авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ РОССИЙСКАЯ БИБЛИОТЕКА - WWW.DISLIB.RU

АВТОРЕФЕРАТЫ, ДИССЕРТАЦИИ, МОНОГРАФИИ, НАУЧНЫЕ СТАТЬИ, КНИГИ

 
<< 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 | 3 | 4 | 5 |   ...   | 8 |

Обоснование моделей радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов и процедуры их применения для оценки состояния эксплуатирующихся корпусов реакторо

-- [ Страница 1 ] --

На правах рукописи

Чернобаева Анна Андреевна

Обоснование моделей радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов и процедуры их применения для оценки состояния эксплуатирующихся корпусов реакторов

Специальность 05.14.03- ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание степени доктора технических наук

Автор

Москва 2009

Работа выполнена в Институте реакторных материалов и технологий

Российского научного центра «Курчатовский институт»

Научный консультант: доктор технических наук Штромбах Ярослав Игоревич

Официальные оппоненты: доктор технических наук - Карзов Георгий Павлович

доктор технических наук - Тутнов Александр Александрович

доктор физико-математических наук, профессор -

Калин Борис Александрович

Ведущая организация: ЗАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС»

Защита диссертации состоится «_____»__________2009 года в ____часов ____минут на заседании специализированного Совета Д 520.009.06 (ядерные энергетические установки» в РНЦ «Курчатовский институт» по адресу: 123182, Москва, пл. академика Курчатова, д. 1.

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

Автореферат разослан «___»_____________2009 г.

Ученый секретарь

Специализированного Совета

д.т.н. В.Г. Мадеев

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы

Корпус реактора – один из наиболее важных узлов ядерной энергетической установки с водо-водяным энергетическим реактором (ВВЭР), разрушение которого несовместимо с эксплуатацией всего блока атомной электростанции (АЭС). На корпус ВВЭР в процессе эксплуатации воздействует повышенная температура, излучение реактора и в первую очередь и поток нейтронов. Это изменяет тонкую структуру и механические свойства материалов корпуса, понижает сопротивление хрупкому разрушению и снижает безопасность работы корпуса реактора, как во время эксплуатации, так и в аварийных режимах. Поскольку корпус реактора является несменяемым оборудованием, радиационный ресурс материалов корпуса реактора в значительной мере определяет эксплуатационный ресурс блоков АЭС с ВВЭР.

Безопасная эксплуатация корпуса ВВЭР в целом определяется металлургическими, инженерно-техническими, технологическими факторами, надежными расчетами и обеспечением системы мониторинга эксплуатации корпуса реактора. Достоверность аналитических моделей для прогнозирования изменения механических свойств материалов корпусов реакторов и корректные процедуры применения моделей для оценки остаточного ресурса эксплуатирующихся корпусов реакторов также являются важным условием обеспечения безопасности работы корпусов ВВЭР.

В соответствии с Российскими стандартами для оценки состояния металла корпусов ВВЭР в процессе облучения используются нормативные зависимости: сдвиг критической температуры хрупкости () от дозы облучения (флюенса быстрых нейтронов, ()). В последние годы накоплен достаточно большой массив данных по радиационному охрупчиванию материалов корпусов реакторов. В соответствии с этими данными существующие нормативные зависимости не всегда консервативно описывают закономерности радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР. Надежная консервативная оценка радиационного ресурса материалов корпуса, возможна только на основании новых моделей, описывающих изменение от (). Важность решения этой задачи на сегодняшний день возрастает, поскольку организации, эксплуатирующие АЭС с ВВЭР, ставят вопрос об обосновании эксплуатации на период существенно выходящий за рамки проектного.

Основные качественные закономерности радиационного охрупчивания были выявлены еще в шестидесятых годах прошлого столетия в РНЦ «Курчатовский институт» (РНЦ КИ), в частности в работах А.А. Амаева, П.А. Платонова, Н.Ф. Правдюка. Было установлено, что радиационное охрупчивание тем больше, чем выше доза облучения: изменение свойств пропорционально флюенсу в степени , где . Нагрев и выдержка при температурах, более высоких, чем температура облучения, способствуют возврату свойств. Позднее в работах В.А. Николаева были получены первые систематические результаты по исследованию влияния температуры облучения и химического состава на радиационное охрупчивание конструкционных материалов. Однако опыт эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения показал, что на основании этих, несомненно важных результатов, невозможно проводить адекватную оценку изменения свойств материалов корпусов реакторов. Для получения надежных прогнозов нужны достоверные количественные оценки. Большое число влияющих параметров (доза, скорость ее накопления, температура облучения, химический состав сталей) затрудняет решение задачи.

О важности и сложности проблемы, разработки и уточнения модели свидетельствует тот факт, что эта задача, постоянно находится в центре внимания специалистов по радиационному охрупчиванию корпусов реакторов не только в России, но и в других странах, например в США, Великобритании, Японии. Этой проблеме посвящено большое количество публикаций. Число публикаций и докладов, посвященных разработке новых моделей радиационного охрупчивания, растет в последние годы, поскольку не только в России, но и в других странах занимаются обоснованием возможности продления эксплуатации корпусов реакторов типа ВВЭР, PWR и BWR на период, выходящий за рамки проектного.

