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:     | 1 |   ...   | 6 | 7 ||

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

-- [ Страница 8 ] --

Использовать эти значения можно следующим образом: Необходимо определить разность значений критической температуры хрупкости для мест вырезки с одинаковыми радиальными и азимутальными координатами и различными аксиальными координатами: , и .

Для оценки азимутального распределения следует использовать результаты испытаний образов из групп 1 и 2 (рисунок 30) с одинаковыми радиальными координатами. Из этих испытаний определяются значения:

=,

где -значение одной из групп образцов.

Индекс означает номер группы в соответствии со схемой на рисунке 30.

Поскольку разброс значений критической температуры хрупкости в аксиальном и азимутальном направления можно считать случайным, его можно оценивать, одновременно для этих двух направлений. В этом случае соотношение для обечайки имеет следующий вид:

(8)

Где (9)

Величина характеризует разброс случайных значений ; величина определяется доверительным уровнем (5%) и зависит от числа испытанных групп образцов в данном случае. (Для двустороннего 95% доверительного интервала при , =1.96).

Ниже для примера приведена оценка для опорной обечайки (рисунок 25а). Значение взято из результатов испытаний металла опорной обечайки (раздел 7.4). Значения и взяты из испытаний двух других штатных обечаек.

оС, оС, оС.

=24оС, =20оС.

=13,

оС.

Разброс значений в аксиальном направлении можно оценивать с использованием результатов испытаний отдельных образцов Шарпи из сдаточных испытаний и дополнительных испытаний для оценки в соответствии с РД ЭO 0598-2004. Затем сравнивать эти данные с результатами испытаний контрольного комплекта образцов-свидетелей, если кольцо для контрольного комплекта будет отрезано на достаточно удаленном расстоянии, например от противоположного торца обечайки. В настоящий момент такая процедура не предусмотрена, но рекомендована для АЭС-2006.

Сварной шов:

Для оценки сварного шва следует использовать следующее соотношение, которое учитывает, что радиальное и азимутальное распределения значений являются случайными, а аксиальное распределение не является случайным:



(шов)= (random)+ (10)

(11)

=15oC.

В данном - стандартное отклонение для . Значения определяются в результате испытаний групп образцов вырезанных из разных слоев, например () с одной азимутальной координатой и одноименных слоев (например ), но имеющих различные азимутальные координаты () и ().

Поскольку для материалов ВВВЭР-1000 на образцах-свидетелях можно оценить в какой-то степени только радиальные распределения8, для обечаек и сварных швов ВВЭР-1000 можно использовать «идеологию баз данных». Это означает постепенное накопление значений , полученных при испытаниях различных штатных деталей корпусов реакторов. Отдельно для сварных швов, отдельно для обечаек. Для сварных швов необходимы такие оценки в основном только для учета азимутального распределения, а для основного металла – для аксиального и азимутального.

При использовании «идеологии баз данных» максимальное значение для сварных швов будет определяться соотношением:

(сварной шов ВВЭР-1000)=.

Где =+, может определяться при испытаниях контрольного комплекта образцов-свидетелей.

- стандартное отклонение для ;

- число испытанных слоев;

- номер слоя;

=;

Где стандартное отклонение для ;

- разность значений критической температуры хрупкости образцов, вырезанных из одного слоя, но с разными азимутальными координатами;

- число разностей.

Для примера ниже определено для сварного шва (данные из рисунка 24, раздел 7.4).

=-39+10.882.31+(1+1/9)0.5=-39+26=-13оС. Значение определено по результатам испытаний другой штатной сварной пробы, для которой =5оС, =0оС, =5оС.

=(5+0+5)/3+2.364.3+(1+1/3)0.5=15оС.

=15oC.

сварного шва ВВЭР-1000=-13+15+15=17оС.


