Управление ресурсом корпусов атомных реакторов тема автореферата и диссертации по механике, 01.02.06 ВАК РФ

На правах рукописи УДК 621.039.53

Рогов Михаил Фалеевич

УПРАВЛЕНИЕ РЕСУРСОМ КОРПУСОВ АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ

Специальность 01.02.06 - Динамика, прочность машин, приборов и

аппаратуры

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва 2005

Работа выполнена в Опытном конструкторском бюро «Гидропресс» Научный руководитель - доктор технических наук Драгунов Ю.Г. Научный консультант - доктор технических наук, профессор Зубченко A.C.

Официальные оппоненты: доктор технических наук, профессор

Платонов П.А.

кандидат технических наук Носов С.И.

Ведущее предприятие - ОАО «Ижорские заводы»

Защита состоится я*' ■ V ш • 2005г. на заседании диссертационного совета Д.217.042.02 в Федеральном государственном унитарном предприятии «Государственный научный центр Российской Федерации - Научно-производственное объединение по технологии машиностроения (ЦНИИТМАШ)» по адресу: 115088, Москва, ул. Шарикоподшипниковская, Д. 4.

Ваш отзыв на автореферат в одном экземпляре, заверенный печатью, просьба выслать по указанному адресу.

С диссертацией можно ознакомится в научно-технической библиотеке ЦНИИТМАШа.

Телефон для справок: 275-89-22

Автореферат разослан « ^^ 20051

Ученый секретарь диссертационного совета Д.217.042.02

Клауч Д.Н.

Чооз

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность проблемы.

Программой развития атомной энергетики России на 1998-2005 годы и на период до 2010 года, утвержденной Постановлением правительства Российской Федерации от 27.07.98 г, №815 предусмотрено продолжение эксплуатации энергоблоков АЭС после окончания проектного 30-летнего срока службы за счет выполнения комплекса работ, обеспечивающих их безопасность.

Проблема обеспечения проектных сроков службы энергоблоков АЭС и их продления в настоящее время весьма актуальна не только в России, но и во многих странах мира Решение этой проблемы позволяет повысить эффективность АЭС без дополнительных вложений на замещение выводимых из эксплуатации мощностей.

В период с 1999 по 2005 г.г. в рамках подготовки к продлению срока эксплуатации была выполнена крупномасштабная модернизация блоков 3 и 4 Нововоронежской и блоков 1 и 2 Кольской АЭС: проведено комплексное обследование энергоблоков и обоснован остаточный ресурс оборудования, выполнены испытания модернизированных систем и оборудования и энергоблоков в целом. Продление срока эксплуатации блоков на Нововоронежской и Кольской АЭС показало высокую эффективность данного инвестиционного проекта. Удельные затраты на модернизацию и продление срока эксплуатации составили 170-190 долларов США на 1 кВт установленной мощности. Для сравнения, при строительстве нового энергоблока данный показатель составляет более 1000 долларов США на 1 кВт.

Таким образом, актуальность и эффективность работ по продлению сроков службы АЭС с обеспечением безопасности их эксплуатации не вызывает сомнений.

Главным конструктивным элементом энергоблока с ядерной энергетической установкой, определяющим его ресурс, является корпус реактора. Если другие конструктивные элементы (парогенератор, трубопроводы, подогреватели и др) могут быть заменены или отремонтированы в случае обнаружения в них повреждений, то корпус реактора должен безотказно выполнять свои функции в течение всего проектного или запроектного (в случае продления) срока службы. Очень важно иметь возможность адекватно оценивать реальный ресурс корпусов реакторов по сравнению с проектным и управлять им, т е. увеличивать его при необходимости путем применения ряда специальных мер.

Цель работы.

Разработка способа управления ресурсом корпусов атомных реакторов типа ВВЭР-440 путем снижения и устранения деградации свойств металла сварных швов, расположенных на уровне активной зоны.

Задачи работы.

1. Провести анализ условий и режимов эксплуатации, в том числе возможных нарушений нормальных условий эксплуатации и аварийных ситуаций, влияющих на ресурс корпусов реакторов. Выполнить расчет ожидаемых значений критической температуры хрупкости основного металла и

металла сварного шва, расположенного на уровне активной зоны, на различных стадиях эксплуатации.

Предложить методические подходы к расчету хрупкой прочности корпусов реакторов при эксплуатации

2. Исследовать влияние длительного эксплуатационного нагрева, усталостного нагружения, радиационного воздействия на механические свойства и вязкость реакторных материалов. Оценить возможные подходы к управлению ресурсом корпусов реакторов.

3. Разработать методологию определения степени восстановления свойств материалов в процессе отжига. Установить корреляционные соотношения значений критической температуры хрупкости, определенной на малоразмерных и стандартных образцах, для оценки Ткр металла сварных швов при эксплуатации корпусов реакторов.

4. Исследовать радиационное охрупчивание корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения, влияние отжига и повторного облучения на свойства реакторных материалов. Разработать регламент работ по реализации выявленной возможности управления ресурсом атомных реакторов путем применения отжига для восстановления свойств реакторных материалов, охрупченных в результате нейтронного облучения. Реализовать указанный регламент на реакторах АЭС.

Методы исследований.

Расчетные методы включали использование корреляционных зависимостей свойств материалов корпусов реакторов в зоне с наибольшим флюенсом нейтронов для определения критической температуры хрупкости металла после облучения, после отжига и после повторного облучения для прогноза ресурса реактора при продлении его эксплуатации на новый срок.

Облучение образцов нейтронами осуществляли как в энергетических, так и в исследовательских реакторах, а их испытания - в специализированных лабораториях Наряду с определением стандартных характеристик механических свойств исследовали влияние циклического нагружения на усталостную прочность и скорость роста трещин Был использован математический аппарат на основе механики разрушения для расчета возможности эксплуатации корпусов реакторов после отработки проектного ресурса.

Научная новизна работы.

Новыми и полезными для дальнейших исследований при оценке ресурса и принятии решений о продолжении эксплуатации атомных реакторов после выработки проектного ресурса являются:

• способ определения критической температуры хрупкости Ткр реакторных материалов на момент исчерпания радиационного ресурса корпуса реактора с использованием температурной зависимости коэффициентов интенсивности напряжений Кь значений Тко материалов в исходном состоянии и сдвига Тк после облучения проектным флюенсом нейтронов;

• зависимости критической температуры хрупкости 7ко используемой в расчете хрупкой прочности, от значений Ткр, определенной при испытаниях на ударный изгиб мадоразмерных образцов. Значения Тко, вычисленные с

использованием этих зависимостей на основании результатов испытаний малоразмерных образцов, вырезанных из металла шва действующих реакторов, положенные в основу оценки остаточного ресурса корпусов реакторов;

• экспериментальные зависимости свойств облученной при эксплуатации стали 15Х2МФА и металла сварного шва от температуры отжига, позволившие обосновать температурный режим отжига корпусов реакторов, проводимого с целью восстановления радиационного ресурса металла сварных швов и продления ресурса корпуса реактора;

• показанная экспериментально эффективность повторного отжига корпусов реакторов, отработавших дополнительный ресурс после первого отжига.

Практическая ненность.

