conshohocken: ASTM Internat. – 2010. – DOI: 10.1520/E0114-10. – 5 p. 16. ASTM E164–08. Standard practice for contact ultrasonic testing of weldments. – West Conshohocken: ASTM Internat. – 2008. – DOI: 10.1520/E0164-08. – 24 p. 17. ASTM E 309–11. Standard practice for Eddy-current examination of steel tubular products using magnetic saturation [First edition 1966]. – West Conshohocken: ASTM Internat. – DOI: 10.1520/E0309-11. – 2011. – 5 p. 18. Weymueller C. R. Inspecting welds in pressure vessels for nuclear systems // Welding Design in Fabrication. – 1978. – 51, № 3. – P. 95–97. 19. Dickinson F. S., Watkins B. Cracking in welded joints. Occurrence and prevention in nuclear plant. I / // Welding and Metal Fabrication. – 1973. – 41, №. 9. – P. 329–335. 20. Dickinson F. S., Watkins B. Cracking in welded joints. Occurrence and prevention in nuclear plant. II / // Ibid. – 1973. – 41, № 10. – P. 346–352. 21. Crawford A. H. Non-destructive testing of nuclear power reactor components // Non-Destructive Testing. – 1970. – 3. – P. 217–219. 22. Proceedings of the International Symposium on Non- destructive testing of nuclear power reactor components, Rotterdam, 26–27 Feb. 1970. – Nederlands: Atoomforum, 1970. – 41 p. 23. Rules for in-service inspection of nuclear power plant components, Section XI / ASME Boiler and Pressure Vessel Code. – New York: ASME. – 2012. – 574 p. 24. Decade of pre- and inservice examination experience / C. E. Lautzenheiser, W. T. Flach, E. R. Reinhart, S. A. Wenk // Proceedings of the American Society of Mechanical Engineers winter annual meeting, 11–15 Nov. 1973, Detroit. – New York: ASME, 1973. – 11 p. 25. Watkins B., Jackson H. B-scan presentation of ultrasonic results as applied to thick-walled pressure vessels // Proceedings of the 2nd Conference on Periodic inspection of pressurized components, June 4–6 1974; Institution of Mechanical Engineers. – London: Mechanical Engineering Publications, 1975. – P. 79–91. 26. Reactor vessel in-service inspection assembly US Patent 3809607 / Murray T. R., Burns D. C., filed Nov. 23, 1971, Int. Cl. G21e 17/00. – 10 p. 27. Pat. 3929007 US. Apparatus for carrying out ultrasonic inspection of pressure vessels / Dent K. H., Challenger R. S., published 12/30/1975, Int. Cl. G21C17/003; G01N29/04; G01N29/265; G21C17/01; G01N29/04; G01N29/26; G21C17/003; (IPC1-7): G01N29/04. – 6 p. 28. Pat. 3934457 US. Vessel nozzle inspection apparatus; Clark J. P., Smith T. D., Foster A. C. publ. 01/27/1976, Int. Cl. G01N29/04; G01N29/265; G01N29/28; G21C17/017; G01N29/04; G01N29/26; G01N29/28; G21C17/017; (IPC1- 7): G01N29/04. – 10 p. 29. Sattler F. J., Forrer G. R., Parker W. O. Inservice Inspection of Nuclear Plants // Materials Evaluation. – 1972. – 30, № 11. – P. 18A–22A, 27A–29A. 30. Forrer G. R., Sattler F. J. State-of-the-art review of nondestructive testing as applied to nuclear pressure vessels and components // Ibid. – 1975. – 33, №. 10. – P. 20A–23A, 25A–27A. 31. Reinhart E. R. EPRI program to improve nuclear code inspection methods // Ibid. – 1978. – 36, № 6. – P. 36–42. 32. Myoshi S. Inservice inspection of nuclear power station // Atsuryoku Gijutsu. – 1972. – 10, № 6. – P. 50–57. 33. Results of mock-up test on ultrasonic in-service inspection tool for nuclear reactor vessel / T. Yamaguchi, Y. Fukushima, M. Yamamoto et al. // Proceedings of the 2nd International Conference on Pressure vessel technology; 1–4 Oct. 1973, San Antonio, TX. – Vol. 2: Materials, fabrication, and inspection. – New York: ASME, 1973. – P. 685–699. 34. Ultrasonic В-scan inspection system for nuclear reactor pressure vessels using compound scanning / S. Sasaki, K. 53ТЕХНИЧЕСКАЯ ДИАГНОСТИКА И НЕРАЗРУШАЮЩИЙ КОНТРОЛЬ, №3, 2014 Kanda, M. Tadauchi et al. // Proceedings of the 2nd Confer- ence on Periodic inspection of pressurized components, June 4–6 1974; Institution of Mechanical Engineers. – London: Mechanical Engineering Publications. – 1975. – Р. 1–6. 