Исследование и прогнозирование радиационного и теплового охрупчивания материалов эксплуатируемых и перспективных корпусов реакторов ВВЭР

• Автор: Юрченко, Елена Владимировна
• Шифр специальности: 05.16.09
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2015
• Место защиты: Санкт-Петербург
• Количество страниц: 172 с. : ил.

Оглавление:

Введение
Глава 1. Анализ механизмов охрупчивания сталей корпусов атомных реакторов типа ВВЭР и РУ1£; формулировка и обоснование задач исследований
1.1 Введение
1.2 Основные механизмы охрупчивания металлов с ОЦК решеткой
1.2.1 Нейтронное облучение
1.2.1.1 Флюенс нейтронов
1.2.1.2 Флакс нейтронов
1.2.1.3 Энергетический спектр нейтронов
1.2.2 Температура облучения
1.2.3 Химический состав материалов
1.2.4 Металлургические признаки
1.3 Анализ методов прогнозирования радиационного охрупчивания КР
1.4 Анализ плюющихся методов прогнозирования теплового старения корпусных
материалов
Глава 2. Радиационное охрупчивание сталей марок 15Х2МФА, 15Х2МФА-А и металла их сварных швов
2.1 Анализ плюющихся норлштивных дозовых зависилюстей для описания радиационного охрупчивания лгатериалов корпусов рсакгоров ВВЭР-

2.2 Построение новых дозовых зависилюстей радиационного охрупчивания для материалов КР ВВЭР-
2.2.1 Основной люталл
2.2.2 Металл сварных швов
2.3 Влияние тслшературы облучения на радиационное охрупчивание лштериалов
КР ВВЭР-
2.4 Пороговые и предельные значения содержания фосфора и люди
2.5 Прнлюненнс дозовых зависилюстей радиационного охрупчивания для лштериалов КР ВВЭР-440 к сталял! 15Х2МФА люд. А и Б и их сварньш соединениях!
2.6 Выводы по Главе
Глава 3. Радиационное охрупчивание сталей марок 15Х2ЫМФА и 15Х2НМФА-А и металла их сварных швов
3.1 Анализ плюющихся дозовых зависилюстей для описания радиационного охрупчивания лштериалов корпусов реакторов ВВЭР-1
3.2 Радиационное и тепловое охрупчивание лштериалов
3.3 Оценка теплового охрупчивания материала
3.4 Оценка радиационного охрупчивания лштериала
3.4.1 Определение зависимости АТр(Б)
3.4.2 Определение зависимости Ар от химического состава лштериала
3.4.3 Обсуждение
3.5 Учет влияния люди на радиационное охрупчивание лштериалов КР ВВЭР-1
3.5.1 Основные предпосылки
3.5.2 Оценка паралютров модели

3.5.3 Верификации полученной зависимости с экспериментальны,ми данными
3.6 Оценка влияния температуры облучения на радиационное охрупчивание
3.7 Выводы по Главе
ГЛАВА 4. Анализ связи механизмов радиационного охрупчивания и влияния флакса нейтронов применительно к материалам корпусов реакторов ВВЭР
4.1 Основные механизмы радиационного охрупчивания и выбор исследуемых материалов
4.2 Анализ влияния флакса нейтронов на охрупчивание материалов при доминировании различных механизмов
4.2.1 Анализ влияния флакса нейтронов, в случае, когда доминирует механизм

4.2.2 Анализ влияния флакса нейтронов, в случае, когда доминирует механизм

4.2.3 Анализ влияния флакса нейтронов, в случае, когда доминирует механизм

4.3 Выводы по Главе
ГЛАВА 5. Новый метод прогнозирования теплового старения лштериалов КР типа ВВЭР
5.1 Анализ теплового старения материалов КР ВВЭР
5.2 Новый метод оценки предельного охрупчивания при тепловом старении
5.2.1 Основные положения
5.2.2 Процедура прогнозирования ATk(t)
5.3 Экспериментальные исследования
5.3.1 Материал, образцы и методика испытаний
5.3.2 Результаты испытаний
5.3.3 Прогнозирование ATk(t)
5.3.4 Результаты фрактографических исследований
5.4 Обсуждение результатов
5.5 Выводы по Главе
Глава 6 Корреляция между сдвнгалш температур хрупкости, определенными по результатам испытаний на ударный изгиб и на вязкость разрушения
6.1 Анализ результатов испытаний материалов для корпусов зарубежных реакторов
6.2 Анализ результатов испытаний материалов для КР ВВЭР
6.2.1 Исследуемые материалы
6.2.2 Сопоставление результатов но радиационному охрупчиванию материалов образцов-евндетелей КР ВВЭР, полученных но результатам испытаний на ударный изгиб и на вязкость разрушения
6.3 Обобщение результатов
6.4 Выводы по Главе
Выводы по диссертации
Список литературы