Результаты выполненных исследований и расчетов позволили установить возможность управления ресурсом корпусов атомных реакторов применением отжига для снятия эффекта радиационного охрупчивания металла под воздействием быстрых нейтронов в процессе эксплуатации. Испытания образцов, вырезанных из корпусов реакторов Нововоронежской АЭС (блоки 1, 2, 3 и 4), АЭС «Козлодуй» (блоки 1 и 2) позволили определить действительный флюенс нейтронов на стенку в районе активной зоны, фактические значения Тко, степень восстановления свойств металла в результате операций отжига при различных температурах. Определен температурный режим отжига реакторов ВВЭР-440, обеспечивающий полное восстановление свойств облученного в реакторе металла, разработан регламент работ, связанных с кампанией отжига в процессе планово-предупредительного ремонта энергоблока АЭС.

Спроектировано, изготовлено и использовано при отжиге корпусов реакторов оборудование:

• установка для отжига;

• установка ревизии внутрикорпусных устройств (визуальный контроль и дефектоскопия);

• комплект устройств для вырезки проб металла из стенки реакторов в районе активной зоны.

Осуществлены работы по восстановлению радиационного ресурса корпусов реакторов Нововоронежской АЭС, Кольской АЭС, Армянской АЭС, АЭС «Козлодуй» и АЭС «Бруно Лейшнер».

Публикации.

По теме диссертации опубликовано 15 работ, в т.ч. имеется 5 патентов.

Апробация работы. Основные материалы диссертационной работы доложены и обсуждены на российских и международных конференциях, семинарах и совещаниях, в т.ч. в Стокгольме (Швеция) - октябрь 1990 г, в Токио - август 1991 г., в Новом Орлеане - январь 1992 г., в Альбукерке (США) -февраль, сентябрь 1994 г., в Братиславе (Словакия) - март 1994 г., в Праге -сентябрь 1995 г., в Эрлангене (Германия) - октябрь 1996 г., в Эстергоме (Венгрия) - май 1997 г., в Сакт-Петербурге - июнь 1998 г., в Гусь-Хрустальном - май 2004 г.

Объем и структура работы.

Диссертация состоит из введения, пяти разделов, общих выводов, списка литературы. Диссертация содержит 105 листов, в том числе 52 рисунка, 21 таблицу. Список литературы состоит из 54 наименований.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении раскрыта актуальность работы, сформулирована цель и задачи, решение которых вынесено на защиту.

Раздел 1. Режимы эксплуатации и сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов ВВЭР-440.

Основными факторами, воздействующими на корпус реактора при эксплуатации и определяющими его ресурс, являются внутреннее давление, усилия на патрубках от присоединительных трубопроводов, температурное воздействие, радиационное облучение.

Первые три фактора чаще всего взаимосвязаны, и можно говорить о термосиловом нагружении корпуса. Эти нагрузки могут иметь как статический, так и динамический характер и приводят к возникновению напряжений и деформаций в конструкции и накоплению повреждений в зонах концентрации напряжений. Степень поврежденности в конце срока эксплуатации зависит от количества повторений режимов разных типов в течение проектного срока службы.

При проектировании корпусов реакторов и расчете их проектного ресурса в качестве исходных данных закладывается определенное количество режимов нормальных условий эксплуатации, режимов нарушений нормальных условий эксплуатации и аварийных ситуаций. Реально ядерные энергетические установки эксплуатируется обычно с меньшим числом повторений указанных режимов по сравнению с проектным. Аварийные режимы вообще достаточно редко реализуются на практике. Это является одним из важных факторов продления их ресурса. Выявление наиболее опасных режимов работы реакторной установки, приводящих к наибольшему накоплению повреждений в корпусе реактора, является важной и актуальной задачей, требующей решения в рамках проблемы разработки методов управления ресурсом корпусов реакторов.

Параллельно процессу накопления повреждений от термосиловых нагрузок происходит деградация свойств материала корпусов реакторов от температурно-радиационного воздействия, выражающаяся в его упрочнении и охрупчивании. Известно, что эти изменения зависят от энергии облучающих частиц, их интегральной дозы и температуры облучения

Важнейшей характеристикой, во многом определяющей ресурс, является сопротивляемость хрупкому разрушению металла, подвергнутого облучению флюенсом нейтронов Разработке методов повышения сопротивления хрупкому разрушению корпусов реакторов и управления на этой основе их ресурсом посвящена настоящая диссертационная работа.

Целостность корпуса реактора обеспечивается запасом между несущей нагрузочной способностью, являющейся функцией его конструкции и свойств материала, и действующими нагрузками, имеющими место во время эксплуатации.

Нагрузки, учитываемые при оценке целостности корпуса, связаны, главным образом, с событиями, приводящими к термоудару, характеризующемуся быстрым охлаждением первого контура при высоком давлении в системе.

Наиболее опасными являются аварии с разгерметизацией корпуса. Попадание холодной воды в реактор с горячим теплоносителем при срабатывании системы аварийного охлаждения активной зоны в виде струй в опускной канал приводит к наиболее неблагоприятной ситуации, так как вызывает несимметричное охлаждение облучаемой части.

Кроме напряжений, обусловленных градиентом температуры, в стенке корпуса действуют напряжения от внутреннего давления, величина которых пропорциональна величине давления. При сохранении давления на уровне номинального корпус реактора независимо от темпа расхолаживания нельзя расхолаживать ниже некоторой минимально допустимой температуры (Ткр), определяемой из условия хрупкой прочности корпуса.

Для расчета ожидаемой критической температуры хрупкости корпуса реактора были использованы зависимости коэффициента радиационного охрупчивания АР от содержания легирующих элементов и примесей в металле обечайки и сварного шва в районе активной зоны и сдвига АТкр вследствие облучения нейтронами с энергией Е > 0,5 МэВ.

Эти расчеты показали, что сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения определяется свойствами металла шва в районе активной зоны. При этом, в связи с высоким содержанием примесей меди и фосфора, Ткр металла сварных швов в конце проектного срока может превысить 250°С.

Определение радиационного ресурса корпусов приведено с позиций сопротивления хрупкому разрушению при постулировании в металле трещины глубиной 0,25 от толщины стенки, исходя из условия:

К, <@ [ Ккр ] (1.1)

где К] - расчетный коэффициент интенсивности напряжений;

[ Ккр ] - номинальный допускаемый коэффициент интенсивности напряжений;

Значение коэффициента в зависит от режима, для аварийной ситуации 0=2.

Для определения радиационного ресурса построены температурные зависимости К] для трещин различной глубины (кривые 1 на рис. 1)

На зависимости К\(Т) накладывается кривая допускаемых значений /}[Ккр] при критической температуре Тк = 0 (кривая 2 на рисунке 1). Положение этой кривой не зависит от характеристик сопротивления хрупкому разрушению (Тко, Аь) конкретного корпуса. Критическая температура хрупкости вычисляется по формуле

Тк . Тко + А 7>

где Тко - критическая температура хрупкости в исходном состоянии. Сдвиги Тк вследствие старения и циклического нагружения приняты равными нулю.

ЛТр = А/г(Г10г'я)'/3 - сдвиг критической температуры хрупкости от флюенса нейтронов Р,

Ар - коэффициент радиационного охрупчивания.

к.