35. Watkins B., Jackson H. Technique for inspection of light water reactor pressure vessels // Proc. Conf. Periodic inspection of pressure vessels, London, May 9–11 1972. – London: Institute of Mechanical Engineers. – 1973. – 274 p. 36. Watkins B. In-service inspection of the BR3 reactor in Mol // Non-Destructive Testing. – 1973. – 6. – Р. 191–194. 37. Watkins B. Periodic inspection of light water reactor pressure vessels // British Journal of Non-Destructive Testing. – 1973. – 15. – Р. 165–175. 38. Meyer H. -J. Aspects of in-service inspections on reactor pressure vessels in Germany // Materials Evaluation. – 1971. – 29, № 8. – P. 171–181. 39. Tenbusch T. Zerstoerungsfreie Pruefung von Schweissnaehten im Druckbehaelterbau // Schweissen und Schneiden. – 1974. – 26, № 5 – S. 166–169. 40. Trumpfheller R. Requirements for in-service inspection of water-cooled reactor vessels by nondestructive testing methods in Germany // Proc. Conf. Periodic inspection of pressure vessels, May 9–11 1972; London / Institute of Mechanical Engineers in London. – 1974. – 26, № 5. – P. 166–169. 41. Kolb K., Woelfel M. Zur Ultraschallpruefung von Kernreaktor- Druckbehaeltern // Materialpruefung. – 1975. – 17, № 10. – S. 352–358. 42. Seifert W. Einrichtungen (Manipulatoren) Insbesondere fuer Ultraschall-Pruefungen in Kernkraftwerken – Entwicklungsstand, Einsatz und Betriebserfahrungen // VGB Kraftwerkstech. – 1978. – 58. – P. 506–511. 43. Stumm W. Die Anpassung der Wirbelstrom-Verfahren an die Vielfaeltigen Probleme im Reaktor // Materialpruefung. – 1976. – 18, № 4. – S. 109–114. 44. Титов С. С помощью неразрушающего контроля // Росэ- нергоатом. – 2011. – № 8. – С. 20–23. 45. 9th International Conference on NDE in relation to structural integrity for nuclear and pressurized components; May 22- 24, 2012, Seattle [Електронний ресурс]. – Режим доступу: http://www.9thnde.com. 46. The 10th European Conference on Nondestructive testing and technical diagnostics // Russ. J. Nondestructive Testing. – 2008. – 44. – P. 727–731. 47. 18th World Conference on Non destructive testing – WCNDT; Durban, South Africa, 16-20 April, 2012 [Електронний ре- сурс]. – Режим доступу: http://www.wcndt2012.org.za. 48. 13th International Conference on Pressure vessel technology: 20–23 May, 2012: Programme. – London: Institution of Mechanical Engineers. – 2012. – 8 p. 49. Weeks J. R. Radiation embrittlement and annealing of VVER pressure vessels // Proceedings of the 4th international symposium «Environmental degradation of materials in nuclear power systems – water reactors» / Ed. by D. Cubicciotti. – Houston: NACE, 1990. – P. 2–64 – 2–75. 50. ENIQ Recommended Practice 10: Personnel Qualification / ENIQ report № 38, European Commission, Joint Research Centre, Institute for Energy, Petten, The Netherlands. EUR 24112 EN. – Luxembourg: Publications Office of the European Union, 2010. – 26 p. 51. Flaw evaluation procedure and acceptance criteria for nuclear components in ASME Code Section XI / R. C. Cipolla, G. H. DeBoo, W. H. Bamford et al. // Flaw evaluation, service experience, and reliability: Proc. 2003 ASME pressure vessels and piping conf.; Cleveland, July 20–24, 2003 / Ed. by P.-S. Lam. – PVP Series Vol. 463. – New York: ASME Press, 2003. – P. 3–18. 52. Kerntechnischer Ausschuss, Komponenten der Primärkreises von Leichtwasserreaktoren. Teil 4: Wiederkehrende Prüfungen und Betriebsüberwachung, KTA 3201.4, Fassung 2010–2011. – Cologne: KTA, 2011. – 38 S. 53. Kerntechnischer Ausschuss. Komponenten des Primär- kreises von Leichtwasserreaktoren. Teil 1: Werkstoffe und Erzeugnisformen, KTA 3201.1, Fassung 2010–2011. – Cologne: KTA, 2011. – 160 S. 54. Kerntechnischer Ausschuss. Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren. Teil 2: Auslegung, Konstruktion und Berechnung, KTA 3201.2, Fassung 2010–2011. – Cologne: KTA, 2011. – 157 S. 55. Kerntechnischer Ausschuss. Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren. Teil 3: Herstellung, KTA 3201.3, Fassung 2010–2011. – Cologne: KTA, 2011. – 164 S. 56. Kerntechnischer Ausschuss. Komponenten des Primärkrei- ses von Leichtwasserreaktoren. Teil 1: Werkstoffe und Er- zeugnisformen, KTA 3201.1, Fassung 2010–2011. – Co- logne: KTA, 2011. – 160 S. 57. Kerntechnischer Ausschuss. Komponenten des Primär- kreises von Leichtwasserreaktoren. Teil 2: Auslegung, Konstruktion und Berechnung, KTA 3201.2, Fassung 2010– 2011. – Cologne: KTA, 2011. – 157 S. 58. Kerntechnischer Ausschuss. Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren. Teil 3: Herstellung, KTA 3201.3, Fassung 2010–2011. – Cologne: KTA, 2011. – 164 S. 59. Baylac G., Grandemange J. M. The French code RCC-M: Design and construction rules for the mechanical components of PWR nuclear islands // Nuclear Engineering and Design. – 1991. – 129. – P. 239–254. 60. Heng C., Grandemange J. M., Morel A. RCC-M (Rules for design and construction of nuclear components) // Nuclear Engineering and Design. – 1987. – 98. – P. 265–277. 61. Grandemange J. M. Adaptation of RCC-M design and construction rules to the evolution of projects needs, regulatory evolutions and international exchanges // Proceedings of the ASME 2009 Pressure vessel and piping division conference (PVP2009, July 26–30, 2009; Prague). – Report PVP2009–78046. – ASME. – 2009. – 6 p. 62. Nondestructive examination. Chapter 7 / 0071456368 Pressure Vessels. – McGraw–Hill, 2004. – P. 199–209. 63. Rich S. H., Venkatasubramanian V. Model-based reasoning in diagnostic expert systems for chemical process plants // Computers & Chemical Engineering. – 1987. – 11. – P. 111–122. 64. Milne R. Strategies for diagnosis // IEEE Transactions: Systems, Man and Cybernetics. – 1987. – 17. – P. 333–339. 65. A review of process fault detection and diagnosis. Pt I: Quantitative Model-Based Methods / V. Venkatasubramanian, R. Rengaswamy, K. Yin, S. N. Kavuri // Computers & Chemical Engineering. – 2003. – 27. – P. 293–311. 66. Venkatasubramanian V., Rengaswamy R., Kavuri S. N. A review of process fault detection and diagnosis. Pt II: Qualitative models and search strategies // Ibid. – 2003. – 27. – P. 313–326. 67. A review of process fault detection and diagnosis: Part III: Process history based methods / V. Venkatasubramanian, R. Rengaswamy, S. N. Kavuri, K. Yin // Ibid. – 2003. – 27. – P. 327–346. 68. Prognostics and health management in nuclear power plants: a review of technologies and applications / J. B. Coble, P. Ramuhalli, L. J. Bond et al. / Report PNNL–21515. – Richland: Pacific Northwest National Laboratory, July 2012. – 124 p. 69. Ayaz E. Component-wide and plant-wide monitoring by neural networks for Borssele Nuclear Power Plant // Energy Conversion and Management. – 2008. – 49. – P. 3721–3728. 70. Real time reactor noise diagnostics for the Borssele (PWR) Nuclear Power Plant / B. Barutcu, S. Seker, E. Ayaz, T. Turkcan // Progress in Nuclear Energy. – 2003. – 43. – P. 137–143. 71. Comparisons between the various types of neural networks with the data of wide range operational conditions of the Borssele NPP / E. Ayaz, S. Seker, B. Barutcu, T. Turkcan // Ibid. – 2003. – 43. – P. 381–387. 72. Overview of the nuclear power plant structural integrity research in Finland / K. Toerroenen, A. Aaltonen, H. Haenninen et al. // International Journal of Pressure Vessels and Piping. – 1993. –55. – P. 3–59. 