В последние годы в Институте реакторных материалов и технологий (ИРМТ) РНЦ КИ уделяется большое внимание разработке новых моделей для материалов корпусов реакторов ВВЭР. Основной целью является получение модели с хорошими прогнозными качествами. Достижение этой цели требует, чтобы модель была в максимальной степени обоснована с точки зрения результатов анализа данных из трех областей:

  • Исследование влияния химических элементов, входящих в состав стали на упрочнение и охрупчивание под облучением.
  • Анализ данных по исследованию эволюции тонкой структуры стали под облучением.
  • Статистический анализ представительной базы данных.

Результаты анализа из этих трех областей позволяют получать более корректные модели радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов.

Актуальность диссертационной работы подтверждается выполнением ее в рамках научных договоров и контрактов РНЦ КИ, финансируемых российскими (Концерн РОСЭНЕРГОАТОМ, ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС») и зарубежными компаниями (Электрисити де Франс (EDF, Франция), международный научный центр Европейской комиссии (JRC-ЕC, Нидерланды)).

Целью настоящей работы является выявление и обоснование закономерностей радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 и обоснование процедуры применения моделей радиационного охрупчивания для оценки состояния металла корпуса реактора.

Для достижения указанной цели решались следующие задачи:

Первый блок задач посвящен исследованию влияния металлургических факторов и факторов, связанных с условиями облучения на закономерности радиационного охрупчивания:

  1. Оценка влияния и на радиационное охрупчивание сталей ВВЭР-440/230.
  2. Исследование влияния и на остаточное после отжига охрупчивание облученных материалов корпусов ВВЭР-440/230.
  3. Особенности радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов в различных диапазонах флюенсов.
  4. Роль эффекта флакса в радиационном охрупчивании материалов ВВЭР-440.
  5. Исследование радиационно-индуцированных выделений в материалах ВВЭР-1000.

Второй блок задач направлен на решение вопросов, связанных с некоторыми аспектами применения зависимостей , разработанных для материалов к оценке состояния корпуса реактора, например определением стартовой точки для прогнозной зависимости.

  1. Оценка распределения свойств в сварных швах ВВЭР-440 в необлученном и облученном состояниях.
  2. Оценка распределения свойств в основном металле и сварных швах ВВЭР-1000 в исходном состоянии.

Научная новизна работы заключается в следующем:

  • Выявлено взаимное влияния P и Cu на радиационное охрупчивание при первичном облучении и рекомендация о включении произведения концентраций P и Cu в модель первичного радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР-440.
  • Обосновано отсутствие влияния общего содержания Cu на радиационное охрупчивание при повторном после отжига облучении материалов корпусов ВВЭР-440.
  • Установлена зависимость остаточного охрупчивания материалов ВВЭР-440 от содержания P и Cu в широком диапазоне варьирования этих элементов.
  • Выявлена фаза «перестаривания» в процессе радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов с повышенным содержанием Cu (>0.1%).
  • Выявлено влияния химического состава стали на пороговое значение флюенса, при котором наблюдается фаза «перестаривания».
  • Обоснован вывод об изменении типа радиационно-индуцированных выделений с Cu-обогащенных на P-Mn-Si и уменьшении относительного вклада Cu-обогащенных преципитатов в радиационное охрупчивание при накоплении дозы облучения (выше 61019см-2(Е>0.5 МэВ)).
  • Проведен анализ данных по исследованию радиационно-индуцированных выделений в материалах корпусов ВВЭР-1000.
  • Обоснована оценка влияния химического состава сталей на плотность радиационно-индуцированных выделений в материалах корпусов ВВЭР-1000.
  • Обоснованы оценка влияния химического состава сталей ВВЭР-440 на проявление эффекта «флакса» и учет эффекта флакса при оценке состояния облученного металла корпуса реактора.
  • Произведена оценка распределения в сварных швах ВВЭР-440 в необлученном и облученном состояниях.
  • Произведена оценка распределения свойств в сварных швах и обечайках ВВЭР-1000 в необлученном состоянии.
  • Определено минимальное число испытываемых образцов в группе для корректного определения .
  • Разработана идеология программы образцов-свидетелей для АЭС-2006.
  • Разработана идеология оценки максимального значения деталей корпусов ВВЭР-1000 и АЭС-2006.

Практическая ценность.

Результаты, полученные в настоящей работе, были использованы для разработки новых моделей радиационного охрупчивания материалов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, для оценки остаточного ресурса металла корпусов реакторов блоков № 1 и 2 Ровенской АЭС (Украина). Внедрены существенные изменения (по сравнению с последней версией для ВВЭР-1000) в программу образцов-свидетелей для строящихся блоков АЭС-2006. Новая идеология оценки максимального значения деталей корпусов будет использована для разработки нормативных документов по оценке исходного состояния металла корпусов реакторов ВВЭР-1000 и АЭС-2006. Организации, заинтересованные в результатах – ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» и ОАО «Концерн Энергоатом».