Рис. 1 - Определение критической

температуры на момент исчерпания радиационного ресурса

1 - расчетные кривые К/(Т) для трещин различной глубины,

2 - допускаемая кривая 0[ Ккр] при Т- О,

3 - допускаемая кривая (3[ Ккр] при Тк = Тг

4 - допускаемая кривая (3[ Ккр] на момент исчерпания ресурса при Тк = Т*к (Р = Р*)

В исходном состоянии (при ^ = 0) положение допускаемой кривой р[ Ккр] задается величиной Тко (кривая 3). Кривая 3 получается переносом кривой 2 вдоль оси Т вправо (Тко > 0) или влево (Тко < 0) на величину Тк = Тко Если при Тк = Тко условие (1.1) выполняется, т.е. допускаемая кривая не пересекает расчетных и не имеет с ними общих точек, то радиационный ресурс определяется величиной сдвига ДГР До касания допускаемой кривой с расчетной кривой 1.

Расчет радиационного ресурса N сводится к вычислению по формуле: Ы^Р/кАР

где к - коэффициент, учитывающий ослабление флюенса по толщине стенки от поверхности до вершины расчетной трещины;

АР- приращение флюенса за год.

При анализе радиационного ресурса удобно использовать критическую температуру хрупкости на момент исчерпания радиационного ресурса, так как она определяется только взаимным расположением кривых 1 и 2 на рис. 1 и может служить мерой опасности рассматриваемого режима для корпусов с различными характеристиками сопротивления хрупкому разрушению (Тко и Ар).

Указанные соображения соответствуют методике оценки хрупкой прочности корпусов реакторов, изложенной в ПНАЭ Г-7-002-86.

Раздел 2. Исследование деградации свойств стали 15Х2МФА в процессе эксплуатации.

Исследования радиационного повреждения основного металла и металла сварных швов проводили после облучения образцов в исследовательских реакторах РФТ, МР и ВВР-М с температурой теплоносителя 50. 80°С. Используя тепловыделение в результате поглощения энергии реакторного излучения, температура образцов варьировалась в пределах 100...400°С Плотность потока быстрых нейтронов при облучении составляла от ЗхЮ13 до 1014 нейтр./см2.

В таблице 1 и рис 2 приведены результаты испытаний стали 15Х2МФА в исходном состоянии (после закалки и отпуска), после облучения и наклепа, имитирующего эффект радиационного охрупчивания

Прежде всего следует отметить, что облучение флюенсом ~ 1020 нейтр /см2 резко уменьшает различие между временным сопротивлением и пределом текучести, о чем можно судить по отношению ЯроУ Яш Поперечное сужение 2 под влиянием облучения изменяется слабо.

Таблица 1

Способ обработки Rpo.z, МПа Rm> МПа Rpo,2/ Rm> МПа А5, % Z,%

1 Закалка с высоким отпуском 520 690 0,75 21 78

2 Облучение при ~150 °С (Р я1020нейтр./см2) 860 880 0,98 11 69

3 Облучение при 260-280 °С (Б =1020нейтр./см2) 760 910 0,83 17 _

4 Холодная деформация 50 % 780 850 0,92 16 71

Испытания при повышенных температурах не вносят принципиально нового в картину радиационного повреждения стали. Приведенные на рис. 2 данные свидетельствуют о том, что повышенная прочность облученной стали сохраняется во всем исследованном диапазоне температур (до 350°С). Радиационное упрочнение, вызываемое облучением при 300-350°С, термически стабильно и в условиях сравнительно длительных испытаний. При 350 °С упрочнение сохраняется на постоянном уровне, по меньшей мере в течение 200 ч (рис. 3). Облученная сталь, как и в исходном состоянии, независимо от времени разрушается при напряжениях, близких к Кш.

Рис. 2 - Зависимость механических свойств облученной стали 15Х2МФА от температуры испытаниям, п — исходное состояние;

• - То6л = 170—220°С; F = 2-1020 нейтр./см2; ■ - То6л= 260—280°С;

F = 1,6-1020 нейтр./см2

Типичные кривые температурной зависимости ударной вязкости, построенные в результате испытания стандартных образцов стали 15Х2МФА, показаны на рис. 4. Видно, что облучение приводит к смещению кривой KCW=f(T) в сторону более высоких температур и одновременно к снижению уровня ударной вязкости.

•. 2

■ • •

>—— Ъ 1

3 & 0—з—

01

Рис. 3 - Временная зависимость

прочности стали 15Х2МФА:

1 - исходное состояние;

2 - Го6л = 300—350°С; Р = Ю20 нейтр./см2

10

100 юоо

Время, п

Малоцикловая усталость облученной стали 15Х2МФА была исследована на цилиндрических образцах в 4 мм с кольцевым надрезом Испытания проводились при 20 °С на нулевое повторно-статическое растяжение с контролируемым верхним пределом нагрузки при частоте четыре цикла в минуту.

Облучение при 300 - 350 °С не оказывает заметного влияния на малоцикловую усталость стали 15Х2МФА (рис. 5).

Рис. 4 - Влияние нейтронного облучения на температурную зависимость ударной вязкости стали 15Х2МФА:

1 - исходное состояние;

2 - Тобл = 210 - 250 "С, Р- 1,51018нейтр./см2;

3 - То6л = 120 °С, Р = 4-1019 нейтр./см2

т, °с

** __■ \ 1

В в 1 "^лоХ. ■

Рис. 5 - Влияние температуры нейтронного облучения (Р=М02 нейтр./см2) на малоцикловую усталость стали 15Х2МФА:

о - исходное состояние; •-Тобл = 300-350 "С, ■ - Т0бл = 100-150 °С

104 N. цикл

В противоположность этому, облучение при ~150°С способствует повышению кривой малоцикловой усталости на участке квазистатических

разрушений при одновременном сокращении протяженности этого участка и снижении долговечности в области усталостного разрушения.

Раздел 3. Разработка способов продления ресурса корпусов реакторов.

Возможны два подхода управления ресурсом реакторов, основанные на повышении стойкости корпуса против хрупкого разрушения.

Первый связан с уменьшением деградации свойств материалов вследствие воздействия нейтронного облучения путем установки экранов, защищающих стенку корпуса от потока нейтронов, и применения активной зоны с малой утечкой нейтронов.

Второй подход связан с применением отжига корпусов. Исследования показали, что изменения механических свойств металлов, вызванные нейтронным облучением, обратимы и могут быть устранены нагревом до температуры (0,4-0,5) Тт. Эта особенность радиационного повреждения открывает принципиальную возможность продлевания срока службы корпусов реакторов путем их термической обработки. Поэтому представляется важным установить режим отжига (температуру и продолжительность нагрева), восстанавливающего исходные свойства стали в зависимости от температуры облучения и флюенса нейтронов.

В результате исследований влияния температуры отжига на механические свойства облученной стали 15Х2МФА показано, что уже, начиная с 250°С, имеет место возврат свойств стали к исходному состоянию. При температуре отжига 450°С наблюдается практически полное восстановление всех характеристик механических свойств материала.

Таким образом, эффект радиационного охрупчивания может быть полностью устранен или существенно ослаблен при отжиге облученного материала. Это открывает принципиальную возможность повышения сопротивлению хрупкого разрушения стали и, следовательно, позволяет отойти от потенциально опасного рубежа охрупчивания металла, существенно повышает безопасность дальнейшей эксплуатации АЭС с ВВЭР. Такая возможность позволяет ставить вопрос о продлении ресурса корпусов реакторов сверх расчетного. При этом отжиг является единственным из способов снижения радиационного охрупчивания корпусов, выработавших проектный ресурс.