ВВЕДЕНИЕ
Актуальность:
Корпус реактора (КР) является основным незаменяемым элементом, определяющим ресурс ядерной энергетической установки (-ЯЭУ) типа ВВЭР. Ресурс КР в основном определяется его сопротивлением хрупкому разрушению (СХР). Ресурс КР считается исчерпанным, когда отсутствие хрупкого разрушения не может быть гарантированно при любых штатных и аварийных нагрузках. Для адекватной оценки СХР и, следовательно, ресурса КР, необходимо знание о кинетике охрупчивания материалов под воздействием нейтронного облучения и рабочей температуры.
В настоящее время проводится комплекс работ по продлению срока эксплуатации реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Наряду с продлением срока эксплуатации ведутся интенсивные работы по проектированию реакторов ВВЭР нового поколения (поколение 3+). Ясно, что обеспечить обоснованное продление срока эксплуатации реакторов ВВЭР и выполнить оптимальное проектирование новых реакторов возможно только при наличии полной информации о деградации свойств материалов в процессе эксплуатации и, в частности, о кинетике их охрупчивания, обусловленной нейтронным облучением и тепловым старением.
К сожалению, нормативная база экспериментальных данных и нормативные (ПНАЭ Г-7-002-86) зависимости, прогнозирующие охрупчивание материалов КР, достаточно устарели, так как не пересматривались с 1986 года. Выполненный с этого времени комплекс исследований показал, что эти зависимости в ряде случаев дают неадекватный и неконсервативный прогноз.
При проектировании реакторов нового поколения из новых и модифицированных сталей необходимо получать оперативную информацию об их сопротивлении хрупкому разрушению под воздействием нейтронного облучения и теплового старения. Поэтому актуальными являются вопросы, касающиеся методологии использования результатов испытаний образцов, ускоренно облученных (за малое время), для прогноза охрупчивания материала при менее интенсивном облучении типичном для облучения стенки КР.
При разработке технологий изготовления новых или модифицированных сталей для новых реакторов возникает важный технический и финансовый вопрос: до какой степени новые материалы должны быть чистыми по содержанию примесей. Ясно, что если дальнейшее снижение концентрации примесей не приводит к увеличению сопротивления хрупкому разрушению материала, то такое снижение технически нецелесообразно, а финансово затратно. Поэтому, для обеспечения оптимальной технологии изготовления новых и модифицированных

Таким образом, и в прямых и в косвенных методах изменение сопротивления хрупкому разрушению вследствие деградации свойств материала по мере исчерпания срока службы реактора учитывается за счет переменной величины критической температуры хрупкости (Тюо или Тк), рост которой обусловлен воздействием нейтронного облучения и (или) термического старения.
Таким образом, критическая температура хрупкости, полученная путем испытаний на вязкость разрушения, определяется соотношением:
Т] оо = Т {до +ДТ и, (1.9)
где Тюо ~ критическая температура хрупкости для материала в исходном состоянии.
Критическая температура хрупкости, полученная путем испытаний на ударную вязкость, определяется соотношением:
Тк = Тк0+ДТк, (1.10)
Обычно принимается, что :
ДТюо ~ к-ДТк, (1.11)
где к - коэффициент.
Согласно имеющимся данным [92], для стали А533 и ее сварных швов к= 1,08.
Для материалов КР ВВЭР отсутствуют зависимости, связывающие ДТюои-ДТк. Поэтому одной из задач диссертационной работы является получение зависимости ДТюо(ДТк) для материалов КР ВВЭР.
1.4 Анализ имеющихся методов прогнозирования теплового старения
корпусных материалов
Материалы КР в процессе эксплуатации подвергаются не только нейтронному облучению, но и тепловому старению в течение длительного периода времени.
Сдвиг критической температуры хрупкости, получаемый вследствие теплового старения Д'Гт, определяется по формуле:
ДТт = Тт-Тк0, (1.12)
где Тт - критическая температура хрупкости материала вследствие теплового старения; Тко — критическая температура хрупкости материала в исходном состоянии (до старения).
Программы ОС включают в себя комплекты тепловых ОС, которые размещены в области блока защитных труб КР и подвергаются воздействию температуры, соответствующей температуре эксплуатации верхней обечайки зоны патрубков КР. Комплекты тепловых ОС вынимаются с заданной периодичностью и соответствуют текущему времени эксплуатации КР,