авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ  БИБЛИОТЕКА

АВТОРЕФЕРАТЫ КАНДИДАТСКИХ, ДОКТОРСКИХ ДИССЕРТАЦИЙ

<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ

Pages:   || 2 |

Материаловедческое обоснование эксплуатации корпусов реакторов ввэр за пределами проектного срока службы

-- [ Страница 1 ] --
Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт»

На правах рукописи

ЕРАК Дмитрий Юрьевич МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР ЗА ПРЕДЕЛАМИ ПРОЕКТНОГО СРОКА СЛУЖБЫ Специальность 05.14.03 – ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

Москва 2013

Работа выполнена в Институте реакторных материалов и технологий Национального исследовательского центра «Курчатовский институт»

Официальные оппоненты: доктор физико-математических наук, профессор Калин Борис Александрович доктор технических наук Марков Сергей Иванович доктор технических наук Неустроев Виктор Степанович

Ведущая организация: ЗАО ОКБ «Гидропресс»

Защита диссертации состоится «»2013 года в _часов_минут на заседании специализированного Совета Д 520.009. (ядерные энергетические установки) в НИЦ «Курчатовский институт» по адресу 123182, Москва, пл. академика Курчатова, д.1.

С диссертацией можно ознакомиться в научно-технической библиотеке НИЦ «Курчатовский институт». Просим принять участие в работе Совета или прислать отзыв в двух экземплярах, заверенных печатью организации.

Автореферат разослан «»2013 г.

Ученый секретарь Специализированного Совета д.т.н В.Г. Мадеев

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы Уровень экономики страны напрямую зависит от количества потребляемой энергии. Одной из самых перспективных энерготехнологий является ядерная энергетика, которая может обеспечить стабильное энергоснабжение в условиях предполагаемого дефицита в энергоресурсах в этом столетии. В России в настоящее время в эксплуатации находятся АЭС с реакторами типа РБМК и ВВЭР, которые производят приблизительно 16% электроэнергии в стране. Дальнейшее развитие ядерной энергетики страны определено федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года». Наряду со строительством новых АЭС, программа предусматривает также повышение эффективности и продление ресурса действующих АЭС, обоснованного с точки зрения безопасности и рентабельности.

Основным незаменяемым элементом реакторной установки ВВЭР является корпус реактора. Вместе с тем, корпус реактора является одним из наиболее важных барьеров безопасности для реакторной установки (РУ) с легководными энергетическими реакторами. Основным требованием к корпусу реактора (КР) является сохранение целостности при штатных условиях эксплуатации и любых проектных авариях. В процессе эксплуатации происходит деградация свойств материала КР, контроль состояния которых осуществляется по образцам-свидетелям (ОС), изготовленным из тех же материалов и с соблюдением тех же технологических параметров, что и КР. Исследование ОС выявило часть проблем, решение которых необходимо для корректного мониторинга состояния металла корпуса реактора при эксплуатации. Продление проектного срока службы КР с учетом реализации компенсирующих мероприятий потребовало разработки новых, менее консервативных корреляционных соотношений, адекватно описывающих поведение материала корпуса. При этом особое внимание должно быть уделено мониторингу состояния материала корпуса после проведенного восстановительного отжига сварных швов, находящихся напротив активной зоны, с учётом снижения нейтронного потока за счет оптимизации схемы перегрузки выгоревших ТВС (размещение на периферии активной зоны наиболее выгоревших ТВС), а также за счёт установки кассет-экранов.

В этих условиях возникает принципиальная необходимость обоснования и реализации наиболее оптимального комплекса мероприятий по обеспечению ресурса КР с учётом мониторинга состояния материала корпусов реакторов (МКР) и адекватного прогнозирования поведения МКР при воздействии эксплуатационных факторов.

Степень разработанности:

В последнее время в России и за рубежом уделяется повышенное внимание решению материаловедческих вопросов, связанных с обоснованием возможности продления эксплуатации корпусов реакторов атомных энергетических установок.

Прогнозированию изменения состояния МКР ВВЭР под воздействием эксплуатационных факторов и при проведении восстановительных отжигов, посвящены работы А.Д. Амаева, П.А. Платонова, Я.И. Штромбаха, Б.А. Гуровича, Е.А. Кулешовой, Г.П. Карзова, В.А. Николаева, А.М. Крюкова, Б.З. Марголина, А.А. Чернобаевой, Ю.А.

Николаева, С.В. Рогожкина и др.

Вместе с тем необходимо было проведение дополнительных экспериментальных работ и исследований, системно обеспечивающих материаловедческое обоснование возможности эксплуатации КР ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 за пределами проектного срока службы.

Целью диссертационной работы является:

Материаловедческое обоснование эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР за пределами проектного срока службы.

Для достижения поставленной цели решались следующие задачи:

обоснование представительности условий облучения ОС МКР и результатов исследования изменения свойств МКР, полученных при исследовании ОС;

изучение закономерностей поведения МКР ВВЭР под воздействием эксплуатационных факторов (потока быстрых нейтронов и температуры облучения);

адекватное прогнозирование изменения прочностных свойств МКР ВВЭР в зависимости от флюенса быстрых нейтронов при эксплуатации КР за пределами проектного срока службы;



обоснование кинетики повторного после восстановительного отжига радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР;

верификация моделей, описывающих поведение материалов корпусов ВВЭР и расчетных методов определения нейтронной нагрузки на стенку КР при эксплуатации.

Научная новизна работы заключается в следующем:

1. При материаловедческом обосновании продления ресурса КР ВВЭР- Выполнен комплекс работ по определению и обоснованию представительности условий облучения ОС (температура, характеристики нейтронного поля).

Выполнена экспериментальная верификация оценок параметров нейтронного поля на стенке корпуса реактора.

Получены прогнозные результаты изменения свойств МКР первого поколения по результатам испытания металла темплетов корпусов реакторов ВВЭР- после опережающего дооблучения. Обоснована представительность прогнозных значений.

Выявлена зависимость кинетики повторного после отжига радиационного охрупчивания МКР ВВЭР-440 от плотности потока быстрых нейтронов при первичном облучении и состояния материала корпуса реактора после первичного облучения и отжига.

Разработана модель кинетики повторного после отжига радиационного охрупчивания МКР для обоснования возможности эксплуатации КР за пределами проектного срока службы.

2. При материаловедческом обосновании продления ресурса КР ВВЭР- Выполнен комплекс работ по определению и обоснованию представительности условий облучения (температура, характеристики нейтронного поля) ОС.

Разработана идеология модернизации программ ОС КР, находящихся в эксплуатации, с целью обеспечения мониторинга изменения свойств МКР при эксплуатации за пределами проектного срока службы.

Разработана методология ускоренных радиационных испытаний МКР с использованием уникальной установки реактора ИР–8.

Получены результаты изменения свойств МКР при опережающем облучении до значений флюенса быстрых нейтронов, соответствующих срокам эксплуатации, превышающим проектные.

Разработана модель кинетики радиационного охрупчивания МКР для обоснования возможности эксплуатации КР за пределами проектного срока службы.

Выполнен анализ результатов восстановления прочностных свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при проведении отжига по различным температурно-временным режимам.

4  Получены и проанализированы результаты изменения критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при повторном после отжига облучении.

Практическая значимость работы Результаты, полученные в настоящей работе, использованы при разработке новых нормативных зависимостей по оценке изменения свойств МКР ВВЭР-440 и ВВЭР- при эксплуатации, при разработке новой нормативной документации по оценке ресурса КР ВВЭР-1000 по результатам испытания ОС. С использованием результатов настоящей работы выполнено обоснование возможности продления ресурса КР ВВЭР-440 первого поколения и ВВЭР-1000, оптимизация количества вырезок темплетов из корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения при их эксплуатации до 45 лет, модернизация программ ОС КР блока №1 Хмельницкой АЭС и блока №1 Балаковской АЭС.

Методология и методы исследования Методологический подход при выполнении работы основан на облучении образцов и нейтронно-активационных индикаторов в условиях максимально приближенным к реальным для стенки КР и дальнейшем исследовании представительного материала, соответствующего металлу корпусов реакторов ВВЭР, находящихся в эксплуатации.

Метод прогнозирования состояния материала КР основан на получении и регрессионном анализе баз данных по радиационному охрупчиванию материалов КР ВВЭР.

На защиту выносится следующее:

Экспериментальные результаты термометрирования ОС при облучении и определения параметров нейтронного поля в местах облучения ОС КР ВВЭР-440 и ВВЭР 1000.

Результаты верификационных измерений параметров нейтронного поля на стенке корпуса реактора ВВЭР-440.

Обоснование представительности результатов исследования темплетов МКР ВВЭР-440 первого поколения после опережающего дооблучения. Результаты опережающего прогноза изменения свойств МКР ВВЭР-440 первого поколения.

Модель кинетики повторного после отжига радиационного охрупчивания МКР для обоснования возможности эксплуатации КР ВВЭР-440 за пределами проектного срока службы.

Идеология модернизации программ ОС КР ВВЭР-1000, находящихся в эксплуатации, с целью обеспечения мониторинга изменения свойств МКР при эксплуатации за пределами проектного срока службы.

Методология ускоренных радиационных испытаний МКР с использованием уникальной установки реактора ИР–8.

Результаты изменения свойств МКР при опережающем облучении до значений флюенса быстрых нейтронов, соответствующих срокам эксплуатации превышающим проектные.

Модель кинетики радиационного охрупчивания МКР ВВЭР-1000 для обоснования возможности эксплуатации КР за пределами проектного срока службы.

Результаты анализа исследования восстановления прочностных свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при проведении отжига по различным температурно-временным режимам.

Результаты исследования кинетики повторного после отжига радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000. Обоснование кинетики повторного после отжига охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000.

