Разработка неразрушающей технологии контроля физико-механических свойств металла корпусов реакторов ВВЭР в процессе эксплуатации

• Автор: Забрусков, Николай Юрьевич
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2003
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 129 с. : ил.

1.1 анализ влияния эксплуатационных факторов на состояние корпусных мл гериалов

1.2 Анализ возможности использования неразрушающих методов для контроля

ЭКСПЛУАТАЦИОННОГО СТАРЕНИЯ КОРПУСНЫХ МАТЕРИАЛОВ

1.3 ВЫВОДЫ К ГЛАВЕ.

ГЛАВА 2 ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ

2.1 Материалы для проведения исследований

2.2 Результаты исследований взаимосвязи электромагнитных и механических свойств МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ ВВЭР
2.3 Дополнительные исследования взаимосвязи электромагнитных свойств с определяющими механическими ХАРАКТЕРИСТИКАМИ КОНСТРУКЦИОННЫХ СТАЛЕЙ ОБОРУДОВАНИЯ И ТРУБОПРОВОДОВ АЭС

2.4 ВЫВОДЫ К ГЛАВЕ.

ГЛАВА 3 ПРИБОРНЫЕ СРЕДСТВА МАГНИТНОГО КОНТРОЛЯ

3.1 Анализ существующих средств магнитного контроля

3.2 Разработка новых приборных средств.
3.3 Калибровка и результаты апробации приборных средств
3.4 ВЫВОДЫ К ГЛАВЕ
ГЛАВА 4 РЕЗУЛЬТАТЫ ВНЕДРЕНИЯ ТЕХНОЛОГИИ НЕРАЗРУШАЮЩЕГО БЕЗОБРАЗЦОВОГО КОНТРОЛЯ СОСТОЯНИЯ МЕТАЛЛА КОРПУСОВ ВВЭР
4.1 Разработка нормативной документации на проведение контроля
4.2 Результаты контроля металла КР И ШР первого энергоблока Ростовской АЭС до ввода в эксплуатацию
4.4 ВЫВОДЫ К ГЛАВЕ
ЗАКЛЮЧЕНИЕ И ВЫВОДЫ
Введение


Корпуса 2го и 3го поколений реакторов ВВЭР с внутренней стороны имеют антикоррозионную наплавку плакировку толщиной в области активной зоны 8 мм, в области зоны патрубков 9 мм, выполненную аустенитными материалами стали первый слой лентой СвХН под флюсом ОФЮ или ФЦ 2ой слой лентой СвХНГ2Б с тем же флюсом. МэВ 3. Проектный срок службы для корпусов реакторов ВВЭР первых поколений составляет лет, для более современных проектов и лет. Таблица 1. Х2МФА 0. Х2МФЛЛ 0. О.8 0. СИОХМФТ 0. СаЮХМФТУ 0. Л 0. Х2НМФА 0. Х2НМФАА 0. О.Э0. СвЮХГНМАА 0. СОХГНМТА 0. Основные критерии оценки состояния материалов КР в процессе эксплуатации При эксплуатации ВВЭР наибольшие опасения вызывает возможность хрупкого разрушения корпуса. Источником такого разрушения может послужить дефект металла технологического или эксплуатационного происхождения. Задача обеспечения безопасной эксплуатации и определения остаточного ресурса заключается в том, чтобы, опираясь на законы механики разрушения, обосновать условия стабильного существования возможных трещин при всех режимах эксплуатации на протяжении всего жизненного цикла АЭС. Согласно действующим нормам расчета на прочность оборудования и трубопроводов АЗУ 4 основными характеристиками материала, используемыми в расчете на сопротивление хрупкому разрушению, являются критический коэффициент интенсивности напряжений К,с, критическая температура хрупкости с и предел текучести . ПРИ расчетной температуре. Тк0 критическая температура хрупкости материала в исходном состоянии д7 сдвиг критической температуры вследствие температурного старения ЛТы сдвиг критической температуры хрупкости вследствие циклической повреждаемости ЛТр сдвиг критической температуры хрупкости вследствие влияния нейтронного облучения. Эта формула учитывает влияние основных эксплуатационных воздействий при оценке технического состояния металла КР. В соответствии с приведенными в 4 значениями основных характеристик сопротивления разрушению для основного металла и металла сварных швов КР ВВЭР видно, что сдвиг критической температуры вследствие температурного старения незначителен что подтверждается исследованиями температурных комплектов образцовсвидетелей 2, 5 сдвиг вследствие циклической повреждаемости для реального количества режимов на момент окончания проектного срока службы также не является определяющей величиной. Тко. Исходным моментом радиационного повреждения материала является смещение атомов из узлов кристаллической решетки и образование точечных дефектов вакансий и межузельных атомов 6. При этом, вокруг вакансии возникает искаженная структура со смещенными из своего равновесного положения атомами с размером в несколько параметров кристаллической решетки. Характерным результатом облучения быстрыми нейтронами является возникновение в облучаемом материале каскадов атомных столкновений, приводящих к образованию микроскопических областей структурного повреждения с высокой концентрацией таких точечных дефектов, как кластеры, дислокационные петли и вакансионные поры. Кроме того, на процесс накопления радиационных дефектов действует поле внутренних напряжений, задающее направление миграции точечных дефектов вакансиям в область максимальных сжимающих напряжений, межузельным атомам в область максимальных растягивающих. При облучении материалов нейтронами и высокоэнергетическими заряженными частицами в результате ядерных реакций накапливаются новые примесные атомы, которые в ряде случаев значительно отличаются по своим свойствам и массовым числам от атомов матрицы исходного материала. Например, в процессе облучения нейтронами в сталях и сплавах образуются водород и гелий. При этом, важную роль играет химический состав сталей, и, прежде всего, наличие фосфора, серы, меди и никеля. Структурные параметры корпусных сталей, варьируемые при термообработке, такие как плотность и распределение дислокаций, состав твердого раствора, состав, форма, количество и распределение частиц карбидной фазы, оказывают существенное влияние на тип, концентрацию и распределение радиационных дефектов, и тем самым на характеристики радиационного упрочнения и охрупчивания 7, 8.