73. Advanced instrumentation, information, and control system technologies: nondestructive examination technologies – FY11 report / R. M. Meyer, J. B. Coble, P. Ramuhalli, L. J. Bond / Report PNNL–20671. – Richland: Pacific Northwest National Laboratory, 2011. – 86 p. 54 ТЕХНИЧЕСКАЯ ДИАГНОСТИКА И НЕРАЗРУШАЮЩИЙ КОНТРОЛЬ, №3, 2014 74. Technology readiness level / Wikipedia. The Free Encyclopedia: [Електронний ресурс]. – Режим доступу: http://en.wikipedia.org/wiki/Technology_readiness_level. 75. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопро- водов атомных энергетических установок: ПНАЭ г-7- 002–86. – м.: Энергоатомиздат, 1989. – 525 с. 76. Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок сварные соединения и наплавки правила кон- троля, ПН АЭ г-7-010–89. – M.: Энергоатомиздат. – 1989. – 73 с. 77. Унифицированный ядерный реактор ВВЭР-1000 (В-320) [Електронний ресурс]. – Режим доступу: http://sites. google.com/site/alexianon/chtivo/nuclear/unificirovannyj- adernyj-reaktor-vver-1000-v-320. 78. Анализ испытаний материалов корпусов ВВЭР–1000 на ударную вязкость по стандартной программе образ- цов-свидетелей / В. Н. Васильченко, В. г. Ковыршин, Э. У. гриник, В. Н. Ревка // Атомная энергия. – 2008. – 105, B. 6. – С. 325–329. 79. Review and comparison of WWER and LWR codes and standards / Buckthorpe D., Tashkinov A., Brynda J. et al. // Trans. 17th Internat. Conf. Structural mech. in reactor technology (SMiRT 17) Prague, Czech Republic, August 17–22, 2003. Paper № F01–2. – 2003. – 8 р. 80. Brumovsky М. VERLIFE: Unified procedure for lifetime assessment of components and piping in WWER NPPs during operation—updating and further development / м. Brumovsky // Proc. ASME 2009 pressure vessels and piping conf. (PVP2009). – Vol. 1, Codes and Standards. – Paper No PVP2009–77392. – 2009. – P. 745–750. 81. Опыт проведения магнито-твердометрического контро- ля металла корпуса и шахты реактора первого энергобло- ка Волгодонской АЭС на базе безобразцовой технологии / м. Б. Бакиров, В. В. Потапов, Б. И. грибов и др. // Сб. докладов на VII рос. конф. по реакторному материало- ведению; Димитровград, 8–12 сент. 2003 г. – Доклад № 37. – 19 с. 82. Loviisa Nuclear Power Plant / Wikipedia. The Free Encyclopedia: [Електронний ресурс]. – Режим доступу: http://en.wikipedia.org/wiki/Loviisa_Nuclear_Power_Plant. 83. LYRA and other projects on RPV steel embrittlement: Study and mitigation of the AMES Network / Debarberis L., von Estorff U., Crutzen S. et al. // Nucl. Eng. Des. – 2000. – 195. – P. 217–226. 84. The role of the Joint Research Centre from the European Commission in the European Structural Integrity Networks AMES, ENIQ and NESC / von Estorff U., Crutzen S., Frigola P. et al. // Nucl. Eng. Des. – 1999. – 190. – P. 347–352. 85. Horacek L. NDT Qualification achievements for WWER type RPV and piping systems / L. Horacek // Proc. ASME 2009 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP2009) July 26–30, 2009, Prague, Czech Republic. – ASME. – 5. – P. 151–157. 86. Система ТВ измерительного контроля корпуса реактора СТС-К-78П / Диаконт: [Електронний ресурс]. – Режим доступу: http://www.diakont.ru/ru/products/katalog/one/ catalog_sect=702_id=49.html. 87. Система контроля СК27 / НИКИТм «ЭКС- ПЕРТ-ЦЕНТР». 2012 [Електронний ресурс]. – Режим до- ступу: http://www.ndtexpert.ru/index.php?option=com_con tent&view=article&id=14&Itemid=28. 88. Advanced approach of reactor pressure vessel in-service inspection / Pajnic M., Markulin K., Matokovic A., Franjic H. // Proc. 10th European conf. on Non-destr. Testing 10– ECNDT, June 7–11, 2010, Moscow. – Paper 1-12-16. – M.: RSNTTD. – 2010. – 15 p. 89. Система контроля СК187 / НИКИТм «ЭКС- ПЕРТ-ЦЕНТР» 2012 [Електронний ресурс]. – Режим до- ступу: http://www.ndtexpert.ru/index.php?option=com_con tent&view=article&id=13s13&catid=4:k4&Itemid=27. 90. Реакторы под усиленным контролем / ENERGOATOM [Опубл. 