Степень достоверности и апробация работы Достоверность результатов обеспечена исследованием материалов корпусов реакторов, находящихся в эксплуатации.

Основные результаты работы докладывались и были обсуждены на более чем российских и международных научных семинарах, конференциях и симпозиумах.

Цикл работ, выполненных Ераком Д.Ю. в соавторстве, был отмечен первой Отраслевой Премией по Реакторному Материаловедению (2001) и премией им.И.В.Курчатова на конкурсе научных работ РНЦ «Курчатовский институт» (2010).

Публикации Результаты работы опубликованы в более чем 70 научных публикациях и в более чем в 100 отчётах, по результатам работы в соавторстве был оформлен патент на изобретение.

Структура и объем диссертации Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, списка использованной литературы.

КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Глава 1. РАДИАЦИОННЫЙ РЕСУРС КР ВВЭР. ОСНОВНЫЕ МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКИЕ ЗАДАЧИ ПРИ ОБОСНОВАНИИ ЭКСПЛУАТАЦИИ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ЗА ПРЕДЕЛАМИ ПРОЕКТНОГО СРОКА СЛУЖБЫ В процессе эксплуатации КР подвергается воздействию потока нейтронов, температуры и разного рода механических нагрузок. В результате изменяются исходные свойства материалов, в том числе повышается склонность к одному из наиболее опасных видов разрушения – хрупкому разрушению. В качестве характеристики, отражающей деградацию свойств МКР, выбрано изменение критической температуры хрупкости. При оценке ресурса КР принимается допущение об эквивалентности или взаимосвязанности сдвига критической температуры хрупкости и расчётной кривой трещиностойкости МКР в область повышенных температур под воздействием эксплуатационных факторов.

Обычно, особенно для облучаемых элементов КР, основным вкладом в деградацию свойств МКР является изменение прочностных свойств в результате облучения быстрыми нейтронами. При этом стоит помнить, что при эксплуатации КР подвергается одновременному воздействию облучения быстрыми нейтронами и повышенной температуры, что следует учитывать при анализе эффектов радиационного охрупчивания МКР, поскольку при одновременном воздействии этих факторов в материале реализуются механизмы повреждения характерные как для радиационного, так и теплового охрупчивания.

Теоретически проблема оценки ресурса КР сводится к решению трех задач: (1) разработке и верификации модели кинетики изменения свойств материала КР, (2) оценке предельно допустимого значения Тк, (3), определению флакса быстрых нейтронов на стенке КР в критических, с точки зрения обеспечения прочности, местах.

В рамках настоящей работы рассматриваются две из трех указанных выше задач, необходимых для решения проблемы обоснования ресурса КР: разработка модели 6  радиационного охрупчивания (РО) лимитирующего ресурс материала КР, уточнение флакса быстрых нейтронов на КР в критических точках. Кроме того, при дальнейшей эксплуатации КР для подтверждения корректности выполненных прогнозов необходимо обеспечить мониторинг изменения свойств МКР в рамках реализации программы ОС.

В случаях, когда комплекс вышеперечисленных мер не обеспечивает требуемый ресурс корпуса реактора, применяют технологию восстановительного отжига наиболее критичных элементов корпуса реактора с точки зрения радиационного охрупчивания. До настоящего времени такими критическими элементами оказывались сварные швы КР, находящиеся напротив активной зоны.

После реализации такого мероприятия как отжиг КР возникает опять все тот же комплекс задач, решение которых обеспечивает управление ресурсом корпуса реактора при эксплуатации после отжига.

В корпусах реакторов ВВЭР-440 первого поколения при проектировании и изготовлении не были предусмотрены ОС. В связи с этим при решении задач обоснования эффективности отжига и мониторинга повторного РО МКР была применена технология вырезки, исследования и дооблучения проб металла (темплетов) с внутренней поверхности КР.

Для корпусов реакторов ВВЭР-440 второго поколения, эксплуатируемых в России, длительный срок эксплуатации обеспечивается без проведения восстановительного отжига и обосновывается результатами испытаний образцов-свидетелей в подтверждение консервативности существующих в современной нормативной базе модельных представлений об изменении свойств материала при облучении. В этом случае требуется лишь обосновать представительность существующих программ ОС этого типа реакторов с точки зрения условий облучения образцов по отношению к стенке корпуса реактора.

Для корпусов реакторов ВВЭР-1000 наиболее представительным материалом для создания аналитических прогнозных моделей радиационного охрупчивания МКР являются данные испытаний ОС. Однако, в силу принятых при создании РУ ВВЭР- проектных решений существующая база данных по ОС КР ВВЭР-1000 не обеспечивает опережающий долгосрочный прогноз, особенно для металла сварных швов (МШ) корпуса реактора, что потребовало использования результатов ускоренных облучений до больших значений флюенсов быстрых нейтронов для долгосрочных прогнозов состояния МКР.

Высокий темп радиационного охрупчивания материалов сварных швов КР ВВЭР-1000 с предельным содержанием никеля потребовал обоснования эффективности восстановительного отжига. Кинетика повторного РО исследовалась также с применением ускоренного облучения.

  ГЛАВА 2. ИССЛЕДОВАНИЕ УСЛОВИЙ ОБЛУЧЕНИЯ ОБРАЗЦОВ СВИДЕТЕЛЕЙ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР- 2.1 ОПРЕДЕЛЕНИЕ ТЕМПЕРАТУРЫ ОС КР ВВЭР-440 ПРИ ОБЛУЧЕНИИ Для определения параметров облучения в каналах ОС КР ВВЭР-440 была выполнена специальная экспериментальная работа совместно с ОКБ «Гидропресс», Кольской АЭС, Объединенным Европейским Исследовательским Центром (JRC) и испанской компанией «Tecnatom». В двух каналах для образцов свидетелей третьего блока Кольской АЭС в течение одной топливной кампании были облучены две одинаковые метрологические гирлянды (Г1 и Г2). Макетные гирлянды с имитаторами ОС были оснащены термопарами, зачеканенными в имитаторы образцов, для непрерывного контроля температуры при облучении, а также индикаторами максимальной температуры облучения (ИМТК), изготовленными из алмазного порошка, и расширенным набором нейтронно-активационных мониторов на основе чистых материалов с различными энергетическими порогами активации быстрыми нейтронами.

Выполненная трассировка термопар внутри реактора от образцов-свидетелей до выхода из крышки реактора через канал штатного температурного контроля показана на рисунке 2.1. Устройство метрологических гирлянд приведено на рисунке 2.2.

  Рисунок 2.1 Схема трассировки термопар от гирлянд с ОС до выхода из реактора 1 - пробка, 2 – соединительное звено, 3 – термопара;

4 – цепь;

5 - контейнер с термопарой;

6, 7, 9, 10, 11 – контейнеры с мониторами;

8 – имитатор контейнера Рисунок 2.2 Устройство метрологических гирлянд 8  Рисунок 2.3 Показания термопар метрологических гирлянд за одну топливную кампанию Показания термопар, контролировавших температуру образцов, представлены на рисунке 2.3, откуда видно, что показания обеих термопар, установленных в контейнерах, облучавшихся в разных каналах, практически совпадают. Максимальное расхождение между показаниями термопар №1 и №2 не более 2С. При этом показания термопар в стационарном режиме укладывается в диапазон температур 263-273С. Средняя температура составила 269,5С. С учетом статистической обработки показаний термопар температура облучения ОС в реакторе ВВЭР-440/213 может быть принята 269,5±4С.

Средняя температура воды на входе в реактор в течение кампании составила 265С.

Таким образом, перегрев образцов-свидетелей по отношению к внутренней стенке корпуса реактора составляет 4-5С.

Анализ результатов исследования ИМТК в сочетании с ранее полученными экспериментальными данными по облучению аналогичных индикаторов в каналах ОС позволил подтвердить вывод о перегреве ОС по сравнению с КР не более чем на 4-5°С.

Данный результат свидетельствует об отсутствии необходимости введения температурной поправки при использовании результатов исследований образцов свидетелей для оценки состояния материалов корпусов реакторов ВВЭР-440.

2.2 ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПАРАМЕТРОВ НЕЙТРОННОГО ПОЛЯ В МЕСТАХ ОБЛУЧЕНИЯ ОС КР ВВЭР- Важными характеристиками, определяющими корректность условий облучения ОС по отношению к стенке корпуса реактора, точность определения которых важна при оценке радиационного охрупчивания материалов корпуса реактора, являются такие параметры нейтронного поля как плотность потока быстрых нейтронов и спектр нейтронного поля.

В реакторах ВВЭР-440 реализуются две принципиально отличающиеся схемы загрузки активной зоны реактора: полная зона, загруженная ТВС, и активная зона с установкой кассет-экранов по периферии. Поэтому при уточнении параметров нейтронного поля в местах облучения ОС рассматривались два варианта загрузки активной зоны реактора: с кассетами-экранами и без кассет-экранов.





При расчетном определении параметров нейтронного поля в местах облучения образцов-свидетелей могут использоваться различные расчетные коды или их комбинации. На точность расчета также влияет степень детализации расчетной модели источника нейтронов и конструктивных элементов реактора и гирлянды с ОС. В НИЦ «Курчатовский институт» методом дискретных ординат выполнена серия расчетов нейтронных полей в местах расположения образцов-свидетелей в различных расчетных приближениях.

Верификация выполненных расчетов выполнялась на основе экспериментальных данных, полученных в рамках метрологического эксперимента, описание которого приводится в разделе 2.1. Результаты сравнения измеренных абсолютных значений активностей, пересчитанные к скоростям дозиметрических реакций, с расчетными значениями представлены в таблице 2.1.