ВЫВОДЫ

  1. Проведен анализ влияния концентрации P и Cu на изменение прочностных характеристик и материалов корпусов ВВЭР-440 под облучением в диапазоне флюенсов 3-51019см-2 (Е>0.5 МэВ). Использованная база данных характеризуется отсутствием корреляции между содержанием P и Cu и позволяет выявлять независимый вклад этих элементов в радиационное охрупчивание материалов корпусов ВВЭР-440.
  2. Показано, что все закономерности изменения прочностных характеристик и совпадают. Как изменение прочностных характеристик, так и изменение
jpg"> при первичном и повторном облучениях зависят существенно от содержания P. Содержание Cu оказывает влияние на упрочнение и охрупчивание только при первичном облучении.
  • Остаточное после отжига упрочнение и охрупчивание не зависят от содержания P и Cu и в диапазонах 0.029-0.053 % и 0.14-0.23 %, соответственно. При отжиге материалов с низким содержанием примесей происходит полное восстановление упрочнение и .
  • Сдвиг при повторном облучении линейно зависит от содержания P. Сдвиг при первичном облучении линейно зависит от произведения концентраций P и Cu.
  • Отжиг при температурах 460-500оС является эффективным способом снижения радиационного повреждения материалов ВВЭР-440 даже для сварных швов с содержанием P до 0.051% и Cu до 0.24%. Значения после отжига превышает в среднем не более чем на 36оС.
  • Увеличение продолжительности отжига при температуре 500оС от 200 до 1000 часов не приводит к заметным изменениям прочностных характеристик и облученных сталей. Это означает, что эффекты, связанные с образованием зернограничных сегрегаций, не оказывают значимого влияния на остаточное после отжига охрупчивание облученных материалов корпусов реакторов ВВЭР-440.
  • Эффективность возврата облученных материалов корпусов реакторов в результате отжига (475оС, 100 часов) исследована на модельных сплавах с низким содержанием никеля (<0.2%). Полученные результаты сопоставлены с аналогичными данными для материалов корпусов ВВЭР-440. Показано следующее:
    1. Под облучением в материалах корпусов реакторов образуются выделения нано-размерного размером 1-2 нм: при содержании Cu более 0.1% происходит образование Cu-обогащенных преципитаты, при содержании Cu <0.1% это будет образование Mn-Ni-Si преципитатов, в состав которых могут входить атомы Cu и Р.
    2. В формировании и эволюции под действием нейтронного облучения специфической нано-структуры материалов корпусов реакторов можно выделить несколько стадий: образование преципитатов, увеличение размера и в некоторых случаях плотности, снижение плотности за счет поглощения более крупных преципитатов более мелкими, которое при определенных дозах облучения приводит к существенному снижению плотности.
    3. В материалах с высоким содержанием Cu образование высокой плотности Cu-обогащенных преципитатов приводит к быстрому снижению концентрации Cu в матрице до значений, при которых уже не может происходить образование Cu-обогащенных преципитатов. Такое изменение химического состава матрицы способствует выделению преципитатов иного типа, а именно Mn-Ni-Si Р.
    4. Принципиальное отличие закономерностей образования и эволюции Cu-обогащенных и Mn-Ni-Si преципитатов заключается в том, что для Cu-обогащенных преципитатов характерно образование высокой плотности преципитатов при очень низких дозах (<11019см-2(Е>0.5 МэВ)), для Mn-Ni-Si преципитатов - постепенное повышение плотности при накоплении дозы облучения. Следствием этих различий является то, что параметры Cu-обогащенных преципитатов в большей степени зависят от плотности потока, а Mn-Ni-Si в меньшей.
    5. Проведено исследование влияния плотности потока быстрых нейтронов («эффект флакса») на радиационное охрупчивание материалов корпусов ВВЭР-440. Установлено, что:
    1. Выполнены исследования образования и эволюции радиационно-индуцированных выделений в материалах корпусов реакторов ВВЭР-1000.
    1. Проведен анализ технологии изготовления сварных швов и обечаек корпусов ВВЭР-440. Установлено, что распределение свойств в обечайках в радиальном направлении является закономерным, а в аксиальном и азимутальном – случайным. В сварных швах закономерным является распределение в аксиальном направлении, а случайным – в радиальном и азимутальном.
    1. Проведен анализ процедуры испытаний образцов Шарпи и оценки . Установлено, минимально необходимое число испытаний для группы образцов для корректного определения .
    2. Проведено исследование химического состава и распределения свойств сварного шва ВВЭР-440/230 в необлученном состоянии.
    1. Выполнено исследование химического состава образцов-свидетелей сварного шва РАЭС-1. Показано, что при оценке состояния металла облученных сварных швов ВВЭР-440 с повышенным содержанием необходимо принимать во внимание градиент по содержанию в радиальном направлении.
    1. Проведено исследование металла сварного шва и опорной обечайки ВВЭР-1000, изготовленных на Ижорском заводе.
    1. На основании исследования распределения свойств в сварных швах и поковках материалов корпусов ВВЭР и анализа результатов исследования образцов-свидетелей корпусов ВВЭР в программу образцов-свидетелей АЭС-2006 внесены следующие изменения:
    1. Разработана идеология индивидуальной оценки максимальной критической температуры хрупкости металла корпусов реакторов ВВЭР-1000 и АЭС-2006 в исходном состоянии.

    Основное содержание диссертации изложено в следующих работах:

    1. Chernobaeva A., Nanstad R., Sokolov M., Kryukov A., Nikolaev Yu., Korolev Yu., Explorery study of Irradiation, Annealing and Re-irradiation Effects on American and Russian Reactor pressure vessel Steels, 18th Internation Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems – Water Reactores, August 10-14, 1997, Amelia Island, Florida, American Nuclear Society, La Grande Paer, 1997, pp.871-882.
    2. Chernobaeva A., Nanstad R., Sokolov M., Kryukov A., Nikolaev Yu., Korolev Yu., Comparative study of US and Rusian type steel behavior under irradiation. Pos-irradiation annealing and re-irradiation., Specialists meeting on “Irradiation Effects and Mitigation”., 15-19 September, 1997, Vladimir, Russia, p.172-179.
    3. Chernobaeva A., Кryukov А., Аmaev А., Еrak D., Platonov P., Shtrombakh Ya., The role of flux effect on radiation embrittlement of VVER-440 reactor pressure vessel materials., Proceeding of IAEA specialist meeting on irradiation embrittlement and mitigation, 2004, Kristal Goos, Russia.
    4. Chernobaeva A., Kryukov A., Platonov P., Shtrombakh Ya, Metallurgical variables effect on radiation embrittlement VVER-440 RPV materials, Pro

      Pages:     | 1 |   ...   | 6 | 7 ||
       

      Похожие работы:








       
      © 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.