08.08.2006] [Електронний ресурс]. – Режим до- ступу: http://www.energoatom.kiev.ua/ua/news/nngc?_ m=pubs&_t=rec&id=14418. 91. Recent development for inservice inspection of reactor pressure vessels / K. Fischer, G. Engl, W. Rathgeb, R. Heümuller // Nuclear Engineering and Design. – 1991. –128. – Р. 51–65. 92. Heumüller R., Guse G., Rückelt B. Qualification and validation of new SAPHIR – UT–technology // The e-Journal of Nondestructive Testing & Ultrasonics; ISSN: 1435-4934. – 1998. – 3, № 11. – Рaper 317 [Електронний ресурс]. – Режим доступу: http://www.ndt.net/article/ecndt98/ reliabil/317/317.htm. 93. Dirauf F., Gohlke B., Fischer E. Innovative robotics and ultrasonic technology at the examination of reactor pressure vessels in BWR and PWR nuclear power stations // The e-Journal of Nondestructive Testing & Ultrasonics; ISSN: 1435-4934. – 1998. – 3, № 10. – Рaper 222: [Електрон- ний ресурс]. – Режим доступу: http://www.ndt.net/article/ ecndt98/nuclear/222/222.htm. 94. Неразрушающие методы диагностики и контроля ме- талла / Нац. научный центр «харьковский физико-тех- нический институт» [Опубл. 14.12.2009] [Електронний ресурс]. – Режим доступу: http://www.atomic-energy.ru/ technology/7406. 95. Влащенко А. На Южно-Украинской АЭС начато обсле- дование корпуса реактора энергоблока № 2 изнутри / Novosti-N.mk.ua [14.07.2011] [Електронний ресурс]. – Ре- жим доступу: http://novostin.mk.ua/news/read/?id=32092. 96. Реакторная сталь. Условия работы конструкционных материалов и требования к ним [Електронний ресурс] // STEELCAST.RU. – Режим доступу: http://steelcast.ru/ reactor_steel00 (15.09.2013). Stages of development of acoustic emission method for diagnostics of the state of nuclear engineering facilities have been analyzed. It is shown that NDT methods play an extremely important role in ensuring safe operation of NPP reactor cases. Their introduction at the stage of nuclear reactor manufacturing and operation has made significant progress during several decades. The first mention of it dates back to 1958, when a symposium was held on application of NDT methods in nuclear engineering. In it application of radiographic method was noted and the need to apply other NDT methods for complete check of nuclear reactor bodies was emphasized. Later on the Boiler and Pressure Vessel Code developed by American Society for Mechanical Engineering appeared, one of the sections of which is devoted to defining the minimum requirements to vessel manufacture and covers visual examination and diagnostics of the integrity of the body with application of standardized NDT methods, such as magnetic powder, penetrant, radiographic, ultrasonic and eddy current testing. Special attention at the stage of reactor body manufacture was given to welded joints. As shown in the review based on analysis of published sources, nuclear engineering was developing in all the leading countries of the world, and together with it, also application of NDT methods, including acoustic emission. Appropriate normative base was created for it that allows taking NDT to industrial level, and avoiding contradictions in interpretation of diagnostic results. Importance of the work conducted by local and foreign specialists as regards assessment of the condition of WWER reactor bodies is high-lighted, and respective means are described that are used for this purpose. 96 References. K e y w o r d s : acoustic emission, nuclear reactors, diagnostics, world nuclear engineering Надійшла до редакції 09.06.2014
id nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-103589
institution Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
issn 0235-3474
language Ukrainian
last_indexed 2025-12-07T18:16:17Z
publishDate 2014
publisher Інститут електрозварювання ім. Є.О. Патона НАН України
record_format dspace
spelling Неклюдов, І.М.