Таблица 2.1 – Сравнение расчетных (Р) и экспериментальных (Э) значений скоростей реакций (контейнер № 10, гирлянда Г1) 1 2 3 № индикатора РЭ Р/Э Р Э Р/Э Р Э Р/Э Р Э Р/Э Скорость реакции 5,11 5,48 0,93 4,52 4,72 0,96 4,71 4,69 1,00 4,03 4,03 1, Fe(n,p)54Mn, 10-13 с- Скорость реакции 1,43 1,58 0,91 1,23 1,34 0,92 1,29 1,34 0,96 1,08 1,13 0, Nb(n,n')93mNb, 10-13 с- Расчетные результаты, представленные в таблице 2.1, получены методом дискретных ординат в приближении синтеза результатов одномерного и двух двумерных расчетов. Из представленных данных следует, что совпадение расчетных и экспериментальных данных обеспечивается с точностью не хуже 10%.

В результате проведенной работы в качестве наиболее адекватной была выбрана расчетная схема, учитывающая дискретное размещение контейнеров по высоте канала и потвэльное распределение относительного источника нейтронов в активной зоне.

Для экспериментальной оценки спектральных характеристик поля быстрых нейтронов, воздействовавших на ОС ВВЭР-440, эксплуатирующихся с кассетами экранами, были исследованы облученные в составе гирлянды с ОС индикаторы Fe и Nb.

Результаты измерений удельных активностей изотопов железа и ниобия, пересчитанные к скоростям реакций, в сравнении с результатами расчета, представлены в таблице 2.2.

Таблица 2.2 – Измеренные активности и скорости реакций НАИ RR 54Mn, 10-14 c-1 RR 93mNb, 10-14 c- № НАИ Контейнер Э Р Р/Э Э Р Р/Э 2.30 2 1,52 1,43 0,94 4,69 4,46 0, 2.32 3 1,51 1,40 0,93 4,89 4,50 0, 2.36 6 1,60 1,45 0,91 5,15 4,47 0, Как и в предыдущем случае, наиболее адекватной расчетной схемой была признана схема, учитывающая дискретность контейнеров и потвэльное распределение относительного источника нейтронов.

Поскольку основной дозиметрической реакцией активации, используемой при определении флюенса нейтронов, воздействовавших на ОС при облучении, является реакция 54Fe(n,p)54Mn с пороговой энергией 3МэВ, а учет повреждающей дозы ведется для нейтронов с энергией выше 0,5 МэВ, важной характеристикой нейтронного поля является спектральный индекс SI0.5/3.0, определяемый как отношение плотности потока нейтронов с энергией выше 0,5МэВ к потоку нейтронов с энергией выше 3МэВ. Анализ полученных и экспериментально верифицированных данных показывает, что влияние кассет-экранов на условия облучения ОС заключается не только в очевидном снижении плотности потока нейтронов, воздействующих на образцы, но и в существенном изменении нейтронного 10  спектра. Средние значения величины SI0.5/3.0 в каналах ОС реакторов с полной зоной и кассетами-экранами различаются в ~1,3 раза и составляют 11,9 и 15,4 соответственно.

Существенное различие формы спектра в каналах ОС реакторов с полной активной зоной и активной зоной с КЭ, а также неравномерность распределения спектрального индекса по высоте каналов с ОС указывают на необходимость использования индивидуального значения SI0.5/3.0 для каждого контейнера с учетом его аксиальной координаты и ориентации.

Анализ результатов измерений нейтронно-активационных индикаторов позволил верифицировать расчетные методики определения параметров нейтронного поля в местах облучения ОС и разработать методику расчетно-экспериментального определения ФБН на ОС КР ВВЭР-440.

ГЛАВА 3. ПРОГНОЗИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440 ПЕРВОГО ПОКОЛЕНИЯ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЗА ПРЕДЕЛАМИ ПРОЕКТНОГО СРОКА СЛУЖБЫ 3.1 ИССЛЕДОВАНИЕ ПОВТОРНОГО ПОСЛЕ ОТЖИГА РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440. МОНИТОРИНГ ИЗМЕНЕНИЯ СВОЙСТВ МЕТАЛЛА КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440 1-ГО ПОКОЛЕНИЯ МЕТОДОМ УСКОРЕННОГО ДООБЛУЧЕНИЯ МЕТАЛЛА ТЕМПЛЕТОВ Для реакторов ВВЭР-440 первого поколения, изготовленных из стали марки 15Х2МФА, проблема обеспечения эксплуатационного ресурса 30 лет была решена ослаблением степени радиационного охрупчивания сварных швов корпусов реакторов, расположенных напротив активной зоны, путем их отжига при определенных температурно-временных режимах обработки [Крюков А.М. (1994)]. Высокий темп радиационного охрупчивания этих материалов был обусловлен большим содержанием меди и фосфора в металле сварных швов.

Эффективность отжига была подтверждена вырезкой с внутренней поверхности корпуса реактора и исследованием металла темплетов [Штромбах Я.И. (1998)]. Для обоснования сроков безопасной эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения после отжига требовалось разработать модель повторного радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР-440.

Из-за крайней ограниченности экспериментальной информации по радиационному охрупчиванию материалов КР ВВЭР-440 при повторном облучении в конце 80-х – начале 90-х для прогноза поведения материала было предложено использовать, так называемые, аналоговые модели. Для описания повторного радиационного охрупчивания металла сварного шва №4 КР использовалась модель «горизонтального сдвига», которая состоит в горизонтальном переносе в точку, соответствующую состоянию материала после отжига, части кривой первичного охрупчивания, начинающейся от точки, равной значению Tk = Tа после отжига. Данная модель стала основой обоснования возможности эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения до 45 лет.

При создании и накоплении базы данных по повторному радиационному охрупчиванию материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 наряду с исследованием металла темплетов реализовывались исследовательские программы по изучению повторного после отжига радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов, где первичное и повторное после отжига облучение были реализованы в каналах образцов-свидетелей корпусов реакторов второго поколения.

На рисунке 3.1 приведено сравнение совокупности экспериментальных и рассчитанных по модели «горизонтального сдвига» данных при повторном облучении, полученных на образцах, изготовленных из темплетов, непосредственно после их вырезки из корпусов реакторов и после дооблучения в каналах для образцов-свидетелей аналогичных реакторов ВВЭР-440, а также исследовательских образцов, облученных в каналах ОС после промежуточного отжига.

р а с ч е т,о С К T Темплеты И сследовательские П рогра м м ы T э к 80п е р и м 120н т, о С с е 0 40 160 К Рисунок 3.1 Сравнение экспериментальных и рассчитанных по модели «горизонтального сдвига» данных, полученных при повторном облучении Из рисунка 3.1 можно сделать вывод о некотором излишнем консерватизме этой модели по отношению к результатам исследования металла темплетов — наиболее представительного материала с точки зрения обоснования срока службы конкретных корпусов реакторов, из которых они и вырезались.

Хотя модель «горизонтального сдвига» и позволила выполнить обоснование эксплуатации корпусов реакторов до 45 лет, но критическая температура хрупкости металла швов корпусов реакторов рассчитанная согласно этой модели достаточно быстро достигала значений близких к предельным для металла КР с точки зрения обеспечения сопротивления хрупкому разрушению. В этом случае при эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440 за пределами проектного срока службы потребовалось:

1) экспериментальное подтверждение консервативности выполненного прогноза с помощью повторных вырезок и дооблучения металла темплетов, 2) уточнение скорости набора повреждающей дозы нейтронов на стенке корпуса реактора, 3) разработка новой статистически и физически обоснованной модели повторного после отжига РО для металла шва КР ВВЭР-440 первого поколения.

Для мониторинга за состоянием корпуса реактора в процессе повторного облучения была принята идеология, основанная на испытании образцов, изготавливаемых из темплетов, периодически вырезаемых из материалов сварных швов корпусов действующих реакторов, подвергнутых отжигу. Ввиду очевидной нежелательности и трудоемкости частой вырезки темплетов, а также с целью возможности получения прогнозной оценки, была предложена программа ускоренного дооблучения материала темплетов в каналах для образцов-свидетелей КР ВВЭР-440 с полной загрузкой зоны (с фактором опережения ~20) и с кассетами-экранами на периферии зоны (с фактором опережения ~6). Поскольку эти результаты должны подтверждать принятую кинетику радиационного охрупчивания металла стенки корпуса реактора, необходимо обоснование представительности полученных после дооблучения результатов по отношению к металлу сварного шва корпуса реактора.

12  Экспериментально-аналитическое обоснование необходимости учета эффекта флакса в зависимости от содержания меди в материалах КР ВВЭР-440 дано в работе [Чернобаева А.А. (2009)].

В тоже время, с точки зрения анализа необходимости учета эффекта флакса для повторного после отжига РО металла швов КР ВВЭР-440 1-го поколения, где изначально в материале содержание меди достигает 0,2%, требуется проанализировать данные микроструктурных исследований, выполненных на металле прошедшем облучение, отжиг и повторное облучение. Согласно результатам микроструктурных исследований [Pareige P. (1997), Гурович Б.А., Кулешова Е.А. и др. (1998), Забусов О.О. и др. (2003)] под действием облучения происходит формирование медно-обогащенных кластеров с сегрегацией фосфора на них. Отжиг не приводит к возврату меди в ферритную матрицу, а приводит к преобразованию мелких кластеров в более крупные медные преципитаты за счет перерастворения. Количество крупных преципитатов на два порядка меньше, чем общее после первичного облучения, а концентрация меди в твердом растворе металла корпусов реакторов, прошедших облучение, отжиг и повторное облучение находится на уровне 0,040,01 ат.%.

Результаты этой работы хорошо согласуются с результатами исследования изменения критической температуры хрупкости материала КР ВВЭР-440 на стадии повторного после отжига облучения. Продемонстрировано отсутствие зависимости сдвига критической температуры хрупкости при после отжиговом облучении от содержания меди в металле сварных швов (рисунок 3.2).