В связи с этим важным является «поведение» реакторных материалов при облучении после отжига радиационных повреждений в процессе эксплуатации.

На основе результатов экспериментального исследования закономерностей восстановления критической температуры хрупкости облученных материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 была выпущена методика определения критической температуры хрупкости металла корпуса реактора после его отжига.

Методика являлась нормативно-техническим документом, устанавливающим порядок определения Тк после восстановительного отжига и последующего за ним облучения.

Критическая температура хрупкости материала при последующем за отжигом облучении определяется по формуле:

Т№ =Тко + Д№осш + Д ТкР

где: Ты- - критическая температура хрупкости металла при последующем за отжигом облучении;

Тко - исходная критическая температура хрупкости;

АТгост - остаточная величина сдвига критической температуры хрупкости после отжига;

(рТ

АТкь = — . сдвиг Тк в результате повторного облучения флюенсом Р.

Были рассмотрены различные схемы расчета степени радиационного охрупчивания материалов при повторном облучении после восстановительного отжига при 420...460°С (рис. 6).

По результатам анализа испытаний показана возможность использования схемы так называемого «горизонтального сдвига».

Г 3 з /Т

Тк = Тко+ А Тост+АР — Го

Для первого поколения реакторов ВВЭР-440 не были определены значения Тко основного металла и сварного шва. Для осуществления последующих расчетов ресурса перед процедурой отжига было принято решение об испытаниях образцов, вырезаемых непосредственно из стали корпуса. Учитывая малые размеры вырезаемых темплетов металла, из них возможно было изготовить только малоразмерные нестандартные образцы для испытаний Тко.

Рис. 6 - Схема расчета радиационного охрупчивания металла корпуса реактора при повторном облучении после отжига

Условные обозначения Исх - исходная зависимость, С - консервативная схема расчета, Ь - горизонтальный сдвиг, V - вертикальный сдвиг

Были проведены испытания нестандартных образцов типа Шарпи сечением 3x4 и 5x5 мм (а также, для сравнения, 10x1 Омм) из стали 15Х2МФА различных плавок и металла сварных швов с различным содержанием примесей.

Для чистоты эксперимента часть стандартных малоразмерных образцов была подвергнута облучению, аналогичному условию облучения материала корпуса реактора ВВЭР-440 при нормальном режиме эксплуатации (Т = 270 °С, Р=1024нейтр./см2 (Е >0,5 МэВ).

В результате статической обработки экспериментальных данных были предложены соотношения между критической температурой хрупкости, определенной на стандартных и малоразмерных образцах Шарпи:

для образцов сечением 5x5мм Тк10 = Тк5 + 50°С для образцов сечением 3x4мм Тк10 = Тк3 + 65°С

Раздел 4. Обоснование ресурса корпуса реактора ВВЭР-440 после отжига.

Установлено, что повышение температуры хрупкости Тк стали 15Х2МФЛ и металла шва, выполненного проволокой Св-10ХМФТ, под влиянием нейтронного облучения описываются соотношением:

ЛТк = Аг*(Рх10г'У/3

В результате статистического анализа экспериментальных данных, полученных при испытаниях материалов корпуса реактора после облучения в реакторах ВВЭР-440 (Армянская АЭС блок 2; Ровенская АЭС блоки 1 и 2; Кольская АЭС блоки 3 и 4) с температурой на входе в реактор 270 °С, определена зависимость коэффициента радиационного охрупчивания металла сварных швов в виде соотношения:

= 800х(Р% + 0,07 Си%)

Определяющим фактором восстановления свойств облученной стали является температура отжига. Об этом свидетельствуют экспериментальные данные, полученные на образцах стали марки 15Х2МФА и металла ее сварных швов, с содержанием фосфора в пределах от 0,012 до 0,055 %, меди - от 0,08 до 0,22 % Материалы облучались в исследовательском реакторе при температурах от 220 до 300 °С и в реакторах ВВЭР-440 при 270 °С. Значения флюенса были в пределах от ЗхЮ19 до 4,9x1020 см"2. Количественную оценку относительной степени восстановления критической температуры хрупкости (г), %) удобнее всего производить в зависимости от параметра Тотж - Тобя, где Тотж - температура отжига облученных образцов, °С;

Тоби - температура облучения образцов, °С.

Результаты представлены на рисунке 7. Полоса разброса экспериментальных данных обусловлена как широким диапазоном температур облучения, так и значительным интервалом варьирования в металле примесных элементов и характеризует общую тенденцию повышения степени восстановления критической температуры хрупкости облученной стали при увеличении разности температур облучения и отжига.

Из представленных на рис. 7 данных следует, что зависимость

г] = /(Тотж - Тобя) примерно одинакова для всех исследованных материалов независимо от легирующего комплекса и содержания примесных элементов. Ее универсальный характер подтверждается сопоставлением с результатами литературных данных по отжигу американской корпусной стали марки А302В и металла ее сварных швов.

Для выбора режима отжига корпуса реактора определенного типа необходимо рассматривать выделенные из общего массива экспериментальных данных точки, соответствующие облучению при температуре эксплуатации корпуса данного типа.

Рис. 7 - Влияние разности температур отжига и облучения на степень восстановления Тк стали 15Х2МФА и металла сварного шва

□ облучение в исследовательских реах-гораз О облучение в реакторах АЭС

40 80 120 160 200 240 280 т - т °с

'пп *пЛ Т..

Время простоя АЭС, обусловленное проведением отжига корпуса реактора, должно быть минимальным и вместе с тем достаточным для протекания в металле процесса отжига с обоснованной скоростью нагрева и охлаждения корпуса реактора с целью уменьшения температурных напряжений.

На рис. 8 представлено влияние времени отжига на степень восстановления критической температуры хрупкости металла шва, облученного при 270°С.

Видно, что при разности температур Тотж - Тоби « 150°С с увеличением длительности отжига от 1 до 100 часов степень восстановления ц обнаруживает логарифмическую зависимость от времени, причем отжиг длительностью 100 часов обеспечивает восстановление свойств примерно на 75 % Дальнейшее увеличение продолжительности отжига до 150 часов практически не оказывает влияния.

100 t,4

Рис. 8 - Зависимость степени восстановления критической Тк металла сварного шва от длительности отжига при температуре 420°С

Для полного восстановления Тк металла шва необходимо увеличить температуру отжига, о чем свидетельствуют результаты испытаний, приведенные на рис. 9.

ЛТкг, °С

Рис. 9 - Восстановление Тк

облученного металла шва при отжиге с различной температурой

300 340

420 460 Т °С

На рис. 10 представлены результаты испытаний вязкости металла, вырезанного из сварных швов блока 1 Нововоронежской АЭС после эксплуатации в течение 20 лет и после отжига.

/ У /

У\

/

Тк,! тк,;

Рис. 10 - Температурная зависимость вязкости разрушения металла шва корпуса реактора блока 1 Нововоронежской АЭС

о-в состоянии после эксплуагации, э - в состоянии после отжига +420°С, 150 ч, в состоянии после отжига +650°С, 2 ч

Температура испытаний С

В период с 1990 по 1996 г.г. были произведены вырезки темплетов из корпусов реакторов ВВЭР-440 блоков 2, 3 и 4 Нововоронежской АЭС, блоков 1 и 2 АЭС «Козлодуй», подвергнутые обследованию в состоянии после эксплуатации, отжига и повторного облучения. Исследования проводились на малоразмерных образцах. С использованием установленных ранее корреляционных зависимостей были рассчитаны значения Тк, соответствующие ударным испытаниям образцов Шарпи сечением 10x10мм.

