Введение к работе
Актуальность темы. Одним из основных факторов, определяющих срок безопасной эксплуатации энергетического блока атомной электростанции типа ВВЭР, является состояние металла корпуса реактора (КР) в области активной зоны, а именно, его способность сопротивлешпо хрупкому разрушеншо.
Таким образом прогнозирование и определение степени радиационного охрупчивания материала КР, а также возможность восстановления его механических свойств путем отжига, является в настоящее время одной из основных задач в проблеме обеспечения безопасной эксплуатации атомных электростанций типа ВВЭР в проектный и запроектный период.
Степень радиационного охрупчивания корпусных материалов в значительной мере зависит от coдq)жaния в них меди и фосфора, повышенная концентрация которых привела к быстрой деградации свойств металла сварных швов КР ВВЭР-440 первого поколения. Вопросы радиационного охрупчивания и восстановления отжигом свойств металла КР ВВЭР-440 были проработаны и изучены в последние годы. Отжиг корпуса с целью восстановления механических свойств металла был реализован на ^эксплуатирующихся блоках АЭС с ВВЭР-440.
При изготовлении корпусов реакторов следующего поколения - ВВЭР-1000 использована сталь с пониженным удержанием меди и фосфора. Однако ввиду больших, по равнению с ВВЭР-440, размеров КР (толщина стенки, диаметр збечаек) для повышения технологичности при изготовлешш КР ЗВЭР-Ю00 были применены материалы с повышенным удержанием никеля. Для основного металла использовали сталь іарки 15Х2НМФА, а для сварных швов приметши сварочные
проволоки марок Сп-08ХГНМТА и Св-ЮХГНМАА.
Результаты некоторых отечественных и зарубежных исследований в области радиационного материаловедения свидетельствуют об отрицательном влиянии никеля на радиационную стойкость материалов при содержании в них никеля >1%. Вместе с тем содержание никеля в материале сварных швов большинства действующих КР ВВЭР-ЮОО превышает 1,5%, а в некоторых достигает 1,9%. В настоящее время имеется крайне ограниченное количество экспериментальных данных по поведению материалов с высоким содержанием никеля при облучешш.
Таким образом, исследование кинетики изменения механических свойств материалов КР ВВЭР-ЮОО и её зависимости от содержания никеля в металле, а также возможности восстановления механических свойств материалов КР после облучения методом отжига является одной из главных задач, решение которой необходимо для обоснования безопасной эксплуатации АЭС в проектный и запросктный период.
Цель работы. Целью настоящей работы являлось исследование радиационного охрупчивания материалов КР ВВЭР-ЮОО и возможности восстановления отжигом их механических свойств, что является одной из приоритетных задач при обосновании безопасной эксплуатации корпусов реакторов в проектный и запроектный периоды эксплуатации.
В соответствии с этой целью в работе были поставлены следующие основные задачи:
1. Исследовать влияния содержания никеля на радиационное охрупчиваннс материалов корпусов реакторов ВВЭР-ЮОО.
2. Реализовать эксперимент по облучению в реакторе ВВЭР-1000
материалов КР с проведением промежуточного отжига по
различным температурно-временным режимам, для чего:
разработать конструкцию облучателыюго устройства для проведения представительного облучения образцов корпусных сталей в штатных каналах для образцов-свидетелей корпуса реактора ВВЭР-1000;
создать комплекс оборудовать для проведения работ по исследованию поведения материалов КР ВВЭР-1000 при чередовании операций облучения и отжига по различным температурно-времеїшьш режимам;
-
исследовать возможность восстановления отжигом механических свойств облученных материалов КР ВВЭР-1000;
-
установить влияние температуры и длительности отжига на степень восстановления механических свойств материала;
-
определить зависимость степеїш восстановления свойств стали при отжиге от флгоенса нейтронов;
-
оценить скорость и степень охрупчивания материала при последующем за отжигом облучении.
Научная новизна. На защиту выносится следующее:
экспериментальные результаты исследований радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000;
экспериментально установленные в условиях значительной стабильноеш условий облучения закономерности влияния содержашія никеля и флюенса быстрых нейтронов на радиационное охрупчивание стали 15Х2НМФА и сё сварных соединений;
> разработка комплекса оборудования для проведения эксперимента пи реализации облучения, отжига и
последующего облучения в условиях АЭС;
экспериментальные результаты исследований процессов восстановления механических свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-ЮОО при проведении отжигов облученных материалов по различным температурно-временным режимам;
экспериментальные результаты исследования процесса радиационного охрупчивания отожженных материалов корпусов реакторов ВВЭР-ЮОО при последующем за отжигом облучении.
Практическая ценность. Полученные результаты будут применены при оценке радиационного ресурса корпусов реакторов ВВЭР-ЮОО и оптимизации режимов их восстановительной термообработки (отжига) с целью обеспечения безопасной эксплуатации корпусов реакторов в проектный и запросктный период.
Апробация работы. Основные результаты работы были доложены и обсуждены на следующих конференциях и семинарах: Совместный США - СССР семинар Координационной комиссии по безопасности гражданских ядерных реакторов, заседание рабочей группы 3 "Радиациошіое охрупчивапие корпуса и опорных конструкций и отжиг корпуса" (Вашингтон, США, Октябрь 1991); International Workshop on WWER-440 Reactor Pressure Vessel Embrittlcmcnt and Annealing (Zavazna Poruba, Slovak Republic, March 1994), Третья международная конференция "Проблемы материаловедения при производстве и эксплуатации оборудования АЭС" (Москва - Санкт-Петербург, Июнь 1994); Семинар "Комплексу ИВВ - 2М - 30 лет" (г.Заречный, 1996);
Четвертая международная конференция "Проблемы
материаловедения при производстве и эксплуатации оборудования АЭС" (Санкт-Петербург, Июнь 1996)
Структура и объем работы. Диссертация состоит из введення, ipex глав, заключения и списка использованной литературы.