Металл шва корпуса реактора ВВЭР- P ~ 0.04 %, F ~ (4,0-5,0)1023 нейтрон/м повторное после отжига облучение - первичное облучение Tk, oC 0,14 0,16 0,18 0,20 0,22 0, Содержание меди в металле, % Рисунок 3.2 Изменение критической температуры хрупкости (ТК) при повторном после отжига и первичном облучении в зависимости от концентрации меди в металле и при постоянном содержании фосфора 0,04% Приведенные соображения явились основанием для исключения флакса быстрых нейтронов при повторном облучении из числа статистически значимых параметров.

Это означает, что экспериментальные результаты, полученные при облучении после отжига с разной плотностью потока быстрых нейтронов, можно рассматривать как единый массив экспериментальных результатов при разработке моделей радиационного охрупчивания и при прогнозировании с ее использованием состояния материала КР на сроки, превышающие проектные, внесение специальных поправок не требуется.

Таким образом, выбранная стратегия ускоренного дооблучения темплетов, вырезанных их металла корпуса реактора после отжига, для мониторинга послеотжигового состояния металла стенки КР ВВЭР-440 первого поколения представительна по условиям облучения, реализуемым в каналах образцов-свидетелей КР ВВЭР-440 второго поколения (как по температуре, так и по скорости облучения).

Выполненный комплекс работ по мониторингу состояния металла корпусов реакторов ВВЭР-440 при повторном после отжига облучении позволил не только расширить базу экспериментальных результатов по повторному радиационному охрупчиванию и обосновать безопасность эксплуатации корпусов реакторов до 45 лет, но и отказаться от дополнительных вырезок из КР, предусмотренных техническими решениями на их эксплуатацию.

На рисунках 3.3 (а) и (б) в качестве примера представлены кинетики повторного радиационного охрупчивания материалов КР блока № 3 Нововоронежской АЭС и блока № 2 Кольской АЭС с результатами исследования темплетов, вырезанных из этих корпусов реакторов и ускоренно дооблученных в каналах образцов-свидетелей.

в ы резка из корпуса реактора 250 в иг й сд - д ооб лучение в К А Э С- ьны ал зонт ори Г 200 1/ F +A F T кO = Tк, С 150 T кF о 45 лет (2016г.) 0 50 100 150 200 22 Флюенс, 10 нейтрон/м (Е0,5 МэВ) а) в ы резка те м плетов дооблучение в К А Э С- в иг й сд ь ны дооблучение в Р А Э С- ал зонт Гори 1/ F +A F T кO = 150 T кF Tк, С о 45 лет (2019г.) 0 20 40 60 80 100 22 Флюенс, 10 нейтрон/м (Е0,5 МэВ) б) Рисунок 3.3 Кинетика изменения критической температуры хрупкости МШ № корпуса реактора блока №3 Нововоронежской АЭС (а) и блока №2 Кольской АЭС (б) в сопоставлении с результатами исследования темплетов в состоянии после вырезки и дооблучения в каналах образцов-свидетелей реакторов ВВЭР- 14  3.2 РАЗРАБОТКАМОДЕЛИ ПОВТОРНОГО РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440 ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЗА ПРЕДЕЛАМИ ПРОЕКТНОГО СРОКА СЛУЖБЫ Для обоснования сроков эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения, превышающих проектные на 15 лет и более, требуется разработка новой модели повторного после отжига РО для металла сварного шва этих корпусов. При этом должен быть учтен максимально возможный из имеющихся объем данных, полученный как в рамках исследования металла темплетов, так и при реализации исследовательских программ. Разрабатываемая модель должна быть:

консервативна к имеющемуся массиву экспериментальных данных и статистически обоснована;

адекватна экспериментальным результатам и физически обоснована результатами микроструктурных исследований;

менее консервативна, чем модель «горизонтального сдвига» в диапазоне значений ФБН, соответствующих эксплуатации корпусов реакторов до 45 лет и более.

Предпосылками для успешного решения поставленной задачи являлись экспериментальные результаты исследования натурного металла темплетов, вырезанных из сварных швов №4 КР ВВЭР-440 первого поколения, в состоянии как непосредственно после вырезки, так и после ускоренного дооблучения. Из которых следовало, что темп радиационного охрупчивания металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 при повторном облучении ниже, чем при первичном и, что модель «горизонтального сдвига», возможно, переоценивает величину сдвига критической температуры хрупкости при повторном после отжига облучении.

Заслуживает внимания экспериментальное сравнение результатов по определению предела текучести материалов сварных швов корпуса реактора ВВЭР-440 в исходном состоянии и после пострадиационного отжига по режимам 475оC/150 часов и 560оC/2 часа.

Данные, приведенные на рисунке 3.4 в графическом виде, демонстрируют существенное отличие величины предела текучести для одних и тех же материалов в исходном и отожженном после облучения состояниях.

150ч МПа C, 2ч О блучение+ О блучение+ C o о отжиг отжиг Исходное состояние П редел текучести Заводские данн ы е С остояние м атериала Рисунок 3.4 Диапазон изменений предела текучести материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 в различных состояниях Таким образом, на основе изложенного можно утверждать, что состояние материала сварного шва КР ВВЭР-440 после первичного облучения и последующего отжига существенно отличается от его состояния в необлученном состоянии. И, по сути, возможно рассматривать кинетику повторного после отжига РО МКР в таком состоянии как поведение «нового» материала полученного в результате специфической обработки облучением быстрыми нейтронами и последующей термообработкой по режиму 475оC±15оC в течение 100 150 часов, где состояние материала перед повторным облучением характеризуется величиной Тк после отжига. Поэтому при построении адекватной модели РО при повторном (после отжига) облучении следует опираться на базу экспериментальных данных после повторного облучения.

Эволюция модели повторного радиационного охрупчивания МКР ВВЭР- приводила как к более сложным моделям с большим количеством параметров, так и к более простым. Но во всех случаях попытка построить статистически обоснованную модель на объединенной базе данных экспериментальных результатов исследования металла темплетов и исследовательских программ не привела к желаемому результату разработки зависимости снижающей по сравнению с моделью «горизонтального сдвига» оценку величины повторного радиационного охрупчивания для длительных сроков эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440. Обращал на себя и очевидный факт различия в оценке кинетики повторного радиационного охрупчивания материалов исследовательских программ и металла темплетов.

Очевидным отличием в условиях получения экспериментальных результатов этих частей базы данных является скорость набора повреждающей дозы нейтронов при первичном облучении. Для материала темплетов флакс первичного облучения составляет 14 15 -2 -1 15 16 -2 - ~ 10 - 10 м с, а для образцов исследовательских программ ~ 10 - 10 м с.

Выполненные микроструктурные исследования материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 исследовательских программ при повторном после отжига облучении в сопоставлении с результатами томографических атомнозондовых исследований материалов темплетов сварного шва корпуса реактора ВВЭР-440 [Рогожкин С.В. и др. (2009-2013)] позволили прийти к выводу о существенном отличии структуры материала после облучения и отжига при различной скорости набора повреждающей дозы перед отжигом.

Первым шагом к учету этого фактора явилось разделение базы данных на две части и построение модели РО для прогнозирования состояния металла сварных швов КР при повторном облучении только по результатам исследования темплетов, как наиболее представительным по отношению к стенке корпуса реактора.

Такая обработка экспериментальных результатов была выполнена, и модель вида (3.1) стала основой для выпуска новой методики по оценке повторного после отжига РО материалов КР ВВЭР-440 первого поколения.

Tkre-irr = Tka + 632(СP-0,023)F0.5+2, (=17,5) (3.1) где Tkre-irr – критическая температура хрупкости МШ при повторном облучении, Tka – критическая температура хрупкости МШ после отжига, СP – концентрация фосфора в металле, вес. %, F – приращение ФБН при повторном облучении в единицах 1022нейтрон/м2 (Е0,5 МэВ).

На рисунке 3.5 представлено сопоставление рассчитанных по модели (3.1) и измеренных значений сдвига критической температуры хрупкости как для результатов исследования металла темплетов повторно облученных с различной скоростью, так и для результатов исследовательских программ. Анализ данных с очевидностью демонстрирует корректность и консервативность модели (3.1) по отношению к результатам исследования металла темплетов, вырезанных из сварного шва №4 корпусов реакторов и дооблученных в каналах образцов-свидетелей. В тоже время модель (3.1) не консервативна к большому количеству экспериментальных результатов, полученных в рамках исследовательских программ при ускоренном первичном и повторном после отжига облучении.

16  р а с ч е т,о С К T 40 Темплеты Исследовательские П рогра м м ы T э к с80п е р и м120 н т, о С е 0 40 К Рисунок 3.5 Сопоставление измеренных и рассчитанных по модели (3.1) значений Tkre-irr для результатов исследования темплетов и образцов исследовательских программ Для улучшения модели стоит учитывать, что мерой состояния материала перед повторным облучением может служить величина критической температуры хрупкости после отжига. Поиск модели, учитывающий это факт, привел к функциональному выражению (3.2). В предложенной модели введено значение критической температуры хрупкости материала после пострадиационного отжига Тkа. Из формулы следует, что чем выше значение Тkа, т.е. чем в более упрочненном состоянии находится материал после первичного облучения и отжига, тем ниже темп повторного радиационного охрупчивания при одинаковом содержании фосфора в материале.

Tkre-irr = Tka + 646( СP -0,02) e (1-0,01*Tka) F0.36+2, (=17,2) (3.2) где F – приращение ФБН при повторном облучении в единицах 1022нейтрон/м (Е0,5 МэВ).

На рисунке 3.6 представлено сопоставление рассчитанных по модели (3.2) и измеренных значений сдвига критической температуры хрупкости как для результатов исследования металла темплетов повторно облученных с различной скоростью, так и для результатов исследовательских программ. Анализ данных с очевидностью демонстрирует корректность и консервативность на уровне доверительной вероятности 95% модели (3.2) ко всей существующей базе данных по повторному радиационному охрупчиванию металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440.