При химическом анализе металла вырезанных темплетов были определены концентрации примесей (Си, Р), определяющие его радиационное охрупчивание, что позволило вычислить ожидаемые значения Тк после облучения в реакторе На рис. 11 представлены результаты экспериментальных исследований и расчетов значений Тк металла сварных швов реакторов ВВЭР-440 блока 4 Нововоронежской АЭС и блока 1 АЭС «Козлодуй».

Раздел 5. Организация работ на АЭС по реализации отжига корпусов реакторов ВВЭР-440.

Для осуществления операции отжига и исследований состояния металла корпуса реактора было спроектировано и изготовлено оборудование и оснастка'

- установка для отжига реакторов;

- оборудование для вырезки и транспортировки внутрикорпусных устройств;

а) б)

Рис. 11 - Зависимость Тк металла сварного шва от флюенса нейтронов а) блок 4 НВАЭС, б) блок 1 АЭС «Козлодуй», • - эксперимент, о - расчет

- комплект устройств и приспособлений для отбора проб металла из стенки корпуса;

- установка для ревизии внутрикорпусных устройств корпуса реактора;

- устройство для исследования состояния металла корпуса и др.

Схема размещения установки для отжига в корпусе реактора представлена на рис. 12.

Проведенная операция отжига корпусов реакторов с комплексным исследованием свойств металла вырезанных темплетов позволила обосновать возможность продления радиационного ресурса корпусов реакторов ВВЭР-440 блоков 3 и 4 Нововоронежской АЭС, блоков 1 и 2 Кольской АЭС, блока 1 Армянской АЭС, блоков 1, 2 и 3 АЭС «Козлодуй», блоков 1, 2 и 3 АЭС «Ьруно Лейшнер».

Рис. 12 - Схема размещения нагревательного устройства в корпусе реактора

Общие выводы

1. Корректный анализ сопротивления хрупкому разрушению для конкретного реактора требует учета всего спектра режимов нарушений нормальных условий эксплуатации и аварийных ситуаций во всех возможных вариантах их протекания в условиях данной реакторной установки. Учитывая изложенное, для обоснования сопротивлению хрупкому разрушению корпуса реактора необходимо принять во внимание одновременные воздействия на корпус реактора напряжений от подачи холодной воды из системы аварийного охлаждения зоны в горячий корпус реактора и высокого давления.

2. Сравнительный анализ предложенных автором и принятых методик оценки хрупкой прочности корпусов реакторов типа ВВЭР показывает, что в настоящее время имеется тенденция к обоснованному снижению консерватизма нормативных подходов за счет использования в расчетной практике численных методов, позволяющих адекватно моделировать конструктивные особенности корпусов и условия нагружения, а также геометрию постулируемых дефектов.

3. Выполнен анализ изменений характеристик сопротивления хрупкому разрушению корпусов эксплуатирующихся реакторов. Показано, что- для всех рассмотренных корпусов реакторов критическая температура

хрупкости основного металла не превышает 90 °С и не определяет их радиационный ресурс;

- для реакторов блока 2 АЭС «Богунице» и блока 3 АЭС «Козлодуй», блока 3 Нововоронежской АЭС, блоков 1 и 2 Кольской АЭС предприняты меры по снижению флюенса нейтронов на сварные швы, расположенные вблизи активной зоны, с целью обеспечения проектного ресурса;

-установка кассет-экранов в реакторы с повышенными коэффициентами радиационного охрупчивания сварных швов обеспечила критические температуры хрупкости в конце 30-летнего срока эксплуатации в диапазоне от 184 до 210 °С.

4. На основе выполненных целенаправленных исследований восстановления критической температуры хрупкости путем отжига облученной стали марки 15Х2МФА и металла сварного шва, выполненного проволокой Св-10ХМФТ, показано, что основным определяющим параметром степени восстановления критической температуры хрупкости облученной стали для корпусов реакторов ВВЭР-440 является температура отжига Для достижения эффективного восстановления свойств температура отжига должна превышать на 150-200°С температуру облучения металла корпуса реактора. При этом содержание фосфора и меди в стали определяет невосстановленную величину сдвига критической температуры хрупкости материала корпуса при заданной температуре отжига

5. Чередование облучения и отжига до трех циклов включительно не усиливает радиационное охрупчивание стали по сравнению с первичным облучением. Степень восстановления критической температуры хрупкости после второго и третьего циклов облучения и отжига при температурах 420 и 460 °С такая же, как и при первом цикле, и определяется содержанием фосфора и меди в стали Невосстановленная величина сдвига критической температуры хрупкости материала корпуса от числа циклов не зависит Это позволяет поддерживать критическую температуру хрупкости металла сварного шва корпуса реактора на определенном уровне, обеспечивающим сопротивление стали хрупкому разрушению

6. При исследовании металла шва корпуса реактора блока 1 Нововоронежской АЭС после 20-ти летней эксплуатации, подвергнутого отжигу при температурах 420 и 460 °С соответственно в течение 150 и 70 ч, установлено совпадение результатов по восстановлению свойств с аналогичными данными для металла швов, облученных в виде образцов в реакторах АЭС.

Для определения фактического состояния металла корпусов реакторов до и после отжига были найдены корреляционные соотношения между значениями критических температур хрупкости, определенными на стандартных и малоразмерных образцах.

Полученные результаты испытаний малоразмерных образцов позволили уточнить расчетные обоснования ресурса корпусов реакторов ВВЭР-440 (первого поколения). Для 3 блока Нововоронежской АЭС вырезка темплетов дала возможность применить в расчетном обосновании ресурса корпуса реактора схему «горизонтального» сдвига критической температуры хрупкости после отжига.

7. Для проведения восстановительной термообработки (отжига) металла корпусов реакторов ВВЭР-440 были выполнены следующие работы:

• проведена оценка влияния отжига на изменение свойств металла после облучения и после отжига;

• спроектировано и изготовлено оборудование для осуществления отжига реакторов в условиях АЭС;

• разработан технологический регламент проведения отжига.

8. Восстановительная термообработка металла корпуса реактора проведена на 14 блоках с реакторами ВВЭР-440, причем на 3 блоке Нововоронежской АЭС она проведена дважды.

Выполнение отжига, в совокупности с другими мероприятиями, позволило обеспечить проектный ресурс корпусов реакторов ВВЭР-440 «первого поколения» и обосновать возможность продления ресурса на 15 лет.

Основное содержание работы отражено в публикациях

1 M.Rogov, S Morozov, Yu Dragunov, S Selskiy. «Practical Experience of Annealing to Extend Reactor Vessels Lifetime» IAEA. International workshop on WWER-440 reactor pressure vessel emhrittlement and annealing, Zavazna Porubn, Slovakia, 29-31 March 1994 Working material. Scientific presentations, p. 149-170

2 Yu.Dragunov. V Fedorov, A.Getmantchuk, M.Rogov. «Practical Experience of Annealing to Extend WWER Reactor Vessels Lifetime». Transactions of the 11th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology, volume F, p.267-272

3 V.Stekolnikov, M.Rogov. Yu.Dragunov. «Experience in Application of Recovering Heat Treatment to Improve Safety of Power Reactor Pressure Vessels». Proceedings of IAEA Specialists' meeting on Nuclear Power Plant Lifetime Assurance, Stockholm, Sweden, October 10-12. 1990, p.9.1-9.25

4 L.Sapojnikov, M.Rogov, Y.Dragunov. «Development and Application of Annealing Procedure for LWR Pressure Vessel Lifetime Extension». Proceedings of the 10th Meeting on Reactor Physics and Thermal Hydraulics, 1995, p.376-382. Joint nuclear conference with the 3rd Brazilian Meeting on Nuclear Applications

5 Патент № 2069900 (Российская Федерация). «Способ изготовления корпуса атомного энергетического реактора типа ВВЭР». 17 декабря 1990 г., В.А.Игнатов, Г.П.Карзов, Ю.Г.Драгунов, М.Ф.Рогов и др.

