Обоснование моделей радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов и процедуры их применения для оценки состояния эксплуатирующихся корпусов реакторов тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, доктор технических наук Чернобаева, Анна Андреевна

• Чернобаева, Анна Андреевна
• доктор технических наук
• 2009

Оглавление диссертации доктор технических наук Чернобаева, Анна Андреевна

СОДЕРЖАНИЕ.

ВВЕДЕНИЕ.

1 МАТЕРИАЛЫ И МЕТОДЫ ИСЛЕДОВАНИЯ.И

2 ОЦЕНКА ВЛИЯНИЯ МЕДИ И ФОСФОРА НА РАДИАЦИОННОЕ ОХРУПЧИВАНИЕ СТАЛЕЙ ВВЭР-440/230.

2.1 описание эксперимента.

2.2 влияние фосфора и меди на изменение механических свойств.'.

2.2.1 Изменение прочностных характеристик.

2.2.3 Влияние концентрации фосфора и меди на изменение Ткпод облучением.

2.3 обсуждение результатов.

2.4 выводы к главе 2.

3 ОЦЕНКА ВЛИЯНИЯ СОДЕРЖАНИЯ ФОСФОРА И МЕДИ НА ОСТАТОЧНОЕ ОХРУПЧИВАНИЕ ПОСЛЕ ОБЛУЧЕНИЯ И ОТЖИГА. з. 1 Исследование эффективности отжига с использованием сварных швов и основного металла ВВЭР

3.2 Исследование эффективности отжига с использованием модельных материалов.

3.3 Исследование влияние продолжительности отжига при 500°С на изменение прочностных характеристик и Тк облученного металла.

3.4 Выводы к главе 3:.

4 ОСОБЕННОСТИ РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ МАТЕРИАЛОВ ВВЭР-440 В РАЗЛИЧНЫХ ДИАПАЗОНАХ ФЛЮЕНСОВ.

4.1 Основные положения.

4.2 форма функциональной зависимости ATk=AF) для материалов с различным содержанием меди.

4.3 Закономерности эволюции нано-структуры в материалах с повышенным содержанием меди под облучением.

4.4 Закономерности изменения содержания меди в твердом растворе.

4.5 Закономерности эволюции нано-структуры в материалах с низким содержанием меди.

4.6 Общие закономерности эволюции нано-структуры в материалах с низким и повышенным содержанием меди.

4.7 Экспериментальное подтверждение образования Mn-Ni-Si преципитатов в материалах с повышенным содержанием меди.

4.8 Условия образования Си -обогащенных преципитатов.

4.9 Соотношение между Атк и флюенсом для сварных швов ВВЭР-440 с повышенным содержанием фосфора меди под облучением.

Выводы к главе 4.

5 ОЦЕНКА ЭФФЕКТА ФЛАКСА НА РАДИАЦИОННОЕ ОХРУПЧИВАНИЕ МАТЕРИЛОВ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440.;.

5.1 Описание эксперимента.

5.2 Экспериментальные результаты.

5.3 Анализ данных.

5.3 Обсуждение результатов.ЮЗ

Вывод к главе 5:.

6 ИССЛЕДОВАНИЕ ХИМИЧЕСКОГО СОСТАВА РАДИАЦИОННО-ИНДУЦИРОВАННЫХ ВЫДЕЛЕНИЙ В МАТЕРИАЛАХ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000.

6.1 описание эксперимента.

6.2 Экспериментальные результаты.

6.3 анализ данных. б.З Выводы к главе 6.

7 ИССЛЕДОВАНИЕ РАСПРЕЛЕНИЯ СВОЙСТВ В МАТЕРИАЛАХ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР.

7.1 Причины разброса механических свойств в крупногабаритных изделиях.

7.1.1 Металл сварного шва.

7.1.2 Основной металл.

Выводы к разделу 7.1.

7.2 Определение минимально необходимого числа испытываемых образцов Шарпи для корректной оценки тк.

Выводы к разделу 7.2.

7.3 Исследование химического состава и распределения свойств в сварных швах ВВЭР-440/

7.3.1 Описание эксперимента и его результатов.

7.3.2 Обсуждение результатов.

Выводы к разделу 7.3.

7.4 Учет градиента по содержанию фосфора в сварных швах ВВЭР-440 с высоким содержанием .фосфора.

Выводы к разделу 7.4.

7.5 Распределение свойств в сварных швах и обечайках ВВЭР-1000.

7.5.1 Материалы и испытания.

7.5.2 Распределение значений Тк металла сварного шва.

7.5.3 Распределение значений Тк металла опорной обечайки.

Выводы к разделу 7.5.

7.6 Идеология программы образцов-свидетелей АЭС-2006.

Выводы к разделу 7.6.

7.7 Оценка исходного состояния металла корпусов реакторов ВВЭР-1200 и ВВЭР-1000.

7.7.1 Выбор методики испытаний образцов Шарпи.

7.7.2 Определение минимально необходимого числа образцов для корректной оценки значения Т%

7.7.3 Оценка разброса значений Тк в сварном шве и основном металле.