На защиту выносится следующее:

  1. Закономерности взаимного влияния P и Cu на радиационное охрупчивание при первичном облучении и рекомендация включения произведения концентраций P и Cu в модель первичного радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР-440.
  2. Обоснование отсутствия влияния общего содержания Cu на радиационное охрупчивание при повторном после отжига облучении.
  3. Зависимость остаточного (после отжига облученных материалов корпусов ВВЭР-440) охрупчивания от содержания P и Cu в широком диапазоне варьирования этих элементов.
  4. Результаты анализа влияния дозы облучения на радиационное охрупчивание материалов корпусов реакторов с повышенным содержанием Cu (выявление фазы «перестаривания»; влияние химического состава стали на пороговое значение флюенса, при котором наблюдается фаза «перестаривания»; вывод об изменении типа радиационно-индуцированных выделений с Cu-обогащенных на P-Mn-Si при обеднении матрицы по содержанию Cu под облучением и изменении относительного вклада Cu-обогащенных преципитатов на радиационное охрупчивание материалов корпусов реакторов ВВЭР-440).
  5. Результаты анализа радиационно-индуцированных выделений в материалах корпусов ВВЭР-1000. Оценка влияния химического состава сталей на плотность радиационно-индуцированных выделений в материалах корпусов ВВЭР-1000.
  6. Результаты анализа влияния химического состава сталей ВВЭР-440 на проявление «эффекта флакса» и учет «эффекта флакса» при оценке состояния металла корпуса реактора.
  7. Комплекс результатов по исследованию распределения в сварных швах ВВЭР-440 в необлученном и облученном состояниях. Определение минимального числа испытываемых образцов в группе для корректного определения .
  8. Комплекс результатов по исследованию распределения в сварных швах и обечайках ВВЭР-1000 в необлученном состоянии. Идеология программы образцов-свидетелей АЭС-2006.
  9. Идеология оценки максимального значения критической температуры хрупкости для сварных швов и обечаек корпусов ВВЭР-1000 и АЭС-2006 в исходном состоянии.

Апробация работы

Основные результаты работы были обсуждены на международных конференциях МАГАТЭ по радиационному охрупчиванию материалов корпусов реакторов в 1997 (Владимир) и 2004 (Гусь Хрустальный), на международном симпозиуме ASTM по радиационному охрупчиванию материалов корпусов реакторов в 2002 (Туссон, США), на заседаниях международной группы по механизмам радиационного охрупчивания (IGRDM) в 2005 (Аркашон, Франция), 2006 (Цукуба, Япония), 2008 (Питсбург, США), на международных конференциях МНТК в 2005 (ОКБ ГИДРОПРЕСС) и в 2008 (Концерн РОСЭНЕРГОАТОМ), на международном симпозиуме МАГАТЭ по управлению ресурсом корпусов реакторов в 2007 (Шанхай, КНР), на международных конференциях в 2008 году (Прометей Санкт-Петербург) и (МИСиС, Москва), на семинарах в НИИАРе (Димитровград, 2004) и в ФЭИ (Обнинск, 2007), на международной конференции по продлению ресурса материалов корпусов реакторов в 2008 (Моль, Бельгия) и конференции ASME «Обеспечение энергией в третьем тысячелетии» в 2009 (Прага, Чехия).

Личный вклад автора

С 1993 года автор проводил работы в качестве ответственного исполнителя и руководителя ряда работ. Все работы по анализу данных, основные идеи новой версии программы образцов-свидетелей и разработка новой процедуры оценки максимального значения для деталей корпусов ВВЭР и АЭС-2006 в исходном состоянии, представленные в диссертационной работе, выполнены автором.

Публикации

По теме диссертации опубликовано 25 статей и более десятка отчетов.

Структура и объем диссертации

Диссертация изложена на 228 страницах и состоит из введения, семи глав, заключения, списка использованной литературы из 115 наименований. Работа содержит 63 таблицы и 117 рисунков.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность выявления влияния химического состава сталей, дозы облучения, скорости ее накопления на радиационное охрупчивание и актуальность разработки процедуры применения зависимостей для оценки состояния остаточного ресурса эксплуатирующихся корпусов реакторов.

В первой главе приведены сведения об изученных материалах и использованных методах исследования. Исследование закономерностей радиационного охрупчивания и распределения свойств в сварных швах ВВЭР-440 выполнено на материалах, химический состав которых представлен в таблице 1.

Исследование закономерностей радиационного охрупчивания материалов ВВЭР-1000 и распределения свойств в сварных швах и обечайках ВВЭР-1000 в необлученном состоянии выполнено на материалах, химический состав которых представлен в таблице 2.

Таблица 1 Содержание химических элементов в исследованных материалах корпусов реакторов ВВЭР-440



Pages:   || 2 | 3 | 4 | 5 |   ...   | 8 |
 





 
© 2013 www.dislib.ru - «Авторефераты диссертаций - бесплатно»

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.