6 Патент №2041418 (Российская Федерация). «Способ повышения стойкости конструкций к распространению трещин». 12 августа 1992г., В.В.Покровский, Ю.Г.Драгунов, Г.П.Карзов, М.Ф.Рогов

7 Патент №2068177 (Российская Федерация). «Устройство для испытания образца на трещиностойкость». 20 октября 1996 г., А.Г.Мазепа, А.А.Попов, М.Ф.Рогов и др.

8 Патент № 2069340 (Российская Федерация). «Устройство для испытания образца на трещиностойкость». 20 ноября 1996 г. А.Г.Мазепа, А.А.Попов,

A.Г.Казанцев, М.Ф.Рогов и др.

9 Патент №2081187 (Российская Федерация). «Способ восстановления свойств материала корпусов энергетических реакторов». 10 июня 1997 г.,

B.И.Баданин, П.А. Платонов, А.Д.Амаев, М.Ф. Рогов и др.

10 A.A.Popov, E.V.Parshutin, M.F.Rogov, Yu.G.Dragunov. «Improvement of Methods to Evaluate Brittle Failure Resistance of the WWER Reactor Pressure Vessels». Proceedings of the IAEA specialists meeting «Methodology for pressurized thermal shock evaluation». 5-8 May 1997, Esztergom, Hungary. Working material, 1997, p. 163-177

11 Ривкин Е.Ю., Попов A.A., Рогов М.Ф., Карзов Г.П., Драгунов Ю.Г. и др. Методика определения ресурса корпусов атомных реакторов ВВЭР-440 (В-179. В-230) в процессе эксплуатации, МКР-01-97

12 Amayev,-A.D.; Kryukov,-A.M.; Sokolov,-M.A.; Badanin,-V.I.; Nikolayev,-V.A.; Rogov,-M.F. «Use of subsize specimens for determination of radiation embrittlement of operating reactor pressure vessels», American Society for Testing and Materials (ASTM) international symposium on small specimen test techniques applied to nuclear reactor vessel thermal annealing and plant life extension. New Orleans, LA (United States). 29-31 Jan 1992., Corwin,-W.R.; Haggag,-F.M. (eds.) (Oak Ridge National Lab., TN (United States)); Server,-W.L. (ed.) (ATI Inc., San Ramos, CA (United States)). Small specimen test techniques applied to nuclear reactor vessel thermal annealing and plant life extension. Philadelphi

13 M.Rogov, Y Dragunov, Y.Maksimov. «Cyclic Strength Analysis of Main Nozzle». IAEA CRP «Ageing Management of MAIN Nozzles» meeting. 15-16 October 1996, Erlangen, Germany

14 Банюк Г.Ф., Драгунов Ю.Г., Пиминов В А., Лысаков В.Н, Рогов М.Ф. «Старение материалов корпусов реакторов и меры по его снижению», Семинар специалистов МАГАТЭ «Радиационные эффекты и меры по смягчению последствий в корпусах реакторов давления и внутриреакторных устройствах», 24-27 Мая, 2004, Гусь-Хрустальный, Россия

15 Д. Ерак, А. Крюков, Б. Гурович, Ю. Кеворкян, Е. Кулешова, Я. Штромбах, М. Рогов. «Проблемы радиационного охрупчивания сварных швов реакторов ВВЭР 440 после отжига», Семинар специалистов МАГАТЭ «Радиационные эффекты и меры по смягчению последствий в корпусах реакторов давления и внутриреакторных устройствах», 24-27 Мая, 2004, Гусь-Хрустальный, Россия

p i С 1 2 1

РНБ Русский фонд

2006-4 7008

Введение

1 Режимы эксплуатации и сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов ВВЭР

1.1 Анализ условий и режимов эксплуатации корпусов реакторов

1.2 Возможные подходы к разработке методики расчета сопротивления хрупкому разрушению корпусов реакторов

1.3 Принятая методика расчета сопротивления хрупкому разрушению 17 корпусов реакторов

1.4 Анализ характеристик, определяющих сопротивление хрупкому разрушению корпусов ВВЭР

2 Исследование деградации свойств стали 15Х2МФА в процессе эксплуатации

2.1 Материалы, используемые для изготовления корпусов реакторов типа ВВЭР

2.2 Влияния радиационного воздействия на механические свойства реакторных материалов

2.3 Влияние радиационного воздействия на вязкость стали 15Х2МФА

2.4 Влияние облучения на свойства сталей при повторно-статическом нагружении

3 Разработка способов продления ресурса корпусов реакторов

3.1 Возможные подходы к управлению ресурсом корпусов реакторов

3.2 Разработка методологии определения степени восстановления характеристик материалов в процессе отжига

3.3 Определение критической температуры хрупкости при испытаниях нестандартных образцов

4 Обоснование ресурса корпуса реактора ВВЭР-440 после отжига 57 4.1 Влияние отжига и повторного облучения в исследовательских реакторах на Тк стали 15Х2МФА и металла шва

4.2 Радиационное охрупчивание и восстановление свойств металла реактора блок 1 Нововоронежской АЭС

4.3 Исследования металла темплетов, вырезанных из корпусов реакторов блоков 2, 3 и 4 Нововоронежской АЭС

4.4 Испытания металла темплетов, вырезанных из корпусов реакторов

АЭС «Козлодуй» 79 5 Организация работ на АЭС по реализации отжига корпусов реакторов

ВВЭР

5.1 Оборудование для отжига ф 5.2 Выполнение отжига корпусов реакторов на АЭС

Выводы

На десяти АЭС России находятся в эксплуатации 30 энергоблоков общей мощностью 22,2 ГВт [1]. Суммарное производство электроэнергии атомными станциями в 2003 году составило 148,6 млрд. кВт.ч, или 16,5% объема производства электроэнергии при доле АЭС в общей установленной мощности ~11%. Темп роста к 2002 г. - 6,3%. В 2004 и 2005 г. выработка электроэнергии на АЭС должна составить 148,8 и 152,5 млрд. кВт.ч. соответственно.

В программе развития атомной энергетики России на 1998-2005 годы и на период до 2010 года [2], предусмотрено продолжение эксплуатации энергоблоков АЭС после окончания проектного 30-летнего срока службы за счет выполнения комплекса работ, обеспечивающих безопасность их дальнейшей эксплуатации.

Проблема обеспечения проектных сроков службы энергоблоков АЭС и их продления в настоящее время весьма актуальна не только в России, но и во многих странах мира [3]. Решение этой проблемы позволяет повысить эффективность АЭС без дополнительных вложений на замещение выводимых из эксплуатации мощностей.