р а с ч е т,о С К T 40 Темплеты И сследовательские П рогра м м ы T э к с80п е р и м120 н т, о С е 0 40 К Рисунок 3.6 Сопоставление измеренных и рассчитанных по модели (3.2) значений Tkre-irr для результатов исследования темплетов и исследовательских программ 3.3 УТОЧНЕНИЕ ВЕЛИЧИНЫ ФЛЮЕНСА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ НА СТЕНКЕ КОРПУСА РЕАКТОРА ВВЭР-440. РАССМОТРЕНИЕ ВОЗМОЖНОСТИ ЭКСПЛУАТАЦИИ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ЗА ПРЕДЕЛАМИ ПРОЕКТНОГО СРОКА СЛУЖБЫ С целью получения экспериментальных данных, пригодных для обоснования расчетных методов, на реакторах типа ВВЭР-440 проводятся такие мероприятия, как нейтронно-активационные измерения у внешней поверхности корпуса реактора и отбор проб металла – темплетов, с внутренней поверхности корпуса реактора.

Полученные результаты используются для расчетно-экспериментального обоснования методик определения флюенса быстрых нейтронов на внутренней поверхности корпусов реакторов ВВЭР-440 с целью снижения консерватизма при прогнозировании их остаточного ресурса.

В России подобные измерения у внешней поверхности корпусов реакторов выполняются периодически для всех эксплуатирующихся реакторов ВВЭР-440.

Одно из наиболее масштабных расчетно-экспериментальных исследований, направленное на уточнение распределений нейтронных полей у внешней поверхности корпусов реактора типа ВВЭР-440/230, было проведено на Кольской АЭС при участии ведущих организаций – НТЦ ЯРБ, НИЦ «Курчатовский институт» и ОКБ «Гидропресс».

Облучение нейтронно-активационных индикаторов (НАИ) проводилось у внешних поверхностей корпусов реакторов блоков № 1 и 2 Кольской АЭС. Нейтронно активационные измерения проводились совместно НТЦ ЯРБ и НИЦ «Курчатовский институт», причем каждая организация устанавливала собственные наборы НАИ и проводила независимые измерения активности.

С использованием различных методик и расчетных моделей реактора выполнен расчет скоростей реакций и соответствующих активностей нейтронно-активационных детекторов, облучавшихся у внешней поверхности корпуса реактора ВВЭР-440/ блоков № 1 и 2 Кольской АЭС. Расчеты выполнялись в НТЦ ЯРБ, НИЦ «Курчатовский институт» и ОКБ «Гидропресс». Сравнительный анализ результатов расчетов и эксперимента показал, в целом, удовлетворительное соответствие результатов расчетов всех организаций полученным экспериментальным данным.

В целом, с разумной долей консерватизма, можно считать, что при использовании потвэльного распределения источника на периферии активной зоны и при учёте особенностей конструкции реактора неопределённость расчёта скорости накопления флюенса (СНФ) нейтронов с порогами выше ~0,5-3 МэВ на внешней поверхности корпуса реактора такова же, как для расчётных значений активности использованных нейтронно активационных детекторов, т.е. не превышает ±10 %.

Вторым надежным источником получения экспериментальных данных для обоснования значений флюенса быстрых нейтронов в критических точках корпуса реактора является измерение активности изотопа 54Mn в пробах металла, отбираемых от темплетов, вырезанных с внутренней поверхности корпуса реактора.

Сравнение выполненных измерений проб металла темплетов из сварных швов № блоков №1 и 2 Кольской АЭС и проведенных расчетов демонстрирует удовлетворительное соответствие расчетных и экспериментальных данных активности Mn. В большинстве случаев максимальные расхождения составляют ±10%. На рисунке 3.7 приведено сравнение расчетных и экспериментальных активностей 54Mn в темплетах, вырезанных из КР блока №2 Кольской АЭС.

Аналогичные результаты получены при сравнении расчета и эксперимента для темплетов, вырезанных в 2003 году из КР блока №3 НВАЭС. Так, для темплетов из МШ № 4 значения Р/Э (Р – расчет, Э – эксперимент) находятся в диапазоне 1,03–1,09 при среднем значении1,07, а для темплета, вырезанного из основного металла, Р/Е равно 1,05.

В результате выполненных измерений на внешней и внутренней поверхностях корпусов реакторов ВВЭР-440 проведена верификация расчетных моделей и сделаны консервативные оценки флюенса нейтронов на элементах корпусов реакторов ВВЭР-440.

18  2.0E- 1.8E- 1.6E- А0, 54Mn,Бк/ядро 1.4E- 1.2E- расчет 1.0E- эксперимент 8.0E- 0 5 10 15 20 25 Угол, градуы Рисунок 3.7 – Сравнение расчетных и экспериментальных активностей Mn в темплетах вырезанных из КР 2-го блока Кольской АЭС Выполненный комплекс работ по уточнению величины плотности потока и флюенса быстрых нейтронов на сварных швах №4 корпусов реакторов ВВЭР-440 в сочетании с прогнозированием кинетики радиационного охрупчивания материала сварных швов при повторном после отжига облучении позволяет спрогнозировать возможные сроки эксплуатации этих корпусов реакторов по критерию обеспечения хрупкой прочности металла сварного шва №4, как наиболее критичного элемента в обеспечении срока службы корпуса реактора.

С учетом разработанной в параграфе 3.2 усовершенствованной модели (3.2) повторного радиационного охрупчивания материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 и уточненных по результатам верификационных измерений прогнозных оценок накопления флюенса быстрых нейтронов на стенке корпуса реактора ниже представлена оценка возможности обоснования эксплуатации корпусов реакторов блоков №1 и Кольской АЭС более 45 лет.

Из представленных на рисунке 3.8 зависимостей следует, что предложенная новая статистически обоснованная усовершенствованная модель повторного радиационного охрупчивания материалов сварных швов КР ВВЭР-440, с одной стороны, консервативна по отношению ко всем результатам исследования темплетов, а с другой стороны, менее консервативна, чем модель «горизонтального сдвига», что обеспечивает более длительные обоснованные сроки эксплуатации КР. Таким образом, в результате выполненного комплекса работ получены данные, подтверждающие безопасность эксплуатации за пределами проектного срока службы и позволяющие обосновать возможность длительного (более 45 лет) срока эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения с точки зрения обеспечения прочности сварных швов №4.

в ы резка те м плетов дооблучение в К А Э С- дооблучение в Р А Э С- 200 виг й сд льны а зонт 1/ Гори F я ованна +A F шенств усовер =T кO модель T кF одель вная м Tк, С рмати но о 100 45 лет (2018 г.) 60 лет (2033 г.) 0 20 40 60 80 100 120 Флюенс, 1022 нейтрон/м2 (Е0,5 МэВ) а) в ы резка те м плетов дооблучение в К А Э С-3 ви г й сд льны дооблучение в Р А Э С-1 а зонт Гори ь 200 модел ивная 1/ ормат A FF н + ванная =T кO енство соверш T кF у модель Tк, С о 60 лет (2033 г.) 45 лет (2018г.) 0 20 40 60 80 100 Флюенс, 1022 нейтрон/м2 (Е0,5 МэВ) б) Рисунок 3.8 – Радиационное охрупчивание металла сварного шва №4 корпуса реактора блока №1 Кольской АЭС (а) и корпуса реактора блока №2 Кольской АЭС (б) Глава 4. МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ ПРОДЛЕНИЯ РЕСУРСА КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР- В проблеме обеспечения надежной эксплуатации КР ВВЭР-1000, связанной с РО корпусных материалов, рассматриваются две основные практические задачи: (1) обеспечение корректного контроля (надзора) за текущим состоянием материала КР, (2) получение прогнозной оценки реального ресурса КР. Прежде всего, решение этих задач обеспечивается посредством реализации программ образцов-свидетелей корпусов реакторов. Исследованию условий облучения образцов-свидетелей и обеспечению их представительности посвящен раздел 4.1. В разделе 4.2 рассмотрены вопросы прогнозирования радиационного охрупчивания материалов корпуса реактора ВВЭР- 20  с использованием результатов программ образцов-свидетелей и результатов исследовательских программ.

4.1 ОБОСНОВАНИЕ И ОБЕСПЕЧЕНИЕ ПРЕДСТАВИТЕЛЬНОСТИ ПО УСЛОВИЯМ ОБЛУЧЕНИЯ ПРОГРАММ ОБРАЗЦОВ-СВИДЕТЕЛЕЙ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР- Корректность условий облучения считается обеспеченной, если выполнены следующие условия:

1) Температура образцов-свидетелей при облучении соответствует температуре стенки корпуса реактора при эксплуатации. Удовлетворительным считается совпадение температур в пределах ± 10C;

2) Точность определения флюенса быстрых нейтронов на каждом образце не хуже ± 15%;

3) Плотность потока быстрых нейтронов (Е0,5 МэВ) в местах облучения (ОС) не более чем в 5 раз отличается от плотности потока быстрых нейтронов на стенке корпуса реактора.

Для определения выполнения этих условий для программы ОС КР ВВЭР- выполнены специальные исследования, включавшие подготовку и облучение в течение одной топливной кампании специальных экспериментальных (метрологических) контейнерных сборок, оснащенных расширенным набором нейтронно-активационных мониторов и дополнительным к штатным мониторам температуры на основе алмазного порошка (ИМТК) набором плавких мониторов температуры (ПМТ). Облучение макетных сборок образцов-свидетелей было проведено в реакторе ВВЭР-1000 блока № Балаковской АЭС.

Результаты исследования температурных мониторов, которые были установлены в метрологических сборках, свидетельствуют о том, что максимальная температура облучения образцов-свидетелей корпуса реактора ВВЭР-1000 составляет ~ 300оС. Данные ИМТК и ПМТ подтверждают представительность программ образцов-свидетелей с точки зрения температуры образцов при облучении.

