способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ввэр-1000

Формула изобретения

Способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000, в соответствии с которым образцы из стали корпуса облучают потоком быстрых нейтронов до дозы облучения, соответствующей дозе облучения реального корпуса реактора за отдаленное время, превышающее проектный срок службы, определяют сдвиг критической температуры хрупкости, обусловленный облучением ( T_F), к которому для материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с содержанием никеля 1,5% добавляют составляющую Т_Флакс, обусловленную различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов при облучении в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов и равную 0,25 T_F, затем определяют уровень зернограничных сегрегаций в необлученных образцах и по кинетическому уравнению МакЛина накопления сегрегаций экстраполяцией определяют уровень зернограничных сегрегаций на отдаленный срок эксплуатации реактора, после чего на основании экспериментальной калибровочной зависимости между уровнем зернограничной сегрегации и сдвигом критической температуры хрупкости определяют составляющую T_T, обусловленную протеканием сегрегационных процессов за длительный период при рабочей температуре, определяют общий сдвиг критической температуры хрупкости ( T_K), лимитирующий ресурс корпуса реактора в отдаленном периоде как сумму сдвигов T_K= T_F+ Т_Флакс+ Т_T, и по его величине судят о ресурсе корпуса.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к методам испытаний конструкционных материалов преимущественно при прогнозировании и оценке работоспособности облучаемых конструктивных элементов в атомной технике, облучаемых конструктивных элементов корпусов реакторов ВВЭР.

Радиационное охрупчивание является основным процессом, лимитирующим срок службы корпусов атомных энергетических реакторов, изготовляемых из малолегированных углеродистых сталей, для которых характерным является переход из вязкого в хрупкое состояние при определенной температуре. Под действием нейтронного облучения происходит сдвиг критической температуры хрупкости (Т_K) в область более высокой температуры, что повышает вероятность хрупкого разрушения корпуса. Эффект радиационного охрупчивания исследуется уже в течение многих лет, получены эмпирические уравнения, описывающие кинетику охрупчивания в зависимости от параметров дозы облучения (флюенс) и содержания легирующих и примесных элементов. Установлено, что наиболее сильно влияющими на охрупчивание сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000 химическими элементами являются никель и фосфор, а также марганец. Однако накопленная база данных по исследованию образцов-свидетелей, облучаемых в каналах для образцов-свидетелей в корпусах действующих реакторов с заданным коэффициентом опережения по набранному флюенсу, по сравнению со стенкой корпуса реактора не более 2.5, не позволяет осуществить долгосрочное прогнозирование поведения материалов корпусов реакторов на длительные сроки.

В настоящее время стоит задача прогнозирования и оценки работоспособности находящихся в эксплуатации ядерных энергетических установок (ЯЭУ) для установления возможности продления срока службы, что требует своевременного получения информации о деградации свойств корпусных сталей в расчете на увеличенный срок их службы.

В патентной публикации JP 57197446 [1] описывается метод прогнозирования водородного охрупчивания металлов, который может быть применен и для возникновения охрупчивания, обусловленного воздействием других факторов. Его условно можно отнести к так называемым «пилотным» или методу «свидетелей». Суть заключается в том, что образец материала подвергают воздействию охрупчивающего фактора и периодически проводят соответствующие исследования его состояния.

В результате может быть построена кривая увеличения хрупкости от времени, которая позволит прогнозировать состояние реальных изделий из металла, работающих в условиях, эквивалентных условиям, в которых находился образец.

Недостатком известного способа является то, что прогноз основан на измерении состояния материала, без учета прогноза развития физического фактора, вызывающего охрупчивание материала.

Известен способ определения сдвига температуры хрупко-вязкого перехода, заключающийся в том, что испытанию подвергают образцы в исходном состоянии и после эксплуатации регистрируют параметры, характеризующие состояние материала образцов, и определяют сдвиги температуры хрупко-вязкого перехода. В качестве режима эксплуатации используют облучение быстрыми нейтронами, в качестве параметров регистрируют микротвердость материалов, оценивают изменение микротвердости и с его учетом определяют сдвиги температур хрупко-вязкого перехода (RU 1667493 [2]). Недостатком известного способа является то, что он обеспечивает только определение сдвига температуры хрупко-вязкого перехода и не предполагает прогнозирования состояния материала, с учетом изменения величины физического фактора, вызывающего охрупчивание материала.