В рамках подготовки к продлению срока эксплуатации была выполнена крупномасштабная модернизация блоков №3,4 Нововоронежской и блоков №1,2 Кольской АЭС: проведено комплексное обследование энергоблоков и обоснован остаточный ресурс оборудования, выполнены испытания модернизированных систем и оборудования и энергоблоков в целом. Продление срока эксплуатации блоков на Нововоронежской и Кольской АЭС показало высокую эффективность данного инвестиционного проекта. Удельные затраты на модернизацию и продление срока эксплуатации (в период с 1991 по 2003 г.г.) составили по данным [1] от 170 до 190 долларов США на 1 кВт установленной мощности. Для сравнения, при строительстве нового энергоблока данный показатель составляет более 1000 долларов США на 1 кВт.

Актуальность и эффективность работ по продлению сроков службы АЭС с обеспечением безопасности их эксплуатации очевидны.

В настоящее время работы по продлению ресурса АЭС регламентированы документом «Основные требования к продлению срока эксплуатации блока атомной станции» НП-017-2000 , а также рядом методик для оценки технического состояния и остаточного ресурса элементов конструкций энергоблоков [4-7].

Главным конструктивным элементом энергоблока с ядерной энергетической установкой, определяющим его ресурс, является корпус реактора [8]. Если другие конструктивные элементы (парогенератор, трубопроводы, подогреватели и др.) могут быть заменены или отремонтированы в случае обнаружения в них повреждений, то корпус реактора должен безотказно выполнять свои функции в течение всего проектного или запроектного (в случае продления) срока службы. Очень важно иметь возможность адекватно оценивать реальный ресурс корпусов реакторов по сравнению с проектным и управлять им, т.е. увеличивать его при необходимости путем применения ряда специальных мер.

Таким образом, разработка методов управления ресурсом корпусов атомных реакторов представляется весьма актуальной.

Ресурс корпуса реактора определяется характеристиками материала, способами изготовления [8] и условиями эксплуатации.

Основными факторами, воздействующими на корпус реактора при эксплуатации и определяющими его ресурс, являются: внутреннее давление, усилия на патрубках от присоединенных трубопроводов [9], температурное воздействие, радиация.

Первые три фактора чаще всего взаимосвязаны, и можно говорить о термосиловом нагружении корпуса. Эти нагрузки могут иметь как статический, так и динамический характер и приводят к возникновению напряжений и деформаций в конструкции и накоплению повреждений в зонах концентрации напряжений. Степень поврежденности в конце срока эксплуатации зависит от количества повторений режимов разных типов в течение проектного срока службы.

Параллельно процессу накопления повреждений от термосиловых нагрузок происходит деградация свойств материала корпусов реакторов от температурно-радиационного воздействия, выражающееся в его упрочнении и охрупчивании. Известно, что эти изменения зависят от энергии облучающих частиц, их интегральной дозы и температуры облучения.

Опыт эксплуатации действующих реакторов типа ВВЭР показал, что важнейшей характеристикой корпусов, во многом определяющей ресурс, является их сопротивляемость хрупкому разрушению. Разработке способов повышения хрупкой прочности и управления на этой основе ресурсом корпусов реакторов является целью предлагаемой диссертационной работы.

В задачи работы входили:

1 Провести анализ условий и режимов эксплуатации, в том числе возможных нарушений нормальных условий эксплуатации и аварийных ситуаций, влияющих на ресурс корпусов реакторов. Выполнить расчет ожидаемых значений критической температуры хрупкости основного металла и металла сварного шва, расположенного на уровне активной зоны, на различных стадиях эксплуатации.

Предложить методические подходы к расчету хрупкой прочности корпусов реакторов при эксплуатации.

2 Исследовать влияние длительного эксплуатационного нагрева, усталостного нагружения, радиационного воздействия на механические свойства и вязкость реакторных материалов. Оценить возможные подходы к управлению ресурсом корпусов реакторов.

3 Разработать методологию определения степени восстановления свойств материалов в процессе отжига. Установить корреляционные соотношения значений критической температуры хрупкости, определенной на малоразмерных и стандартных образцах, для оценки Тк металла сварных швов при эксплуатации корпусов реакторов.

4 Исследовать радиационное охрупчивание корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения, влияние отжига и повторного облучения на свойства реакторных материалов. Разработать регламент работ по реализации выявленной возможности управления ресурсом атомных реакторов с применением отжига для восстановления свойств реакторных материалов, охрупченных в результате нейтронного облучения. Реализовать указанный регламент на реакторах АЭС.

Выводы

1. Корректный анализ сопротивления хрупкому разрушению для конкретного реактора требует учета всего спектра режимов нарушений нормальных условий эксплуатации и аварийных ситуаций во всех возможных вариантах их протекания в условиях данной реакторной установки. Учитывая изложенное, для обоснования сопротивлению хрупкому разрушению корпуса реактора необходимо принять во внимание одновременные воздействия на корпус реактора напряжений от подачи холодной воды из системы аварийного охлаждения зоны в горячий корпус реактора и высокого давления.

2. Сравнительный анализ предложенных автором и принятых методик оценки хрупкой прочности корпусов реакторов типа ВВЭР [42, 43] показывает, что в настоящее время имеется тенденция к обоснованному снижению консерватизма нормативных подходов за счет использования в расчетной практике численных методов, позволяющих адекватно моделировать конструктивные особенности корпусов и условия нагружения, а также геометрию постулируемых дефектов.

3. Выполнен анализ изменений характеристик сопротивления хрупкому разрушению корпусов эксплуатирующихся реакторов. Показано, что:

- для всех рассмотренных корпусов реакторов критическая температура хрупкости основного металла не превышает 90 °С и не определяет их радиационный ресурс;

- для реакторов блока 2 АЭС «Богунице» и блока 3 АЭС «Козлодуй», блока 3 Нововоронежской АЭС, блоков 1 и 2 Кольской АЭС предприняты меры по снижению флюенса нейтронов на сварные швы, расположенные вблизи активной зоны, с целью обеспечения проектного ресурса;

- установка кассет-экранов в реакторы с повышенными коэффициентами радиационного охрупчивания сварных швов обеспечила критические температуры хрупкости в конце 30-летнего срока эксплуатации в диапазоне от 184 до 210 °С.

4. На основе выполненных целенаправленных исследований восстановления критической температуры хрупкости путем отжига облученной стали марки 15Х2МФА и металла сварного шва, выполненного проволокой Св-ЮХМФТ, показано, что основным определяющим параметром степени восстановления критической температуры хрупкости облученной стали для корпусов реакторов

ВВЭР-440 является температура отжига. Для достижения эффективного восстановления свойств температура отжига должна превышать на 150-200 °С температуру облучения металла корпуса реактора. При этом содержание фосфора и меди в стали определяет невосстановленную величину сдвига критической температуры хрупкости материала корпуса при заданной температуре отжига.

5. Чередование облучения и отжига до трех циклов включительно не усиливает радиационное охрупчивание стали по сравнению с первичным облучением. Степень восстановления критической температуры хрупкости после второго и третьего циклов облучения и отжига при температурах 420 и 460 °С такая же, как и при первом цикле, и определяется содержанием фосфора и меди в стали. Невосстановленная величина сдвига критической температуры хрупкости материала корпуса от числа циклов не зависит. Это позволяет поддерживать критическую температуру хрупкости металла сварного шва корпуса реактора на определенном уровне, обеспечивающим сопротивление стали хрупкому разрушению.