Для получения верификационных данных по характеристикам нейтронного поля в местах облучения образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-1000 были проведены измерения активностей различных дозиметрических мониторов, облученных в составе метрологических контейнерных сборок. Одновременно в НИЦ «Курчатовский институт» были выполнены трехмерные расчеты параметров нейтронного поля для тех же мест облучения.

Среднее по всему массиву измерений согласие расчёта и эксперимента было признано удовлетворительным – средние расхождения не превышают нескольких процентов. Было установлено, что используемые в расчетно-экспериментальной дозиметрии эффективные сечения дозиметрических реакций (эфф) и спектральные индексы (SI) существенно меняются от образца к образцу. Для наиболее важного из них SI0.5/3.0 диапазон изменения составил 1,44 в сборке 1L1 и 1,51 в сборке 1L3.

Погрешность расчёта эффективных сечений и спектральных индексов лежит в диапазоне ±(5-10)%. Тем самым показано, что определение флюенса должно выполняться индивидуально для каждого образца каждой контейнерной сборки каждой выгрузки каждого реактора.

Далее рассмотрены некоторые особенности реализации программ ОС для корпусов реакторов ВВЭР-1000.

Штатная программа образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-1000 состоит из шести облучаемых комплектов. Контейнерные сборки (КС) только первых трех комплектов имеют двухуровневые контейнерные сборки. Первые три комплекта ОС, как правило, выгружаются и исследуются в первые 17-20 лет эксплуатации корпуса реактора.

В то же время реализуемый в настоящее время перевод российских реакторов на новый тип топлива с увеличенной высотой топливного столба существенно сказывается на условиях облучения штатных программ ОС КР ВВЭР-1000. Проведенные исследования показали, что при переходе на эксплуатацию реактора с ТВС с увеличенной высотой топливного столба, при номинальной мощности реактора происходит повышение более чем в три раза коэффициентов опережения облучения ОС по отношению к внутренней поверхности КР.

Кроме того, штатные комплекты ОС не имеют адекватного сопровождения нейтронно-активационными детекторами (НАД), что при переходе на тепловыделяющие сборки (ТВС) с увеличенной высотой топливного столба может привести к невозможности определения флюенса быстрых нейтронов на образцах за весь период облучения, в т.ч. за переходные кампании.

В связи с этим, для обеспечения мониторинга изменения свойств материала КР после выгрузки двухэтажных комплектов ОС, с учетом продления срока службы реакторов ВВЭР-1000 до 60 лет и более, необходимо выполнить модернизацию остальной части штатной программы ОС. Для уточнения изменения условий облучения ОС, находящихся в реакторе, и для обоснования принципов формирования и определения сроков облучения модернизированных комплектов необходимо выполнить экспериментальное исследование метрологических контейнерных сборок, облучаемых с расширенными наборами нейтронно-активационных детекторов в период переходных кампаний работы реактора.

Одновременно для валидации расчетов параметров нейтронного поля на стенке корпуса реактора и оценки коэффициентов опережения на ОС выполняется постоянный мониторинг флюенса нейтронов у внешней поверхности КР.

По результатам исследования метрологических контейнерных сборок и мониторинга потока нейтронов на внешней поверхности корпуса реактора разрабатывается решение о сроках и объемах исследования и/или модернизации одноэтажных комплектов облучаемых ОС.

Основная цель модернизации одноэтажных комплектов облучаемых ОС – подобрать каждому образцу такое место в контейнерной сборке и так определить срок выгрузки из реактора, чтобы после облучения можно было сформировать запланированное количество групп образцов для проведения механических испытаний с разбросом флюенса по образцам группы не более ±10% от среднего.

В настоящее время уже проведена модернизация нескольких комплектов облучаемых образцов-свидетелей корпуса реактора 1-го блока Хмельницкой АЭС и одного комплекта образцов-свидетелей 1-го блока Балаковской АЭС. По заказу эксплуатирующей организации ОАО «Концерн Росэнергоатом» разработана и предложена к реализации программа модернизации штатных программ образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-1000 при эксплуатации до 60 и более лет.

4.2 ОБОСНОВАНИЕ КИНЕТИКИ РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ МАТЕРИАЛОВ ВВЭР-1000 ЭКСПЛУАТАЦИИ ЗА ПРЕДЕЛАМИ ПРОЕКТНОГО СРОКА КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ СЛУЖБЫ 4.2.1 ИССЛЕДОВАНИЕ РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ  ВВЭР­1000 ПРИ УСКОРЕННОМ ОБЛУЧЕНИИ  База данных по радиационному охрупчиванию материалов КР ВВЭР-1000 (стали марок 15Х2НМФА (15Х2НМФА–А) и соответствующие им сварочные материалы с высоким до 1,9% содержанием никеля) состоит из результатов исследования ОС, которые облучаются по отношению к стенке КР с коэффициентом опережения от 0,5 до 5 и результатов исследовательских программ, где облучение проводится в 20 – 400 раз быстрее стенки КР.

Наиболее представительным источником для разработки моделей радиационного охрупчивания для материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 являются результаты исследования ОС. Ускоренные облучения проводятся в рамках исследовательских программ в исследовательских или энергетических реакторах.

22  Для ускоренных облучений материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000, полученных в настоящей работе, использовалось две методики: облучение в энергетическом реакторе блока №5 Нововоронежской АЭС (НВАЭС) и облучение в исследовательском реакторе ИР–8. В обоих случаях была обеспечена представительность облучений с точки зрения температуры образцов.

Первый анализ результатов исследовательских программ по радиационному охрупчиванию материалов корпусов реакторов ВВЭР–1000 показал явную зависимость темпа радиационного охрупчивания материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР 1000 от содержания никеля и более крутой (близкий к линейной) вид зависимости, чем предписывалось в то время нормативной документацией (рисунок 4.1).

Ni=1,28% Mn=0,97% Ni=1,60% Mn=0,92% Ni=2,45% Mn=0,92% "ускоренное" облучение TК, C o 0 50 100 150 200 250 22 - Флюенс (Е0.5 МэВ), х10 м Рисунок 4.1 Радиационное охрупчивание материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при «ускоренном» облучении для различного содержания никеля Выполненный в то время анализ объединенной базы данных образцов-свидетелей и исследовательских программ позволил предложить новую зависимость для консервативной оценки радиационного охрупчивания материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 для значений флюенсов вплоть до 6,51023 нейтрон/м2 (Е0,5 МэВ), которая уже учитывала влияние концентрации никеля на радиационное охрупчивание материалов, но слишком консервативно оценивала величину радиационного охрупчивания:

Tk = 28 + 8,4 C1.5 F1/3, °C, (4.1) Ni где F - флюенс быстрых нейтронов (Е0,5 МэВ) в единицах 10 нейтрон/м2, СNi – концентрация никеля в металле, вес. %.

Необходимо отметить, что накопление данных по радиационному охрупчиванию материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 в то время носило во многом стихийный характер. Так, во-первых, значения величины накопленного флюенса быстрых нейтронов при облучении в энергетических реакторах прогнозировалось с недостаточной точностью из-за большого градиента потока быстрых нейтронов в местах расположения образцов, а во-вторых, было связано с периодами реализуемых на энергоблоке топливных кампаний.

Расширение существующей базы данных для прогнозирования длительных сроков эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-1000, решение задачи по исследованию влияния плотности потока на радиационное охрупчивание материала и возникшей позже задачи исследования материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при повторном после отжига облучении (см. главу 5) потребовали создания специального экспериментального комплекса, который бы обеспечивал облучение образцов в контролируемых и регулируемых по температуре условиях, а также позволял выполнять облучение до прогнозируемых с достаточной точностью величин флюенса быстрых нейтронов.

4.2.2  РАЗРАБОТКА  ТЕХНИКИ  И  МЕТОДИКИ  УСКОРЕННЫХ  РАДИАЦИОННЫХ  ИСПЫТАНИЙ  МАТЕРИАЛОВ  КОРПУСОВ  РЕАКТОРОВ  ВВЭР­1000  С  ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ  УНИКАЛЬНОЙ  УСТАНОВКИ    РЕАКТОРА ИР–8   Для облучения образцов материалов корпусных сталей на реакторе ИР–8 НИЦ «Курчатовский институт» была создана исследовательская облучательная база с использованием вертикальных экспериментальных каналов в отражателе реактора. В вертикальных каналах могут устанавливаться экспериментальные ампульные устройства (АУ) для облучения опытных образцов конструкционных материалов.

На рисунке 4.2 представлена схема конструкции экспериментального устройства в виде цилиндрической ампулы, в которой находятся опытные образцы в герметичном корпусе. На этом корпусе размещается электронагреватель, который обеспечивает поддержание заданной температуры опытных образцов. Измерение температур элементов корпуса экспериментального устройства осуществляется с помощью термопар типа ХА.

Одна из них постоянно подключена к терморегулятору.

Рисунок 4.2 Общий вид реактора ИР–8 и экспериментального устройства для облучения образцов В качестве примера на рисунке 4.3 приведены результаты измерения температур опытных образцов конструкционных материалов и мощности реактора при испытании АУ в ячейке отражателя. Важнейшим условием реакторного эксперимента с использованием АУ являлось поддержание температуры образцов при облучении в пределах ± 5С.

Тепловая мощ ность реактора, МВт Тем пература оС 200 3 100 0 0 Время, час Рисунок 4.3 Измерения температур опытных образцов при облучении в течение цикла облучения (1,2-максимамальная и минимальная температура образцов;

3 – тепловая мощность реактора) 24  Нейтронно-физические расчеты проводились с использованием созданного для этих целей атласа, в котором представлено точное знание текущих характеристик полей нейтронов в реакторе и прогнозирование изменения их со временем. При подготовке нейтронного атласа в НИЦ «Курчатовский институт» была разработана специализированная прецизионная программа расчёта полей нейтронов реактора ИР– МСU, основанная на методе Монте-Карло, и программа расчёта изменения изотопного состава с учётом особенностей ИР–8.