ВЫВОДЫ.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Обоснование моделей радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов и процедуры их применения для оценки состояния эксплуатирующихся корпусов реакторов»

Корпус реактора — один из наиболее важных узлов ядерной энергетической установки, разрушение или частичное повреждение которого несовместимо с эксплуатацией всей ядерной установки.

На корпус ВВЭР в процессе эксплуатации воздействует температура и поток нейтронов. Это в значительной степени изменяет тонкую структуру и механические свойства материала корпуса и понижает сопротивление хрупкому разрушению, снижает безопасность работы корпуса реактора, как в штатных условиях эксплуатации, так и в переходных и аварийных режимах.

Теоретически замена ненадежного (с точки зрения безопасной эксплуатации) корпуса реактора на новый возможна, однако с экономической точки зрения, эта операция на сегодняшний день считается не целесообразной. Поскольку корпус реактора является несменяемым оборудованием, радиационный ресурс материалов корпуса реактора в значительной мере определяет эксплуатационный ресурс блоков с ВВЭР.

Надежная и безопасная эксплуатация корпуса ВВЭР в целом определяется металлургическими, инженерно-техническими, технологическими факторами, надежными расчетами и обеспечением системы мониторинга эксплуатации корпуса реактора. Достоверность нормативных зависимостей для прогнозирования изменения физико-механических свойств корпусов реакторов под влияние температуры и облучения и корректная процедура применения этих зависимостей для оценки состояния металла корпуса реактора также являются важным условием обеспечения его безопасной эксплуатации.

В соответствии с Российскими стандартами для оценки состояния металла корпусов ВВЭР в процессе облучения используются нормативные зависимости: зависимости сдвига критической температуры хрупкости (Тк) от дозы облучения флюенса быстрых нейтронов, (FJ). 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 Тк от F (АТК = f{F)). Важность решения этой задачи на сегодняшний день возрастает, поскольку организации, эксплуатирующие атомные станции с ВВЭР, ставят вопрос об обосновании 60-летней эксплуатации, вместо планируемой для этих корпусов 30-40-летней.

Исследованию радиационной стойкости реакторных сталей, уделяется большое внимание. Основные качественные закономерности радиационного охрупчивания были выявлены еще в шестидесятых годах прошлого столетия в результате исследований, которые проводились в РНЦ КИ, в частности в работах А.А. Амаева, П.А. Платонова, Правдюка [1, 2]. Было установлено, что радиационное охрупчивание тем больше, чем выше доза облучения. Изменение свойств пропорционально флюенсу в степени п, где О < п < 1. Нагрев и выдержка при температурах, более высоких, чем температура облучения способствует 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 АТК = f (F) 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, например [3-4-22]. Число публикаций и докладов, посвященных разработке новых моделей радиационного охрупчивания, растет в последние годы. Это связано с тем, что не только в России, но и в других странах специалисты занимаются обоснованием возможности продления эксплуатации на сверх-проектный период.

В последние годы в ИРМТ РНЦ КИ уделяется большое внимание разработке новых моделей АТК = f(F) для материалов корпусов реакторов ВВЭР.

Основной целью при разработке новых моделей АТК = /(F) является получение модели с хорошими прогнозными качествами. В свою очередь прогнозные качества модели должны быть тем лучше, чем лучше она обоснована с точки зрения микромеханизмов процессов, происходящих под облучением, которые в конечном итоге приводят к изменению механических свойств: упрочнению и охрупчиванию.

Идеальная» с точки зрения прогнозных характеристик модель, АТк = f (F), повидимому, должна отвечать следующим требованиям:

1) При известных параметрах материала (химический состав, технологическая история материала, его структура и свойства к началу облучения) и условий облучения (температура, плотность потока быстрых нейтронов, спектр нейтронов и флюенс) она должна давать такое значение АТК, которое равно экспериментальному значению для этого материала, полученному в тех же условиях облучения.

2) Модель должна быть универсальна, то есть, применима для всех корпусных материалов, например для материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000, ВВЭР-440, а также для западных корпусных материалов.

Такая «идеальная» модель могла бы быть разработана на основе и с учетом адекватного представления о единичных актах в цепочке событий, которые приводят к изменению нано-структуры материалов под облучением, что в свою очередь сопровождается изменением механических свойств.

Попытка решения задачи построения такой идеальной модели ДТк = /(F) предпринимается в последние годы в рамках международных проектов, в котором участвуют Франция, Великобритания, США и Япония. Однако такое решение в настоящий момент не получено. Это связано с высоким уровнем сложности задачи с большим числом влияющих факторов, в частности с тем, что сталь является «неудобным» для моделирования объектом, так как имеет достаточно сложные структуру и состав. Кроме того, для сталей характерно немонотонное развитие многих процессов, а именно наличие пороговых значений влияющих факторов, при достижении которых процесс, происходящий до достижения порогового значения, может прерваться или поменять направление. Самым простым примером является образование в структуре стали вторых фаз (карбидов, нитридов и т.д.).

Современный подход к разработке модели ДТк = f(F) заключается в том, что повышение надежности и улучшение прогнозных характеристик модели напрямую связано с ее обоснованностью с точки зрения всех накопленных на сегодняшний день знаний о закономерностях процессов, происходящих в сталях под облучением. Модель должна быть 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 нано-структуры стали под облучением.