Назарчук, З.Т.
Скальський, В.Р.
Добровольська, Л.Н.
2016-06-20T16:11:38Z
2016-06-20T16:11:38Z
2014
Застосування методу акустичної емісії для діагностування корпусів ядерних реакторів (огляд). Повідомлення І. Еволюція застосування неруйнівного контролю у світовій ядерній енергетиці / І.М. Неклюдов, З.Т. Назарчук, В.Р. Скальський, Л.Н. Добровольська // Техническая диагностика и неразрушающий контроль. — 2014. — № 3. — С. 41-54. — Бібліогр.: 96 назв. — укр.
0235-3474
https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/103589
620.19.40
Проаналізовано етапи розвитку методу акустичної емісії для діагностування стану об’єктів ядерної енергетики. Показано, що методи неруйнівного контролю (НК) відіграють надзвичайно важливу роль у забезпеченні безаварійної роботи корпусів реакторів АЕС. Їх впровадження на етапі виготовлення та експлуатування ядерних реакторів зазнало суттєвого розвитку впродовж кількох десятирічь. Перша згадка про це датована 1958 р., коли відбувся симпозіум щодо застосування методів НК у ядерній енергетиці. На ньому відзначено застосування радіографічного методу та наголошено на необхідності використання інших методів НК для повної перевірки якості корпусів ядерних реакторів. Згодом появився Кодекс нормативів для котлів та ємностей, що працюють під тиском, розроблений Американським товариством інженерів, один із розділів якого присвячено формулюванню мінімальних вимог до виготовлення ємностей і охоплював візуальну перевірку та діагностування цілісності корпусу за допомогою стандартизованих методів НК, як то магнітопорошкового, проникаючих рідин, радіографії, ультразвукової дефектоскопії та вихрострумового. Особливу увагу на етапі виготовлення корпусу реактора приділяли зварним з’єднанням. Як показано в огляді на підставі аналізу літературних джерел, у всіх провідних країнах світу продовжує розвиватись ядерна енергетика, а разом з нею і застосування методів НК, в тому числі і акустичної емісії. Під це підведена відповідна нормативна база, що дозволяє поставити НК на промисловий рівень і уникати протиріч в тлумаченні результатів діагностування. Висвітлено важливість робіт, які проведені вітчизняними та зарубіжними фахівцями стосовно оцінювання стану корпусів реакторів ВВЕР та описано відповідні засоби, що використовують для цього.
Stages of development of acoustic emission method for diagnostics of the state of nuclear engineering facilities have been analyzed. It is shown that NDT methods play an extremely important role in ensuring safe operation of NPP reactor cases. Their introduction at the stage of nuclear reactor manufacturing and operation has made significant progress during several decades. The first mention of it dates back to 1958, when a symposium was held on application of NDT methods in nuclear engineering. In it application of radiographic method was noted and the need to apply other NDT methods for complete check of nuclear reactor bodies was emphasized. Later on the Boiler and Pressure Vessel Code developed by American Society for Mechanical Engineering appeared, one of the sections of which is devoted to defining the minimum requirements to vessel manufacture and covers visual examination and diagnostics of the integrity of the body with application of standardized NDT methods, such as magnetic powder, penetrant, radiographic, ultrasonic and eddy current testing. Special attention at the stage of reactor body manufacture was given to welded joints. As shown in the review based on analysis of published sources, nuclear engineering was developing in all the leading countries of the world, and together with it, also application of NDT methods, including acoustic emission. Appropriate normative base was created for it that allows taking NDT to industrial level, and avoiding contradictions in interpretation of diagnostic results. Importance of the work conducted by local and foreign specialists as regards assessment of the condition of WWER reactor bodies is high-lighted, and respective means are described that are used for this purpose
uk
Інститут електрозварювання ім. Є.О. Патона НАН України
Техническая диагностика и неразрушающий контроль
Научно-технический раздел
Застосування методу акустичної емісії для діагностування корпусів ядерних реакторів (огляд). Повідомлення І. Еволюція застосування неруйнівного контролю у світовій ядерній енергетиці
Application of acoustic emission method for diagnostics of nuclear reactor bodies (review). Information I. Evolution of non-destructive testing application in world nuclear power generation
Article
published earlier
spellingShingle Застосування методу акустичної емісії для діагностування корпусів ядерних реакторів (огляд). Повідомлення І. Еволюція застосування неруйнівного контролю у світовій ядерній енергетиці
Неклюдов, І.М.