Сравнение условий облучения в отражателе ИР–8 с плотностью потока на внутренней поверхности корпуса реактора ВВЭР–1000 показывает, что при облучении образцов в ампульных устройствах ИР–8 можно обеспечить опережение в скорости облучения по отношению к внутренней поверхности корпуса реактора в диапазоне от до 400 раз.

Таким образом, на исследовательском реакторе ИР–8 была разработана облучательная база, которая обеспечила проведение комплекса облучений опытных образцов из стали марки 15Х2НМФА и ее сварных соединений до флюенсов ~ нейтрон/м2 и более при температуре образцов 290±10°С.

Сравнение экспериментальных результатов измерения плотностей потоков быстрых нейтронов по высоте АУ с расчётными данными показало их совпадение в пределах погрешностей расчёта и эксперимента (рисунок 4.4).

4.50E+ 3.50E+ -2 - Ф(E0.5МэВ), см с 2.50E+ Расчет Эксперимент (Nb) 1.50E+12 Эксперимент (Fe) 5.00E+ 0 10 20 30 40 50 Расстояние от низа активной зоны, см Рисунок 4.4 Распределение плотностей потоков быстрых нейтронов с Е0,5МэВ по высоте канала ячейки 6-4, приведенное на мощность 1 МВт 4.2.3  ПРОГНОЗИРОВАНИЕ  РАДИАЦИОННОГО  ОХРУПЧИВАНИЯ  МАТЕРИАЛОВ  КОРПУСОВ  РЕАКТОРОВ ВВЭР­1000 ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ИСПЫТАНИЯ ОБРАЗЦОВ­СВИДЕТЕЛЕЙ.  Корректное модельное представление изменения свойств материалов корпусов реакторов при одновременном воздействии потока быстрых нейтронов и температуры, а также правильный учет влияния различных условий облучения на результат, получаемый при исследованиях механических свойств, возможен только при понимании механизмов радиационного охрупчивания. Проведение микроструктурных исследований [Гурович Б.А., Кулешова Е.А. и др. (1996-2005)] на ускоренно облученных образцах показало, что результирующий эффект сдвига температуры вязко-хрупкого перехода на поздних стадиях облучения, близких к проектным, для КР ВВЭР-1000 (свыше 6,0х1023 нейтрон/м2) обусловлен синергическим действием механизмов радиационного упрочнения и сегрегаций примесей на границах зерен. В отличие от этого, микроструктурные исследования металла ОС, выполненные даже при небольших величинах флюенса быстрых нейтронов, но при больших временах выдержки, показали значительный уровень сегрегации фосфора на границах бывших аустенитных зерен.

Поэтому для адекватного прогнозирования деградации свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 под воздействием нейтронного потока и температуры необходимо учитывать склонность данных материалов к отпускной хрупкости и тепловому старению [Николаев Ю.А. (2007)].

Облучение МКР ВВЭР-1000, наряду с образованием сегрегаций фосфора на поверхностях раздела за счет радиационно-ускоренной диффузии, приводит также к образованию радиационных дефектов и радиационно-индуцированных никель марганцевых преципитатов, состав и кинетика накопления которых зависит от химического состава материала и, возможно, условий облучения. Поэтому при анализе радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов механизмы деградации свойств подразделяют на упрочняющие и неупрочняющие.

Необходимо отметить некоторые особенности, выявленные при анализе экспериментальных результатов определения сдвигов критической температуры хрупкости металла шва КР ВВЭР-1000. При исследовании 2-х и 3-х комплектов ОС ряда блоков ВВЭР-1000 в диапазоне флюенсов (1-5)1023 нейтрон/м2 отмечается, что дозовая зависимость Тк, построенная по результатам испытания образцов одного материала, находившихся одинаковое время под нейтронным облучением и в одинаковых температурных условиях, хорошо описывается функцией близкой к линейной. Причем заметим, что для образцов металла шва, находившихся длительное ( 50000 часов) время под облучением, эта зависимость пересекает ось ординат не в нулевой точке (рисунок 4.5), что может быть связано с эффектом термического старения одновременно реализуемом в МКР при облучении. В тоже время результаты ускоренных ( 10000 часов) облучений хорошо описываются близкой к линейной зависимостью, выходящей из начала координат.

TK,oC Ni= 1,8 8% Mn= 1,1 % Ni= 1,8 8% Mn= 0,9 7% Ni= 1,7 6% Mn= 0,9 8% Ni= 1,5 9% Mn= 0,8 5% 0 10 20 30 40 50 Ф л ю е н с, 1 0 м 22 - Рисунок 4.5 Зависимости сдвига критической температуры под облучением для ОС металлов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с разным содержанием никеля и марганца (время облучения ~ 100 000 часов) Поэтому было предложено условно разделить общее изменение критической температуры хрупкости материала корпусов реакторов ВВЭР-1000 под облучением на две составляющие – термическую и радиационную.

Именно исходя из вышеперечисленных соображений, в работах, выполненных совместно НИЦ «Курчатовский институт» и ЦНИИ КМ «Прометей» было выдвинуто предположение, что сдвиг критической температуры хрупкости материалов при 26  облучении модельно можно представить результатом двух аддитивных процессов:

радиационного охрупчивания, связанного как с образованием радиационно стимулированных никель-марганцевых преципитатов и дислокационных петель, так и радиационно-индуцированных внутри- и межзеренной сегрегацией фосфора, и термического старения, реализующегося при временах до 100 000 часов в виде функции с экстремумом, а дальше сохраняющего постоянную величину.

В этом случае сдвиг критической температуры хрупкости, наблюдающийся на образцах-свидетелях и приписываемый изменению свойств металла корпуса реактора, был модельно представлен как сумма радиационного TF и теплового TT охрупчивания:

Tк ( F, t ) TT (t ) TF ( F ), (4.2) где TT описывается формулой t t t TT (t ) Tt inf bT exp T th, (4.3) t OT t OT а TF описывается формулой 0, F TF AF, (F0=1,01022 нейтронов/м2) F (4.4) 0 T, bT, tOT, tT, AF, m – параметры, соответствующие результатам исследования образцов inf t свидетелей ВВЭР-1000. inf В формуле (4.3) T t =18С при временах выдержки более 100 000 часов.

Данный подход позволил на базе результатов испытания образцов-свидетелей разработать новые современные нормативные зависимости для определения изменения свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при эксплуатации, в которых для консервативной оценки изменения свойств металла корпуса реактора к зависимости (4.2) добавлен коэффициент запаса, соответствующий верхней 95% огибающей экспериментальных значений.

Tк (F,t) TT (t) TF (F ) (4.5) Граница применимости данных зависимостей определяется той базой данных, по результатам которой она создана, и по флюенсу быстрых нейтронов равна 6,0х нейтрон/м В результате регрессионного анализа получены следующие значения параметров OT, tT, bТ и для облучаемых материалов.

inf, t Tt Ttinf, °С Материал bT, °С tOT, час tT, час, °С основной металл 26,2 32700 40700 2 металл шва с содержанием никеля 1,3% 26,2 32700 40700 2 металл шва с содержанием никеля 1,5% 10,1 23200 40900 18 Значение коэффициента радиационного охрупчивания АF для основного металла независимо от химического состава равно 1,45, а для металла сварного шва вычисляется по формуле:

AF 0.703 exp ( 0.883 (C Ni C Mn 3.885 C Si ) (4.6), где СMn – концентрация марганца в металле, вес. %, СSi – концентрация кремния в металле, вес. %, Расчет по приведенным формулам справедлив для вариаций содержания химических элементов в рамках требований технических условий на материал корпусов реакторов ВВЭР-1000. Зависимости (4.2–4.4) в настоящее время используются в качестве нормативных для материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000.

Необходимо отметить, что выход на постоянное значение температурной составляющей сдвига критической температуры хрупкости Tt inf при временах более 100 000 часов является допущением, которое требует дальнейших исследований микроструктуры и прочностных свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР- после температурного старения при рабочих температурах и временах выдержки 200 часов и более, так как при этих длительностях вероятно значимое увеличение содержания фосфора на границах зерен, что может привести к росту величины охрупчивания материала по механизму отпускной хрупкости, а не сохранению постоянного значения.

4.2.4  ПРОГНОЗИРОВАНИЕ  РАДИАЦИОННОГО  ОХРУПЧИВАНИЯ  МАТЕРИАЛОВ  КОРПУСОВ  РЕАКТОРОВ ВВЭР­1000 ПРИ РАЗЛИЧНОЙ СКОРОСТИ ОБЛУЧЕНИЯ БЫСТРЫМИ НЕЙТРОНАМИ  Ввиду ограниченности базы данных образцов-свидетелей по максимальному значению флюенса быстрых нейтронов получение прогнозных значений по изменению свойств МКР при длительных временах эксплуатации возможно лишь при ускоренном облучении материала. Под «ускоренным» облучением предполагается облучение с плотностью потока быстрых нейтронов (E0,5 МэВ) 10030001014 нейтрон/м2сек. Из анализа результатов исследовательских программ следует, что в рассматриваемом диапазоне плотностей потоков быстрых нейтронов 10030001014 нейтрон/м2сек (E0, МэВ) и времени облучения от 500 до 8000 часов результаты по радиационному охрупчиванию согласованы и могут рассматриваться как единый массив данных.

