Введение к работе
Актуальность темы. В мае 1987 г. на 3-м блоке Нововоронежской АЭС впервые в мировой практике реализована "сухая" восстановительная термообработка (отжиг) корпуса энергетического реактора.
Это явилось, в значительной мере, результатом активных работ по исследованию возможности восстановления свойств облученного металла с целью обеспечения безопасной работы и позышения надежности АЭС с реакторами типа ВВЭР первых поколений, а также продления ресурса корпусов этих реакторов.
Под радиационным ресурсом корпуса реактора (КР) понимается срок службы корпуса, в течение которого невозможно его хрупкое разрушение в любом режиме, зключая аварийные ситуации. Хрупкое разрушение является весьма опасным видом разрушения, так как может происходить мгновенно, без заметных предварительных изменений состояния металла и приводить к полному разрушению конструкции. Охрупчивание металла цилиндрической частя КР происходит под действием нейтронного облучения.
Исследования, выполненные в 70-х годах показали, что склонность к охрупчиванию корпусной стали определяется, в значительной мере,содержанием в ней малого количества примесей (фосфора, меди). Поэтому в худшем положении оказались корпуса. ВВЭР именно первых поколений, у которых при изготовлении не контролировалось содержание меди в сварных швах. Именно сварной шов, расположенный напротив активной зоны, отвечает за ресурс большинства КР ВВЭР.
Уже после введения в эксплуатацию реакторов первых поколений (блоки, запущенные до 1981 г.) на основании исследования первых комплектов образцов-свидетелей (ОС) выяснилось, что реальное охрупчивание металла сварных швов происходит гораздо быстрее, чем прое-ктное.
Кроме того были разработаны новые нормы расчета хрупкой прочности КР и приняты нормативные документы, требующие рассмотрения аварийных ситуаций с разрывами первого .и второго контуров.
Для ряда КР ситуация оказалась крайне неблагоприятной. Их расчетный ресурс оказался существенно ниже проектного.
Многие корпуса во второй половине 80-х годов уже не удовлетворяли нормам хрупкой прочности.
В связи с этим для обеспечения проектного ресурса КР были разработаны и утверждены Межведомственным техническим советом в 1984 г. следующие мероприятия:
установка на периферии активной зоны кассет-экранов или выгоревших кассет;
- подогрев воды аварийной подпитки и изменение схемы ее подачи;
введение дополнительных блокировок и отсечной арматуры.
Отжиг корпуса в то время рассматривался как перспективное мероприятие» требующее дальнейшей научно-технической разработки.
Однако вышеуказанные мероприятия: по обеспечению проектного радиационного ресурса КР были направлены на ослабление термосилового воздействия на КР в случае аварийной ситуации и снижение скорости радиационного охрупчивания металла при последующей эксплуатации. Отжиг же обеспечивает восстановление свойств металла КР, что позволяет отойти от потенциально опасного рубежа охрупчивания металла и существенно повышает безопасность дальнейшей эксплуатации АЭС с ВВЭР. Кроме того, только отжиг позволяет ставить вопрос о продлении ресурса КР сверх проектного.
В результате разработки силами ряда ведущих организаций страны ( РНЦ "Курчатовский институт", ОКБ "Гидропресс", ЦНИИКИ "Прометей", ВНИИАЭС, НПО "ЦНИИТмаш", АО "Ижорские заводы", Нововоронежсая и Кольская атомные электростанции) отечественных технологии и технических ' средств успешно реализован комплекс работ по восстановительной термообработке зоны облученного сварного шва 12 корпусов реакторов ВВЭР-440, эксплуатируемых в России и за рубежом. Данная работа -в 1991 году отмечена Премией Совета министров СССР .
Цель исследования. Настоящая диссертационная работа посвящена экспериментальному обоснованию эффективности восстановления свойств материалов корпуса при отжиге, а также закономерности радиационного охрупчивания при последующей за отжигом эксплуатации КР.
Решение данной проблемы потребовало выяснения механизмов, вызывающих негативные изменения в материалах, понимание которых привело к обоснованию способов борьбы с радиационным охрупчиванием. Это позволило установить зависимости между радиационной стойкостью материалов КР, содержанием в них примесных элементов и эксплуатационными параметрами, в результате чего определен реальный радиационный ресурс корпусов.