Назарчук, З.Т.
Скальський, В.Р.
Добровольська, Л.Н.
Научно-технический раздел
title Застосування методу акустичної емісії для діагностування корпусів ядерних реакторів (огляд). Повідомлення І. Еволюція застосування неруйнівного контролю у світовій ядерній енергетиці
title_alt Application of acoustic emission method for diagnostics of nuclear reactor bodies (review). Information I. Evolution of non-destructive testing application in world nuclear power generation
title_full Застосування методу акустичної емісії для діагностування корпусів ядерних реакторів (огляд). Повідомлення І. Еволюція застосування неруйнівного контролю у світовій ядерній енергетиці
title_fullStr Застосування методу акустичної емісії для діагностування корпусів ядерних реакторів (огляд). Повідомлення І. Еволюція застосування неруйнівного контролю у світовій ядерній енергетиці
title_full_unstemmed Застосування методу акустичної емісії для діагностування корпусів ядерних реакторів (огляд). Повідомлення І. Еволюція застосування неруйнівного контролю у світовій ядерній енергетиці
title_short Застосування методу акустичної емісії для діагностування корпусів ядерних реакторів (огляд). Повідомлення І. Еволюція застосування неруйнівного контролю у світовій ядерній енергетиці
title_sort застосування методу акустичної емісії для діагностування корпусів ядерних реакторів (огляд). повідомлення і. еволюція застосування неруйнівного контролю у світовій ядерній енергетиці
topic Научно-технический раздел
topic_facet Научно-технический раздел
url https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/103589
work_keys_str_mv AT neklûdovím zastosuvannâmetoduakustičnoíemísíídlâdíagnostuvannâkorpusívâdernihreaktorívoglâdpovídomlennâíevolûcíâzastosuvannâneruinívnogokontrolûusvítovíiâderníienergeticí
AT nazarčukzt zastosuvannâmetoduakustičnoíemísíídlâdíagnostuvannâkorpusívâdernihreaktorívoglâdpovídomlennâíevolûcíâzastosuvannâneruinívnogokontrolûusvítovíiâderníienergeticí
AT skalʹsʹkiivr zastosuvannâmetoduakustičnoíemísíídlâdíagnostuvannâkorpusívâdernihreaktorívoglâdpovídomlennâíevolûcíâzastosuvannâneruinívnogokontrolûusvítovíiâderníienergeticí
AT dobrovolʹsʹkaln zastosuvannâmetoduakustičnoíemísíídlâdíagnostuvannâkorpusívâdernihreaktorívoglâdpovídomlennâíevolûcíâzastosuvannâneruinívnogokontrolûusvítovíiâderníienergeticí
AT neklûdovím applicationofacousticemissionmethodfordiagnosticsofnuclearreactorbodiesreviewinformationievolutionofnondestructivetestingapplicationinworldnuclearpowergeneration
AT nazarčukzt applicationofacousticemissionmethodfordiagnosticsofnuclearreactorbodiesreviewinformationievolutionofnondestructivetestingapplicationinworldnuclearpowergeneration
AT skalʹsʹkiivr applicationofacousticemissionmethodfordiagnosticsofnuclearreactorbodiesreviewinformationievolutionofnondestructivetestingapplicationinworldnuclearpowergeneration
AT dobrovolʹsʹkaln applicationofacousticemissionmethodfordiagnosticsofnuclearreactorbodiesreviewinformationievolutionofnondestructivetestingapplicationinworldnuclearpowergeneration

Similar Items