Управление ресурсом корпусов атомных реакторов

• Автор: Рогов, Михаил Фалеевич
• Шифр специальности: 01.02.06
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2005
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 104 с. : ил.

1 Режимы эксплуатации и сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов ВВЭР
1.1 Анализ условий и режимов эксплуатации корпусов реакторов
1.2 Возможные подходы к разработке методики расчета сопротивления хрупкому разрушению корпусов реакторов
1.3 Принятая методика расчета сопротивления хрупкому разрушению корпусов реакторов
1.4 Анализ характеристик, определяющих сопротивление хрупкому разрушению корпусов ВВЭР
2 Исследование деградации свойств стали 15Х2МФА в процессе эксплуатации
2.1 Материалы, используемые для изготовления корпусов реакторов типа ВВЭР
2.2 Влияния радиационного воздействия на механические свойства реакторных материалов
2.3 Влияние радиационного воздействия на вязкость стали 15Х2МФА
2.4 Влияние облучения на свойства сталей при повторно-статическом
нагружении
3 Разработка способов продления ресурса корпусов реакторов
3.1 Возможные подходы к управлению ресурсом корпусов реакторов
3.2 Разработка методологии определения степени восстановления характеристик материалов в процессе отжига
3.3 Определение критической температуры хрупкости при испытаниях нестандартных образцов
4 Обоснование ресурса корпуса реактора ВВЭР-440 после отжига
4.1 Влияние отжига и повторного облучения в исследовательских реакторах на Тк стали 15Х2МФА и металла шва
4.2 Радиационное охрупчивание и восстановление свойств металла реактора блок 1 Нововоронежской АЭС
4.3 Исследования металла темплетов, вырезанных из корпусов реакторов блоков 2, 3 и 4 Нововоронежской АЭС
4.4 Испытания металла темплетов, вырезанных из корпусов реакторов АЭС «Козлодуй»
5 Организация работ на АЭС по реализации отжига корпусов реакторов ВВЭР
5.1 Оборудование для отжига
5.2 Выполнение отжига корпусов реакторов на АЭС Выводы
Список литературы

На десяти АЭС России находятся в эксплуатации 30 энергоблоков общей мощностью 22,2 ГВт [1]. Суммарное производство электроэнергии атомными станциями в 2003 году составило 148,6 млрд. кВт.ч, или 16,5% объема производства электроэнергии при доле АЭС в общей установленной мощности ~11%. Темп роста к 2002 г. - 6,3%. В 2004 и 2005 г. выработка электроэнергии на АЭС должна составить 148,8 и 152,5 млрд. кВт.ч. соответственно.
В программе развития атомной энергетики России на 1998-2005 годы и на период до 2010 года [2], предусмотрено продолжение эксплуатации энергоблоков АЭС после окончания проектного 30-летнего срока службы за счет выполнения комплекса работ, обеспечивающих безопасность их дальнейшей эксплуатации.
Проблема обеспечения проектных сроков службы энергоблоков АЭС и их продления в настоящее время весьма актуальна не только в России, но и во многих странах мира [3]. Решение этой проблемы позволяет повысить эффективность АЭС без дополнительных вложений на замещение выводимых из эксплуатации мощностей.
В рамках подготовки к продлению срока эксплуатации была выполнена крупномасштабная модернизация блоков № 3,4 Нововоронежской и блоков №1,2 Кольской АЭС: проведено комплексное обследование энергоблоков и обоснован остаточный ресурс оборудования, выполнены испытания модернизированных систем и оборудования и энергоблоков в целом. Продление срока эксплуатации блоков на Нововоронежской и Кольской АЭС показало высокую эффективность данного инвестиционного проекта. Удельные затраты на модернизацию и продление срока эксплуатации (в период с 1991 по 2003 г.г.) составили по данным [1] от 170 до 190 долларов США на 1 кВт установленной мощности. Для сравнения, при строительстве нового энергоблока данный показатель составляет более 1000 долларов США на 1 кВт.
Актуальность и эффективность работ по продлению сроков службы АЭС с обеспечением безопасности их эксплуатации очевидны.
В настоящее время работы по продлению ресурса АЭС регламентированы документом «Основные требования к продлению срока эксплуатации блока
с различным содержанием примесей (15 вариантов). Для чистоты эксперимента часть стандартных и малоразмерных образцов была подвергнута облучению, аналогичному условиям облучения материала корпуса реактора ВВЭР-440 при нормальном режиме эксплуатации (Т= 270 °С, F- 1024 нейтр./см2 (Е > 0,5 МэВ)).
Между значениями уровней верхнего шельфа энергии USE для образцов Шарли сечением 5x5 и 10x10 мм было установлено следующее соотношение:
USE (10х10)

(5x5)
= 8,1 (3.7)
В связи с этим предложено вычислять критериальное значение работы разрушения образцов сечением 5x5 мм (Ар/5*5*) по соотношению:
. (10x10)
(38)
где Ар/,0х,0> - критериальное значение работы разрушения образцов сечением 10x10 мм в соответствии с пределом прочности материала согласно [4].
На основании полученных зависимостей (3.10 и 3.11) в таблице 3.2 представлены критериальные значения работы разрушения для образцов Шарпи сечением 5x5 и 10x10 мм в зависимости от предела текучести.
Таблица 3.2 - Критериальные значения работы разрушения Ар]
Предел текучести при температуре 20 °С Rpo.5, МПа Работа разрушения, Дж
Поперечное сечение образца 10x10 мм Поперечное сечение образца 5x5 мм
До 304 вкл. 23 3,0
Св. 304 до 402 вкл. 31 4,0
Св. 402 до 549 вкл. 39 5,0
Св. 549 до 687 вкл. 47 6,0
Для образцов сечением 3x4 в результате проведенных исследований было выявлено следующее соотношение значений уровней верхнего шельфа энергии USE:
TJVR (|0»>°)
Т^Г-22’3 (3-9)
Вычисленные на основе этого соотношения критериальные значения работы разрушения Лр/Зх4) для образцов Шарпи сечением 3x4 мм приведены в таблице 3.3.