6. При исследовании металла шва корпуса реактора блока 1 Нововоронежской АЭС после 20-ти летней эксплуатации, подвергнутого отжигу при температурах 420 и 460 °С соответственно в течение 150 и 70 ч, установлено совпадение результатов по восстановлению свойств с аналогичными данными для металла швов, облученных в виде образцов в реакторах АЭС.

Для определения фактического состояния металла корпусов реакторов до и после отжига были найдены корреляционные соотношения между значениями критических температур хрупкости, определенными на стандартных и малоразмерных образцах.

Полученные результаты испытаний малоразмерных образцов позволили уточнить расчетные обоснования ресурса корпусов реакторов ВВЭР-440 (первого поколения). Для 3 блока Нововоронежской АЭС вырезка темплетов дала возможность применить в расчетном обосновании ресурса корпуса реактора схему «горизонтального» сдвига критической температуры хрупкости после отжига.

7. Для проведения восстановительной термообработки (отжига) металла корпусов реакторов ВВЭР-440 были выполнены следующие работы:

• проведена оценка влияния отжига на изменение свойств металла после облучения и после отжига;

• спроектировано и изготовлено оборудование для осуществления отжига реакторов в условиях АЭС;

• разработан технологический регламент проведения отжига.

8. Восстановительная термообработка металла корпуса реактора проведена на 14 блоках с реакторами ВВЭР-440, причем на 3 блоке Нововоронежской АЭС она проведена дважды [44].

Выполнение отжига, в совокупности с другими мероприятиями, позволило обеспечить проектный ресурс корпусов реакторов ВВЭР-440 «первого поколения» и обосновать возможность продления ресурса на 3, 4 блоках Нововоронежской АЭС и 1,2 блоках Кольской АЭС.

1. Постановление Правительства России № 815 от 27.07.98 г. «О введении в действие программы развития атомной энергетики на 1998-2005 г.г. и на период до 2010 г.». Москва, 1998 г.

2. Нормы расчёта на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. ПНАЭ Г-7-002-86

3. Сосуды и аппараты. Нормы и методы расчёта на прочность. ГОСТ 14249-89

4. Методика оценки технического состояния и остаточного ресурса трубопроводов энергоблоков АЭС. РД ЭО 0185-00

5. Методика оценки технического состояния и остаточного ресурса сосудов энергоблоков АЭС. РД ЭО 0186-00

6. Патент № 2069900 (Российская Федерация). «Способ изготовления корпуса атомного энергетического реактора типа ВВЭР». 17 декабря 1990 г., В.А.Игнатов, Г.П.Карзов, Ю.Г.Драгунов, М.Ф.Рогов и др.

7. M.Rogov, Y.Dragunov, Y.Maksimov. «Cyclic Strength Analysis of Main Nozzle». IAEA CRP «Ageing Management of MAIN Nozzles» meeting. 15-16 October 1996, Eriangen, Germany

8. Временная методика расчета хрупкой прочности корпусов ядерных реакторов. ГКАЭ, 1981

9. Горынин И. В. и др. Радиационное повреждение стали корпусов водо-водяных реакгоров. М., Энергоатомиздат, 1981

10. Горынин И. В., Баландин Ю. Ф., Звездин Ю. И. и др. Энергомашиностроение, 1977, №9, с. 18—21

11. Радиационное повреждение стали корпусов водо-водяных реакторов. Н. Н. Алексеенко, А. Д. Амаев, И. В. Горынин, В. А. Николаев; Под общей редакцией И. В. Горынина. М., Энергоиздат, 1981.— 192 с.

12. Томпсон M. Дефекты и радиационные повреждения в металлах. Перевод с английского. М., Мир, 1971

13. Карпухин В. И., Николаенко В. А. Измерение температуры с помощью облученного алмаза. М., Атомиздат, 1971

14. Вайнер Л. А. Влияние нейтронного облучения и коррозионной среды на трещиностойкость корпусов ВВЭР. Атомная энергия, т.62, вып.5, 1987г., с.348-350

15. АмаевА. Д., Правдюк Н. Ф. Исследование напряжений и прочности корпуса реактора. М., Атомиздат, 1968, с. 241—^255

16. Бондарев Ю. Е. Изв. вост. фил. АН СССР, 1957, № 3, с. 63—71

17. Burghard Н. С, Norris Е. В. — ASME Paper N 67—Met,—1, 1967

18. Coffin L. — Prod. Engng, 1957, v. 28, N 6, p. 175—179

19. Мэнсон Температурные напряжения и малоцикловая усталость. Перевод с английского. М., Машиностроение, 1974

20. Амаев А. Д., Филатов В. М., Анихимовский Ю. А. и др. — Вопросы атомной науки и техники. Серия - реакторостроение. 1977, вып. 2 (16), с. 37—42

21. Wood D. W., Johnson Е. R. — J. Iron and steel Inst., 1967, v. 205, p. 305-308

22. Патент №2041418 (Российская Федерация). «Способ повышения стойкости конструкций к распространению трещин». 12 августа 1992г., В.В.Покровский, Ю.Г.Драгунов, Г.П.Карзов, М.Ф.Рогов

23. Патент № 2068177 (Российская Федерация). «Устройство для испытания образца на трещиностойкость». 20 октября 1996 г., А.Г.Мазепа, А.А.Попов, М.Ф.Рогов и др.

24. Платонов П. А. В кн. Тр. I Всесоюзного совещания (Москва I960) с. 106-120

25. Hinkle N. Е., Ohr S. М., Wechsler М. S. — ASTM STP, 1967 № 426, р. 573-593

26. Kunz F. W., Holden А. N. — Acta metallurgica, v. 2, N 6, p. 816—822

27. Ибрагимов Ш. Ш., Ляшенко В. — ФММ, 1960, т. 10, вып. 2, с. 183—186

28. Методика определения критической температуры хрупкости металла корпуса реактора после его отжига, № 60/618. ИАЭ им .И.В.Курчатова, Москва, 1989

29. Методика определения критической температуры хрупкости металла корпуса реактора ВВЭР-440 после его отжига. №62-1674. ИРТМ РНЦ «Курчатовский институт», Москва, 1993

30. Yu.Dragunov. V.Fedorov, A.Getmantchuk, M.Rogov. «Practical Experience of Annealing to Extend WWER Reactor Vessels Lifetime». Transactions of the 11th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology, volume F, p.267-272

31. Обоснование методики определения критической температуры хрупкости корпусной стали при испытании малоразмерных образцов на ударный изгиб. ИАЭ им. И.В.Курчатова, ЦНИИКМ «Прометей», Москва, 1990

32. Корреляционные соотношения между значениями критических температур хрупкости, определенными на стандартных и малоразмерных образцах. ИАЭ им. И.В.Курчатова, Москва, 1992

33. Randy Lott, Mager Т., Shogan R., Yanichko S. Annealing and Reirradiation Response of Irradiated Pressure Vessel Steels. An International Review Second Volume, Steele L., editor, ASTM STP 909, 242-259

34. Ривкин Е.Ю., Попов A.A., Рогов М.Ф., Карзов Г.П., Драгунов Ю.Г. и др. Методика определения ресурса корпусов атомных реакторов ВВЭР-440 (В-179. В-230) в процессе эксплуатации, МКР-01-97