Применение ускоренных облучений для прогнозирования изменений свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000

• Автор: Журко, Денис Александрович
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2013
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 138 с. : ил.

СОДЕРЖАНИЕ
СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1 ИЗМЕНЕНИЕ СВОЙСТВ КОРПУСНЫХ МАТЕРИАЛОВ ПРИ

ЭКСПЛУАТАЦИИ

1.1 Радиационное охрупчивание материалов корпуса реактора

1.2 Термическое старение материалов корпуса реактора

1.3 Влияние плотности потока на охрупчивание материалов корпуса реактора..

1.4 Облучение образцов-свидетелей и образцов из исследовательских программ

материалов корпусов реакторов ВВЭР-1

1.4.1 Состав типовой программы образцов-свидетелей материалов КР ВВЭР-1000.
1.4.2 Размещение образцов исследовательских программ в реакторе 5-го блока
Нововоронежской АЭС
1.5 Описание методик испытаний образцов из материалов корпусов реакторов..
1.5.1 Испытания на статическое растяжение
1.5.2 Испытания на ударный изгиб
1.5.3 Испытания на вязкость разрушения
1.5.4 Фрактографические исследования
1.5.5 Использование методики реконструкции при исследовании образцов после
облучения
1.6 Прогноз радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов по
результатам испытаний образцов-свидетелей
ГЛАВА 2 ПЕРЕОЦЕНКА РЕЗУЛЬТАТОВ ИСПЫТАНИЙ ОБРАЗЦОВ
ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ПРОГРАММ, ОБЛУЧЕННЫХ В РЕАКТОРЕ НВОАЭС-5
2.1 Формирование базы данных исследовательских программ по результатам,
полученным до 2002 года
2.2 Переоценка набранного ФБН на образцах исследовательских программ
2.3 Переоценка результатов механических испытаний образцов
исследовательских программ
2.4 Результаты испытаний образцов исследовательских программ после
переоценки
ГЛАВА 3 ПОЛУЧЕНИЕ НОВЫХ РЕЗУЛЬТАТОВ ПРИ ОБЛУЧЕНИИ
МАТЕРИАЛОВ КОРПУСА РЕАКТОРА В ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОМ РЕАКТОРЕ ИР-8
3.1 Разработка программы экспериментов по облучению конструкционных
МАТЕРИАЛОВ В ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОМ РЕАКТОРЕ ИР-
3.2 Описание реактора ИР-
3.3 Разработка конструкции ампульных устройств и контроль условий облучения
3.2.1 Принципы конструирования ампульных устройств
3.2.2 Ампульное устройство и облучательный канал для облучения в первом ряду отражателя реактора ИР-
3.2.3 Ампульное устройство и облучательные каналы для облучения во втором и
третьем ряду отражателя реактора ИР-
3.2.4 Контролирование параметров облучения ампульных устройств
3.4 Результаты испытаний образцов после облучения в исследовательском реакторе ИР-
3.4.1 Компоновка и облучение ампульного устройства РИМ-1/
3.4.2 Компоновкам облучение ампульного устройства РИМ-2/1 и РИМ-2/
3.4.3 Компоновка и облучение ампульного устройства РИМ-3/
3.4.4 Результаты испытаний образцов на статическое растяжение
3.3.1 Результаты испытаний образцов на ударный изгиб
3.5 Формирование базы данных исследовательских программ
ГЛАВА 4 РАЗРАБОТКА ПРОЦЕДУРЫ ПРИМЕНЕНИЯ РЕЗУЛЬТАТОВ УСКОРЕННЫХ ОБУЧЕНИЙ ДЛЯ ПРОГНОЗНОЙ ОЦЕНКИ ИЗМЕНЕНИЯ СВОЙСТВ МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1
4.1 Определение коэффициента, учитывающего эффект флакса в радиационной составляющей сдвига критической температуры хрупкости
4.1.1 Оценка эффекта флакса для основного металла
4.1.2 Оценка эффекта флакса для металла сварного шва
4.1.3 Металл сварного шва с низким содержанием никеля См, < 1,3%
4.1.4 Металл сварного шва с высоким содержанием никеля (Смі>1,3%)
4.2 Применение результатов ускоренных обучений для оценки изменения
свойств корпусных материалов
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
ЛИТЕРАТУРА

ВВЕДЕНИЕ
Актуальность темы исследования
Обоснование возможности продления срока службы блоков действующих АЭС с реакторными установками (РУ) типа ВВЭР является в настоящее время одним из главных стратегических направлений работ в программе развития атомной энергетики России на ближайшие годы. Для РУ ВВЭР-1000 рассматривается возможность продления срока службы до 60 лет и более.
Ключевым вопросом при длительной эксплуатации АЭС с ВВЭР является обоснование надежной и безопасной работы корпуса реактора (КР) (как несменяемого оборудования) на весь продлеваемый период. В процессе эксплуатации происходит изменение механических свойств металла корпуса, приводящее к сдвигу критической температуры хрупкости в сторону положительных температур. Это ограничивает ресурс, определяемый сроком работы корпуса, в течение которого исключается возможность его хрупкого разрушения в любом режиме, включая аварийные ситуации.
Корпуса ВВЭР второго поколения с единичной мощностью 1000 МВт изготовлены из легированной никелем стали марки 15Х2НМФА и ее более поздней модификации 15Х2НМФА-А, отличающейся от базовой композиции жестким ограничением по концентрации меди и фосфора. Для сварных швов корпуса была разработана сварочная проволока Св-08ХГНМТА с содержанием никеля до 1,5%, а в дальнейшем - проволока Св-10ХГНМАА с содержанием никеля до 1,9%. Именно эти материалы обеспечивали требуемую категорию прочности. Возможное отрицательное влияние никеля на радиационную стойкость материалов, известное по работам отечественных и зарубежных авторов, было решено компенсировать пониженным содержанием примесей меди и фосфора в материалах. В соответствии с требованиями нормативных документов на стадии проектирования была выполнена аттестация материала до величины флюенса быстрых нейтронов, соответствующей 40 годам эксплуатации. При аттестации металла выполнялось исследование изменения свойств материала

(3 комплекта) и однорядные (3 комплекта) и один тип температурной КС. Схема расположения образцов в контейнерных сборках представлена на рисунке 1.19.
а) Облучаемые комплекты 1 Л-КЗ Л б) Облучаемые комплекты 4Л-6Л
в) Температурные комплекты 1КН6М Рисунок 1.19- Схема расположения образцов в контейнерных сборках облучаемых (а, б) и температурных (в) комплектов