Известен способ прогноза остаточного ресурса неразрушающим контролем при проведении экспертизы промышленной безопасности металла диагностируемого оборудования (RU [2267776 [3]). Сущность способа заключается в том, что экспертиза промышленной безопасности металла диагностируемого объекта проводится методом спектрального анализа в трех наиболее информативных частотных диапазонах: f_мс=17,8255881÷50,20 Гц; f_мр=81,67956689÷433,89 Гц; f_сд-о =1899,668736÷2674,256228 Гц. При этом для определения прогноза остаточного ресурса и текущих физико-механических параметров используется коэффициент перехода

,

корректность которого обеспечивается взвешиванием спектральных полос оконной функцией Хэмминга, позволяющей одновременно устанавливать:

- эквивалентный эталонный угол трения структурных неоднородностей естественных шероховатостей с учетом деградации на момент диагностики по одной из максимальных амплитуд частотных резонансов явно выраженной на общем фоне зон эталонных значений;

- эквивалентный угол трения структурных неоднородностей естественных шероховатостей на момент диагностики с учетом деградации по максимальным амплитудам частотных резонансов;

- эквивалентный угол трения структурных неоднородностей естественных шероховатостей на момент полной деградации.

Известный способ при его реализации для прогноза остаточного ресурса корпусов ядерных реакторов вызывает определенные трудности, поскольку для его осуществления требуется знание эталонных значений исследуемого материала, должно быть учтено наличие сварных швов в конструкции изделия (анизотропия свойств), устанавливается угол трения адсорбировавшейся влаги на адсорбенте (в данном случае на корпусе реактора), величину которого получить затруднительно.

Наиболее близким к заявляемому является известный способ оценки склонности конструкционных материалов к низкотемпературному радиационному охрупчиванию, который предназначен для прогнозирования и оценки работоспособности конструктивных элементов (SU 1549303 [4]). Способ реализуется следующим образом. Испытуемый образец устанавливают в захватах испытательной машины, нагревают его до температуры облучения и, поддерживая ее постоянной, нагружают образец до достижения в нем максимальной равномерной деформации. После чего фиксируют нагрузку путем выключения привода испытательной машины и охлаждают образец до появления в нем хрупкой трещины, начало развития которой определяют по уменьшению фиксированной нагрузки. Измеряют температуру образца в этот момент и принимают ее значение за критическую температуру хрупкости (T_K ) облученного материала. Затем сравнивают значения этой температуры с известным значением T_K необлученного материала и судят о склонности материала к низкотемпературному радиационному охрупчиванию. Недостатком известного способа является невысокая точность и невозможность прогнозирования степени охрупчивания на длительный промежуток времени.

Заявляемый способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000 направлен на повышение точности прогнозирования сдвига критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000, соответствующих временам эксплуатации, превышающим предусмотренные проектом.

Указанный результат достигается тем, что способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000 предусматривает, что образцы из стали корпуса облучают потоком быстрых нейтронов с высокой плотностью до дозы облучения, соответствующей дозе облучения реального корпуса реактора за отдаленное время, превышающее проектный срок службы, определяют сдвиг критической температуры хрупкости, обусловленный облучением ( T_F), к которому для материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с содержанием никеля 1,5% добавляют составляющую Т_Флакс, обусловленную различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов при облучении в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов и равную 0,25 Т_F, затем определяют уровень зернограничных сегрегации в необлученных образцах и по известным кинетическим уравнениям накопления сегрегации экстраполяцией определяют уровень зернограничных сегрегации на отдаленный срок эксплуатации реактора, после чего по известной корреляции между уровнем зернограничной сегрегаций и сдвигом критической температуры хрупкости определяют составляющую Т_T, обусловленную протеканием сегрегационных процессов за длительный период при рабочей температуре, определяют общий сдвиг критической температуры хрупкости ( Т_K), лимитирующий ресурс корпуса реактора в отдаленном периоде как сумму сдвигов Т_K= Т_F+ Т_Флакс+ Т_T, и по его величине судят о ресурсе корпуса.

