Радиационное охрупчивание материалов корпусов ядерных энергетических установок ВВЭР

Радиационное охрупчивание материалов корпусов ядерных энергетических установок ВВЭР

Автор: Николаев, Юрий Анатольевич

Автор: Николаев, Юрий Анатольевич

Шифр специальности: 05.14.03

Научная степень: Докторская

Год защиты: 2003

Место защиты: Москва

Количество страниц: 250 с. ил.

Артикул: 2624962

Стоимость: 250 руб.

ВВЕДЕНИЕ. ГЛАВА 1. Проблемы эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР. Проблемы эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР. Проблемы эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР. ГЛАВА II. РАЗРУШЕНИЕ МЕТАЛЛОВ И ВЯЗКОХРУПКИЙ ПЕРЕХОД. ГЛАВА III. Методика определения критической температуры хрупкости при испытании стандартных образцов Шарпи 1 Ох x мм. Корреляционные соотношения между значениями Тк, определенными по результатам испытаний стандартных полноразмерных и малоразмерных образцов на ударный изгиб. ГЛАВА IV. Влияние флюенса быстрых нейтронов
4. Влияние флакса быстрых нейтронов. ГЛАВА V. Стадийность изменения различных характеристик низколегированных сталей от повреждающей дозы. ГЛАВА VI. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОСТАТИСТИЧЕСКИЙ АНАЛИЗ ИЗМЕНЕНИЯ МЕХАНИЧЕСКИХ СВОЙСТВ МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ В ПРОЦЕССЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ. Радиационное охрупчивание материала сварных швов корпусов реакторов ВВЭР. ВВЭР в рамках исследовательских программ . Это позволяет сделать оценки состояния металла корпусов и возможности продления их срока службы.


Особую актуальность при этом приобрела задача определения степени восстановления механических свойств в результате отжига и оценки кинетики охрупчивания материалов корпуса при повторном облучении. Тк, использующиеся в настоящее время для оценки радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов 7, в соответствии с действующими в шестидесятых семидесятых годах нормативными документами не были включены в программу сдаточных испытаний материалов корпусов реакторов вместо построения сериальных кривых по результатам испытаний при различных температурах образцов Шарпи с Уобразным надрезом на ударный изгиб для определения критической температуры хрупкости определялась ударная вязкость образцов Шарпи с иобразным надрезом при комнатной температуре
0. I
О I
со
Рис. Сравнение диапазонов изменения фосфора а, меди б и никеля в в металле сварных швов корпусов реакторов ВВЭР, ВВЭР и ВВЭР. Для оценки кинетики повторного радиационного охрупчивания было обосновано использование модели горизонтального сдвига. В соответствии с этой моделью предполагается, что начальная скорость радиационного охрупчивания при повторном облучении соответствует скорости охрупчивания в первичном процессе, начиная с точки, в которой сдвиг критической температуры хрупкости равен остаточному сдвигу критической температуры хрупкости после отжига. Использование модели горизонтального сдвига для определения критической температуры хрупкости металла корпуса реактора при эксплуатации после его отжига было одобрено Госатомнадзором РФ . Для оценки повторного радиационного охрупчивания по модели горизонтального сдвига необходимо знать содержание в стали фосфора1 и меди, критическую температуру хрупкости стали после отжига и в исходном до облучения состоянии . Поскольку, как было сказано выше, Тко для материалов корпусов реакторов первого поколения не определялась, была разработана специальная методика оценки Тко по результатам отжига облученной стали. В соответствии с этой методикой верхняя оценка значения Тк0 может быть определена как среднее значение критической температуры хрупкости облученной стали после
отжигов при 5 С в течение 0 часов и при 0 С в течение 2 часов 5 минут с последующим охлаждением на воздухе . Для получения параметров, необходимых в соответствии с , для определения кинетики повторного радиационного охрупчивания, с по годы с внутренней поверхности ряда корпусов реакторов ВВЭР табл. Вырезка темплетов на некоторых из блоков, перечисленных в табл. Отметим, что все блоки после вырезки темплетов успешно эксплуатируются до настоящего времени. Таблица 1. Исследование металла темплетов, вырезанных с внутренней поверхности корпусов реакторов, позволило определить фактическое состояние материалов корпусов реакторов, определить значение критической температуры хрупкости стали после пострадиационного отжига, оценить значение Тко для материала сварного шва активной зоны, измерить концентрацию в стали фосфора и меди. Все эксплуатирующиеся в России корпуса реакторов ВВЭР исчерпали или близки к исчерпанию своего проектного ресурса. Исследования, проведенные на образцах металла, аналогичного металлу корпусов, а также на образцах, вырезанных непосредственно из действующих корпусов, показали, что модель горизонтального сдвига является огибающей для всех доступных к настоящему времени результатов и может быть использована для консервативной оценки охрупчивания этих корпусов на достаточно длительный период сверх проектного срока службы . Для подтверждения применимости модели горизонтального сдвига для оценки охрупчивания материалов корпусов реакторов при повторном после отжига облучении проводятся работы по дополнительному облучению темплетов, вырезанных из корпусов действующих реакторов, в каналах для образцовсвидетелей реакторов ВВЭР. Необходимо отметить, что модель горизонтального сдвига по сути является не моделью повторного радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов, а верхней огибающей, консервативной оценкой кинетики повторного облучения. Проблемы эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР. В отличии от проекта ВВЭР корпуса реакторов ВВЭР снабжены образцамисвидетслями, которые к настоящему времени практически все испытаны.

Рекомендуемые диссертации данного раздела

28.06.2016

+ 100 бесплатных диссертаций

Дорогие друзья, в раздел "Бесплатные диссертации" добавлено 100 новых диссертаций. Желаем новых научных ...

15.02.2015

Добавлено 41611 диссертаций РГБ

В каталог сайта http://new-disser.ru добавлено новые диссертации РГБ 2013-2014 года. Желаем новых научных ...


Все новости

Время генерации: 0.185, запросов: 237