Материаловедческое обоснование эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР за пределами проектного срока службы

• Автор: Ерак, Дмитрий Юрьевич
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Докторская
• Год защиты: 2013
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 229 с. : ил.

СОДЕРЖАНИЕ
СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ
ГЛАВА 1. РАДИАЦИОННЫЙ РЕСУРС КР ВВЭР
ОСНОВНЫЕ МАТЕРИАЛОВ ЕДЧЕСКИЕ ЗАДАЧИ ПРИ ОБОСНОВАНИИ ЭКСПЛУАТАЦИИ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ЗА ПРЕДЕЛАМИ ПРОЕКТНОГО
СРОКА СЛУЖБЫ
ГЛАВА 2. ИССЛЕДОВАНИЕ УСЛОВИЙ ОБЛУЧЕНИЯ ОБРАЗЦОВ-СВИДЕТЕЛЕЙ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР
2.1 Определение температуры ОС КР ВВЭР-440 при облучении
2.2 Определение параметров нейтронного поля в местах облучения ОС КР ВВЭР
ГЛАВА 3. ПРОГНОЗИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ
МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440 ПЕРВОГО ПОКОЛЕНИЯ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЗА ПРЕДЕЛАМИ ПРОЕКТНОГО СРОКА СЛУЖБЫ
3.1 Исследование повторного после отжига радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-440. Мониторинг изменения свойств металла корпусов реакторов ВВЭР-440 1-го поколения методом ускоренного дооблучения металла темплетов
3.2 Разработка модели повторного радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 при эксплуатации за пределами проектного срока службы
3.3 Уточнение величины флюенса быстрых нейтронов на стенке корпуса реактора типа ВВЭР-440. Рассмотрение возможности эксплуатации корпусов реакторов за пределами проектного срока службы
3.3.1 Применение нейтронно-активационных измерений у внешней поверхности корпуса реактора для верификации расчетов флюенса нейтронов на корпус реактора
3.3.2 Исследование проб металла с внутренней поверхности корпусов реакторов
3.3.3 Рассмотрение возможных сроков эксплуатации корпусов реакторов типа ВВЭР
ГЛАВА 4. МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ ПРОДЛЕНИЯ РЕСУРСА КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000
4.1 Обоснование и обеспечение представительности по условиям облучения программ
образцов-свидетелей корпусов реакторов
ВВЭР-1000

4.1.1 Исследование условий облучения образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-1000
4.1.2 Модернизация программ образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-1000,
находящихся в эксплуатации
4.2 Обоснование кинетики радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов
ВВЭР-1000 при эксплуатации за пределами проектного срока службы
4.2.1 Исследование радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при ускоренном облучении
4.2.2 Разработка техники и методики ускоренных радиационных испытаний материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с использованием уникальной установки — реактора ИР

4.2.3 Прогнозирование радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 по результатам испытания образцов-свидетелей
4.2.4 Прогнозирование радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при различной скорости облучения быстрыми нейтронами
4.2.5 Прогнозирование радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при эксплуатации за пределами проектного срока службы
ГЛАВА 5. ИССЛЕДОВАНИЕ ВОЗМОЖНОСТИ ПРОДЛЕНИЯ СРОКОВ СЛУЖБЫ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000 МЕТОДОМ ВОССТАНОВИТЕЛЬНОГО ОТЖИГА МЕТАЛЛА ОБЛУЧАЕМОЙ ЧАСТИ
5.1 Исследование восстановления свойств металла корпусов реакторов ВВЭР-1000 при проведении восстановительного отжига по различным температурно-временным режимам
5.2 Исследование кинетики повторного после отжига радиационного охрупчивания
материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

ВВЕДЕНИЕ
Актуальность темы
Уровень экономики страны напрямую зависит от количества потребляемой энергии. Одной из самых перспективных энерготехнологий является ядерная энергетика, которая может обеспечить стабильное энергоснабжение в условиях предполагаемого дефицита в энергоресурсах в этом столетии. В России в настоящее время в эксплуатации находятся АЭС с реакторами типа РБМК и ВВЭР, которые производят приблизительно 16% электроэнергии в стране. Дальнейшее развитие ядерной энергетики страны определено федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года». Наряду со строительством новых АЭС, программа предусматривает также повышение эффективности и продление ресурса действующих АЭС, обоснованного с точки зрения безопасности и рентабельности.
Основным незаменяемым элементом реакторной установки ВВЭР является корпус реактора. Вместе с тем, корпус реактора является одним из наиболее важных барьеров безопасности для реакторной установки (РУ) с легководными энергетическими реакторами. Основным требованием к корпусу реактора (КР) является сохранение целостности при штатных условиях эксплуатации и любых проектных авариях. В процессе эксплуатации происходит деградация свойств материала КР, контроль состояния которых осуществляется по образцам-свидетелям (ОС), изготовленным из тех же материалов и с соблюдением тех же технологических параметров, что и КР. Исследование ОС выявило часть проблем, решение которых необходимо для корректного мониторинга состояния металла корпуса реактора при эксплуатации. Продление проектного срока службы КР с учетом реализации компенсирующих мероприятий потребовало разработки

возникает в связи с необходимостью использования результатов исследования образцов, облученных в исследовательском или энергетическом реакторе, для прогноза свойств металла стенки корпуса промышленного реактора. Очевидно, что спектры нейтронов в местах облучения образцов и на стенке корпуса реактора не совпадают в большей или меньшей степени.
Основным параметром в оценке радиационного охрупчивания является флюенс быстрых нейтронов. При этом фиксируется нижний энергетический порог учета нейтронов в повреждении материала. Так в практике анализа радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов в качестве дозовой характеристики быстрых нейтронов используется флюенс с энергией выше 1 МэВ - для западных тепловых реакторов корпусного типа и выше 0,5 МэВ - для аналогичных российских реакторов. Очевидно, что при одинаковом спектре величины флаксов и флюенсов быстрых нейтронов с различными пороговыми энергиями отличаются друг от друга. Так, значения флакса и флюенса в одинаковом нейтронном поле в местах размещения образцов-свидетелей и самого корпуса при использовании пороговых энергий 0,5 и 1 МэВ отличаются на 30-40% в зависимости от спектра нейтронов. В принципе отсутствуют какие-либо априорные соображения для выбора величины пороговой энергии быстрых нейтронов, однако очевидно, что при одинаковом спектре может использоваться произвольное значение этой энергии. Проблема выбора пороговой энергии возникает при сопоставлении данных, облученных в различных спектрах.
Выбор величины пороговой энергии быстрых нейтронов 0,5 МэВ для российских реакторов основывался на результатах экспериментальных исследований и, что важно связывался со спектральными характеристиками нейтронного поля.
С точки зрения учета влияния спектра быстрых нейтронов, флюенс быстрых нейтронов с энергией выше определенного порога не является идеальным параметром повреждающей дозы. В более строгой форме дозовый параметр, учитывающий влияние спектра, может быть представлен выражением:
В=/0(Е)ср(Е)с1Е, (2.1)