Единственной возможностью прогнозирования состояния наноструктуры, соответствующей увеличенному сроку службы ЯЭУ, является ускоренное облучение (облучение с высоким флаксом (высокой плотностью потока быстрых нейтронов)) материалов до высоких значений флюенсов быстрых нейтронов.

При этом необходимо определять количественные характеристики наноструктуры, которые гарантируют заданный уровень свойств на весь срок эксплуатации, поскольку именно состояние наноструктуры материалов ответственно за изменение их служебных характеристик.

Выявлено 2 механизма радиационного охрупчивания сталей корпусов реакторов типа ВВЭР: упрочняющий и неупрочняющий. Упрочняющий механизм обусловлен образованием в сталях радиационных дефектов - дислокационных петель и преципитатов. Все они являются препятствиями - барьерами для движения дислокации. К неупрочняющим механизмам охрупчивания относятся образование сегрегации примесей (в первую очередь, фосфора) на границах зерен и межфазных границах (выделение/матрица) - явление обратимой отпускной хрупкости.

Проведенные исследования структуры и механических свойств образцов-свидетелей сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000, облученных до сопоставимых значений флюенсов быстрых нейтронов (Е 0.5 МэВ) с различной плотностью потока: в составе образцов-свидетелей (облученных с малым флаксом), а также в исследовательском реакторе (облученных с высоким флаксом) показали наличие эффекта флакса (меньший темп радиационного охрупчивания сталей, облученных с большим флаксом) для сталей с содержанием никеля 1.5%. При этом было показано, что эффект флакса связан, главным образом, с различиями в кинетике накопления зернограничных сегрегаций при разных скоростях облучения (различных флаксах), а также с некоторым вкладом упрочняющего механизма, поскольку плотность радиационно-индуцированных преципитатов, ответственных за упрочнение материала, зависит не только от величины флюенса быстрых нейтронов, накопленного при эксплуатации реактора, но и от плотности потока быстрых нейтронов.

В связи с этим для прогнозирования ресурса корпусов ректоров на длительный срок, превосходящий проектный ресурс корпуса реактора в 2 и более раз (до 60 и более лет), по результатам ускоренных испытаний необходимо учесть вклад в эффект флакса составляющей, обусловленной образованием сегрегации примесей, которые будут накоплены за заданный отдаленный срок эксплуатации корпуса реактора под воздействием рабочей температуры и добавку, связанную с различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов при облучении в условиях различной плотности потока нейтронов.

Составляющую, обусловленную упрочнением за счет образования упрочняющих элементов структуры - преципитатов и дислокации, можно определить непосредственно по результатам механических испытаний ускоренно облученных (с большим флаксом) образцов. Тогда суммарный сдвиг Т_K, определяющий радиационное охрупчивание за заданный отдаленный срок эксплуатации корпуса реактора, будет определяться:

T_K= T_F+ Т_Флакс+ T_T,, где

T_F - составляющая, обусловленная нейтронным облучением при рабочей температуре,

Т_Флакс - добавка, обусловленная различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов при облучении в условиях различной плотности потока нейтронов,

T_T - составляющая, обусловленная образованием сегрегации примесей при рабочей температуре за заданный отдаленный срок эксплуатации корпуса реактора.

При этом составляющая T_F, которая учитывает радиационное упрочнение, определяется непосредственно по механическим испытаниям ускоренно облученных образцов, составляющая Т_Флакс, различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов при облучении в условиях различной плотности потока нейтронов, принимается равной 0,25 T_F по результатам сравнения сдвигов критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с содержанием никеля 1,5%, облученных ускоренно и неускоренно. Для определения вклада T_T в суммарный сдвиг критической температуры хрупкости необходимо провести процедуру, предлагаемую в рамках данной заявки.

Сущность заявляемого способа прогнозирования степени охрупчивания теплостойких сталей поясняется примерами реализации и графическими материалами.

На фиг.1 представлена экспериментальная зависимость уровня зернограничных сегрегаций фосфора в образцах-свидетелях, подвергавшихся воздействию рабочих температур в течение различного времени. На фиг.2 представлен график зависимости T_K от уровня межзеренных сегрегаций на экспериментальных образцах, подвергшихся воздействию рабочих температур в течение различного времени.