Значительная часть работы посвящена обоснованию режимов и индивидуальных сроков проведения восстановительного отжига корпусов эксплуатируемых ВВЭР. Изучены закономерности влияния металлургических и эксплуатационных факторов на процесс восстановления механических свойств облученных корпусных сталей. Определена скорость и степень радиационного охрупчивэния материалов в условиях периодического чередования операций облучения и отжига (в течение 3-х циклов), что обосновывает возможность неоднократной реализации восстановительной термообработки корпуса. На основании этого была показана принципиальная возможность и определены режимы отжига корпусов ВВЭР-440.
Исследования металла, вырезанного до и после отжига из корпусов, подвергнутых восстановительной термообработке по рекомендованным темперзтурно-временным режимам, показали хорошее совпадение степени восстановления критической температуры хрупкости материалов с прогнозной оценкой.
Научная новизна. На защиту выносится следующее:
экспериментальные результаты исследований задиационного охрупчивэния корпусов реакторов ВВЭР первого и іторого поколений;
экспериментально установленные в условиях шачительной стабильности условий облучения закономерности їлияния содержания меди и фосфора а также флюенса быстрых іейтронов на радиационное охрупчивание стали І5Х2МФА и ее варных соединений;
зависимость параметров радиационного охрупчивэния тали І5Х2МФА и ее сварного шва от флакса быстрых нейтронов;
результаты исследований процессов восстановления еханических свойств корпусных сталей, выявление роли в них словий воздействия внешней среды (флюенс, флакс,
температура облучения) к металлургических факторов (содержание легирующих и примесных элементов);
методика определения остаточного после отжига радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР-440;
результаты исследования процесса, радиационного охрупчивания отожженных материалов при последующем за отжигом облучении, оценка эффективности вторичного отжига;
- . методика определения степени радиационного
охрупчивания материалов корпусов ВВЭР-440 при последующей за'
отжигом эксплуатации блока;
корреляционные зависимости между значениями критической температуры хрупкости, полученными при испытаниях малоразмерных и стандартных образцов образцов;
- методика оценки значения критической температуры
хрупкости материалов корпуса в состоянии, соответствующем
началу эксплуатации блока АЭС;
- результаты исследований металла темплетов, вырезанных
до и после отжига из корпусов ряда блоков АЭС с ВВЭР-440, а
также сопоставление экспериментального результата с
прогнозной оценкой;
температурно-временные режимы отжига облучаемых сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440.
Объект исследования, Е рабсте исследовались закономерности радиационного охрупчивания, термического отжига и охрупчивания при последующем за отжигом облучении материалов комрусоЕ реакторов ВВЭР I и 2 поколений - стали І5Х2МФА и металла сварных швов, выполненных сварочной проволокой Св-ІОХМФІ.
Практическая ценность и реализация результатов исследования. Представленное в настоящей работе экспериментальное обоснование эффективности восстановления механических свойств облученных корпусных сталей при отжиге а также закономерности радиационного охрупчивания при последующем облучении явились основой для установления режимоЕ восстановительной термообработки (отжига) корпусов реакторов ВВЭР-440 с целью обеспечения безопасной работы и продления радиационного ресурса.
На основании результатов выполненных в настоящей работе исследований уточнен радиационный ресурс корпусов реакторов ВВЭР первого и второго поколений и установлен ряд корпусов,
для которых требуется отжиг.
Результаты исследования процессов термического отжига корпусных сталей, а также их поведения при последующей за отжигом эксплуатации КР явились научной основой для реализации отжига 12 корпусов реакторов ВВЭР-440, эксплуатируемых в СНГ, Германии и Болгарии. Разработаны нормативные документы по определению остаточного радиационного охрупчивания после отжига и по его изменению при последующем за отжигом облучении. Промышленное внедрение отжига имеет принципиальное значение для обеспечения надежной и безопасной эксплуатации КР первых поколений.
Апробация работы. Основные результаты работы докладывались на многих всесоюзных, российских и международных научных семинарах, конференциях и симпозиумах, на заседаниях Межведомственного совета по атомным электростанциям и секции НТС Министерства.
Публикации. Основные положения диссертационной работы опубликованы в 18 статьях в России и за рубежом, получено авторское свидетельство на способ восстановительной термообработки стальных изделий.
Структура диссертации. Диссертация состоит из введения, 4 глав, заключения и списка использованной литературы.