Известно, что при облучении материалов с разными плотностями потока быстрых нейтронов может наблюдаться эффект флакса. Имея в виду модельное представление (4.2), влияние плотности потока быстрых нейтронов для металла корпусов реакторов ВВЭР-1000 должно быть связано с отличием величины радиационной составляющей сдвига критической температуры хрупкости, реализующейся при разных скоростях облучения. Это обусловлено, в том числе, разными условиями протекания диффузионных процессов при ускоренном облучении и облучении в условиях облучения стенки действующих КР.

Будем называть эффектом флакса разницу между величинами именно «радиационной» составляющей сдвига критической температуры хрупкости при ускоренном и неускоренном облучении, поскольку по определению данный эффект (влияния плотности потока быстрых нейтронов на скорость изменения свойств материала) без собственно потока быстрых нейтронов не может быть реализован.

Для МШ КР ВВЭР-1000 эффект флакса может быть обусловлен отличающимися изменениями структуры материала на наноуровне после облучения с разной скоростью до одинакового уровня повреждающей дозы нейтронов. Эти изменения могут происходить как по «упрочняющему», так и по «неупрочняющему» (за счет радиационно стимулированной сегрегации фосфора) механизмам, что следует уточнить по результатам микроструктурных исследований. Но при анализе изменения свойств материала под облучением возможное влияние плотности потока быстрых нейтронов на результат должно быть учтено. В связи с этим при необходимости прогнозирования изменения свойств материалов корпусов реакторов по результатам ускоренного облучения возникает несколько аспектов, требующих учета:

во-первых, необходимо учесть собственно эффект флакса в радиационной составляющей сдвига критической температуры хрупкости (ТF);

во-вторых, для прогнозирования состояния материала корпуса реактора, необходимо учесть вклад эффектов термического старения, которые реализуются в материале 28  корпуса реактора при эксплуатации и не реализуются в материале образцов при ускоренном облучении.

Влияние плотности потока нейтронов в диапазоне 1014 1016 нейтрон/м2сек (E0, МэВ) возможно и должно быть учтено при определении величины TF для стенки корпуса реактора. Для анализа были использованы имеющиеся массивы экспериментальных данных по испытанию образцов исследовательских программ и образцов-свидетелей. Формула преобразования с учетом скорости облучения была предложена в следующем виде:

AОС TFнизкий флакс TFвысокий флакс F TFвысокий флакс, (4.7) ИП AF ОС AF - коэффициент радиационного охрупчивания, полученный по результатам где ИП исследования образцов-свидетелей, а AF - коэффициент радиационного охрупчивания, полученный по результатам исследования образцов в исследовательских программах (ускоренное облучение).

Величину TF для образцов-свидетелей, в соответствии с принятым подходом (4.7), определяем вычитанием расчетной величины температурного старения TT из интегрального сдвига критической температуры хрупкости TK, определенного при испытании образцов-свидетелей:

TFнизкий флакс ( F ) TKнизкий флакс TТ (t ) (4.8) Имея в виду два влияющих на результат процесса (влияние плотности потока быстрых нейтронов и температурное старение материала), было сделано следующее допущение.

При ускоренном облучении вклад температурного старения TT в общий сдвиг критической температуры хрупкости Tк ( F, t ) незначим и принимается равным 0.

Тогда величина радационного охрупчивания определяется как:

TFвысокий флакс ( F ) TK высокий флакс (4.9) Для анализа выберем упрощенный вид зависимостей для радиационной составляющей сдвига критической температуры хрупкости.

В качестве модели регрессии для основного металла и металла сварного шва с содержанием Ni1,3 % получена простая модель, не зависящая от содержания химических элементов в материале:

ТF =1,45 F0,8 =18,3 оС (4.10) Здесь и далее F флюенс быстрых нейтронов (Е0,5 МэВ) в единицах 1022нейтрон/м2.

В результате обработки базы данных для исследовательских программ получена модель:

ТF =1,44 F0,8 =19,7 оС (4.11) Отношение коэффициентов радиационного охрупчивания в моделях (4.10) и (4.11) равно 1,0, что означает отсутствие необходимости учета эффекта флакса для радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с низким содержанием никеля.

В качестве регрессии для описания поведения материалов сварных швов с высоким содержанием никеля под облучением была выбрана модель, зависящая от содержания Ni и Mn в материале:

ТF=АF СNi СMn F0,8, (4.12) где ТF – сдвиг температуры вязко-хрупкого перехода, СNi – концентрация никеля, СMn – концентрация марганца в металле.

При обработке базы данных для металла шва с высоким содержанием никеля (CNi1,3%) радиационное охрупчивание для исследовательских программ хорошо описывается следующим выражением:

ТF=1,34 СNi СMn F0,8 ( = 10,4 С) (4.13) Регрессионный анализ имеющейся базы данных по испытаниям образцов свидетелей МШ ВВЭР-1000, проведенный с учетом одновременного радиационного и температурного воздействия на материал (описываемого формулами (4.7)-(4.9)), привело к следующей функциональной зависимости сдвига критической температуры хрупкости от облучения:

ТF=1,67 СNi СMn F0,8 ( = 10,6 С) (4.14) Сравнение экспериментальных и расчетных данных радиационной составляющей в сдвиге критической температуры хрупкости металла сварного шва для исследовательских программ и образцов-свидетелей представлены на рисунках 4.6 (а) и (б), соответственно.

0. TF=1,34 CNiCMnF TF, эксперимент 0 20 40 60 80 TF, расчет а) 0. TF=1,67 CNiCMnF TF, эксперимент 0 20 40 60 80 TF, расчет б) Рисунок 4.6 Сравнение экспериментальных и расчетных значений радиационной составляющей в сдвиге критической температуры хрупкости сварного шва для исследовательских программ (а) и для ОС (б) 30  Для корректной оценки эффекта флакса в данном случае база данных по исследовательским программам была ограничена по флюенсу быстрых нейтронов до значения 61023 нейтрон/м2, в соответствии с данными, полученными на образцах свидетелях.

Сравнение выражений (4.13) и (4.14) для ускоренно облученных образцов и образцов-свидетелей, соответственно, позволяет получить величину коэффициента, учитывающего эффект флакса, и равного 1,25. Данная поправка применима при облучении с плотностью потока быстрых нейтронов в диапазоне нейтрон/м2сек (E0,5 МэВ) и времени ускоренного облучения не более 8000 часов.

4.2.5  ПРОГНОЗИРОВАНИЕ  РАДИАЦИОННОГО  ОХРУПЧИВАНИЯ  МАТЕРИАЛОВ  КОРПУСОВ  РЕАКТОРОВ ВВЭР­1000 ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЗА ПРЕДЕЛАМИ ПРОЕКТНОГО СРОКА СЛУЖБЫ.  Полученные в предыдущем разделе соотношения, связывающие результаты ускоренных и неускоренных испытаний позволяют дополнить имеющуюся базу данных испытаний облучаемых образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР- результатами исследовательских программ и создать, таким образом, расширенную базу данных для разработки модели изменения критической температуры хрупкости в диапазоне флюенсов, соответствующих эксплуатации за пределами проектного срока службы.

Как было показано, для результатов по радиационному охрупчиванию основного металла корпусов реакторов ВВЭР-1000, полученных при ускоренном облучении, не требуется вводить специальную поправку на учет эффекта флакса для гармонизации этих данных с результатами исследования, полученных на образцах-свидетелях. Учитывая это, для расширенного массива данных получаем следующую регрессионную зависимость для радиационной составляющей изменения критической температуры хрупкости основного металла корпусов реакторов ВВЭР-1000:

ТF=1,40 F0,8 ( = 19,3 С) (4.15) Тогда с учетом зависимости для термического старения материала получаем следующую модель для консервативного прогнозирования изменения свойств основного металла корпуса реактора ВВЭР-1000:

TK 1,40 F 0.8 TT 39, (4.16) где ТT определяется по нормативной зависимости (4.3), а в дальнейшем, при получении дополнительных экспериментальных данных, может быть изменена за счет замены постоянной величины термического старения материала при длительных временах выдержки на составляющую, зависящую от концентрации фосфора в материале и времени эксплуатации корпуса реактора.

Поскольку результаты исследований термического старения при температуре 300 320°С и при малых (до 50 000 часов) временах выдержки, выполненных в последнее время в НИЦ «Курчатовский институт», не подтверждают вид функциональной зависимости с максимумом (4.3), принятой в качестве нормативной в настоящее время, можно рассмотреть имеющийся массив экспериментальных значений ТК без этого предположения. Тогда получаем следующую регрессионную зависимость для изменения критической температуры хрупкости основного металла корпусов реакторов ВВЭР-1000:

TK 8,2 F 0.4 TT 37, (4.17) где ТT по имеющемуся в настоящее время массиву экспериментальных результатов принимается равной 0°С, а в дальнейшем, при получении дополнительных результатов по термическому старению основного металла корпуса реактора ВВЭР-1000, может быть изменена на соответствующую функциональную зависимость от времени и содержания фосфора в материале.

Таким образом, в настоящее время для прогноза изменения критической температуры хрупкости основного металла корпусов реакторов ВВЭР-1000 при эксплуатации за пределами проектного срока службы может быть использована модель вида (4.17).

Как было показано в предыдущем разделе, для результатов по радиационному охрупчиванию металла сварного шва корпусов реакторов ВВЭР-1000, полученных при ускоренном облучении, не требуется вводить специальную поправку на учет эффекта флакса для гармонизации этих данных с результатами исследования, полученных на образцах-свидетелях, если содержание никеля в материале 1,3% и требуется вводить поправку, если содержание никеля в материале 1,3%. Учитывая это, расширим массив экспериментальных результатов до больших значений флюенса быстрых нейтронов, и при регрессионном анализе полученной базы данных получим следующую зависимость для радиационной составляющей изменения критической температуры хрупкости металла шва корпусов реакторов ВВЭР-1000:



Pages:   || 2 |
 

Похожие работы:





 
2013 www.netess.ru - «Бесплатная библиотека авторефератов кандидатских и докторских диссертаций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.