Пример 1

В самом общем случае способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000 реализуется следующим образом. Образцы-свидетели из материала данного корпуса реактора, ресурс которого необходимо прогнозировать на отдаленный срок, облучают ускоренно до флюенса, соответствующего заданному отдаленному сроку эксплуатации реактора. Определяют экспериментальным путем сдвиг критической температуры хрупкости, обусловленный облучением ( T_F). Прибавляют к сдвигу критической температуры хрупкости, обусловленному облучением ( T_F), добавку Т_Флакс, связанную с различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов при ускоренном и неускоренном облучениях. Затем экспериментальным путем определяют уровень зернограничных сегрегаций фосфора в необлученных образцах.

С использованием кинетических уравнений накопления сегрегаций примесей, полученных расчетным путем на основе имеющихся экспериментальных результатов для данной стали, экстраполяцией определяют уровень зернограничных сегрегаций на заданный отдаленный срок эксплуатации реактора.

Используя известную корреляцию между уровнем зернограничной сегрегации и сдвигом критической температуры, полученную экспериментально для данной стали, определяют составляющую T_T, обусловленную протеканием сегрегационных процессов за длительный период при рабочей температуре.

Общий сдвиг критической температуры хрупкости, который будет наблюдаться за заданный отдаленный срок эксплуатации корпуса реактора T_K, определяют как сумму сдвигов T_F, Т_Флакс и T_T. Полученное значение сдвига T_K сравнивают с предельно допустимым сдвигом T_K, заданным генеральным конструктором изделия. После этого делается вывод о возможности эксплуатации изделия на продленный ресурс.

Пример 2

Способ прогнозирования ресурсоспособности облучаемых элементов корпусов реакторов ВВЭР-1000, изготовленных из стали с содержанием никеля 1,5%, осуществлялся следующим образом. Были взяты 24 необлученных образца-свидетеля, по составу и структуре аналогичных материалу облучаемых элементов корпуса реактора, ресурсоспособность которого прогнозируется. В исследовательском реакторе были ускоренно облучены 12 образцов до флюенса 75×10²² м^-2 , соответствующего 60 и более годам эксплуатации корпуса реактора, за время 9000 ч при плотности потока быстрых нейтронов (флаксе) 1×10¹⁶ м^-2 с^-1 МВт ^-1.

Затем были изготовлены 24 образца Шарли размером 10×10×55 мм (12 образцов в необлученном состоянии и 12 образцов, ускоренно облученных в реакторе ИР-8).

После этого все образцы были испытаны на ударный изгиб по известной методике с определением критической температуры хрупкости, которые составили минус 9°C и минус 56°C соответственно для облученного и необлученного состояний. T_F определяли как разницу между T_K для облученного и необлученного состояний, и она составила 47°C.

С помощью метода ОЭС по известной методике для необлученных образцов определялся уровень зернограничной сегрегации фосфора, который составил 12 ат.%. Это значение использовалось в качестве исходных данных для построения кривой по кинетическому уравнению (например, МакЛина) (фиг.1). По этой кривой определялся уровень зернограничной сегрегации в материале за 60 и более лет эксплуатации реактора (525000 ч), который составит 21,5 ат.%.

На основании экспериментальной калибровочной зависимости сдвига T_T от зернограничной концентрации фосфора, представленной на фиг.2, был определен сдвиг T_T, обусловленный накоплением зернограничной сегрегации фосфора за время предполагаемой эксплуатации реактора 60 и более лет, который составил 31°C.

Результирующий сдвиг T_K определяли как сумму сдвига, обусловленного облучением, определенного по результатам механических испытаний ускоренно облученных образцов ( T_F), с учетом эффекта флакса Т_Флакс, обусловленного различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов при облучении в условиях различной плотности потока нейтронов и сдвига, обусловленного образованием зернограничной сегрегации фосфора за время предполагаемой эксплуатации корпуса при рабочей температуре ( T_T).

На основании полученного значения сдвига T_K с учетом исходной температуры хрупкости, разброса свойств по элементу корпуса реактора и существующей нормативной документации генеральный конструктор изделия может сделать вывод о конечной температуре хрупкости на окончание предполагаемого периода эксплуатации и о возможности эксплуатации облучаемых элементов корпуса реактора до этого срока.