• Статистических анализ имеющейся базы данных.

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 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 Си и Р на радиационное охрупчивание сталей ВВЭР-440/230.

2) Исследование влияния Си и Р 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-1 ООО.

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

6) Оценка распределения свойств в сварных швах ВВЭР-440 в необлученном и облученном состояниях.

7) Оценка распределения свойств в основном металле и сварных швах ВВЭР-1000 в исходном состоянии.

Научная новизна работы заключается в следующем: □ Выявлено взаимное влияния Р и Си на радиационное охрупчивание при первичном облучении и рекомендация о включении произведения концентраций Р л Си в модель первичного радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР-440.

Обосновано отсутствие влияния общего содержания Си на радиационное охрупчивание при повторном после отжига облучении материалов корпусов ВВЭР-440.

Установлена зависимость остаточного охрупчивания материалов ВВЭР-440 от содержания Р и Си в широком диапазоне варьирования этих элементов.

Выявлена фаза «перестаривания» в процессе радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов с повышенным содержанием Си (>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 Cw-обогащенных на P-Mn-Si и уменьшении относительного вклада Си-обогащенных преципитатов в радиационное охрупчивание при накоплении дозы облучения (выше ~ 6><1019см"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 Тк 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 Тк.

Разработана идеология программы образцов-свидетелей для АЭС-2006.

Разработана идеология оценки максимального значения Тк 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 Тк 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 Р и Си на радиационное охрупчивание при первичном облучении и рекомендация включения произведения концентраций Р и Си в модель первичного радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР-440.

2. Обоснование отсутствия влияния общего содержания Си на радиационное охрупчивание при повторном после отжига облучении.

3. Зависимость остаточного (после отжига облученных материалов корпусов ВВЭР-440) охрупчивания от содержания Р и Си в широком диапазоне варьирования этих элементов.

4. Результаты анализа влияния дозы облучения на радиационное охрупчивание материалов корпусов реакторов с повышенным содержанием Си (выявление фазы «перестаривания»; влияние химического состава стали, на пороговое значение флюенса, при котором наблюдается фаза «перестаривания»; вывод об изменении типа радиационно-индуцированных выделений с Сы-обогащенных на P-Mn-Si при обеднении матрицы по содержанию Си под облучением и изменении относительного вклада Си-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 Тк в сварных швах ВВЭР-440 в необлученном и облученном состояниях. Определение минимального числа испытываемых образцов в группе для корректного определения Тк.

8. Комплекс результатов по исследованию распределения Тк 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).

Работа выполнена в РНЦ «Курчатовский институт». Автор выражает благодарность д.т.н. Я.И.Штромбаху, д.т.н., профессору. П.А.Платонову, д.ф.-м.н., профессору Б.А.Гуровичу, д.т.н. Е.А.Красикову, к.ф.-м.н. К.А.Приходько и к.т.н. В.Н.Перевезенцеву за внимание к работе и полезные дискуссии, к.ф.-м.н., профессору П.К.Катышеву за неоднократные консультации по статистической обработке данных.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Чернобаева, Анна Андреевна

выводы

1. Проведен анализ влияния концентрации фосфора и меди на изменение прочностных характеристик и критической температуры хрупкости стали под облучением в диапазоне флюенсов 3-5х1019см"2 (Е>0.5 МэВ). Использованная для исследования влияния фосфора и меди база данных характеризуется отсутствием корреляции между концентрациями фосфора и меди и позволяет выявить независимое влияние меди и фосфора на закономерности радиационного охрупчивания.

2. Показано, что все закономерности изменения прочностных характеристик и критической температуры хрупкости совпадают. Как изменение прочностных характеристик, так и изменение критической температуры хрупкости при первичном и повторном облучениях зависят существенно от содержания фосфора. Содержание меди оказывает влияние на упрочнение и охрупчивание только при первичном облучении.

3. Остаточное после отжига упрочнение и охрупчивание не зависят от содержания фосфора и меди в диапазонах 0.029-0.053 % и 0.14-0.23 %, соответственно. При отжиге материалов с низким содержанием примесей происходит полное восстановление упрочнение и критической .температуры хрупкости

4. Сдвиг критической температуры хрупкости при повторном облучении линейно зависит от содержания фосфора. Сдвиг критической температуры хрупкости при первичном облучении линейно зависит от произведения концентраций фосфора и меди.

5. Отжиг при температурах 460-500°С является эффективным способом снижения эффектов от радиационного повреждения материалов ВВЭР-440 даже для сварных швов с содержанием фосфора до 0.051% и меди до 0.24%. Критическая температура хрупкости после отжига превышает Тко в среднем не более чем на 36°С.

6. Увеличение продолжительности отжига при температуре 500°С от 200 до 1000 часов не приводит к заметным изменениям прочностных характеристик и критической температуры хрупкости облученных сталей. Это означает, что эффекты, связанные с образованием зернограничных сегрегаций не оказывают значимого влияния на остаточное охрупчивание материалов корпусов реакторов ВВЭР-440.

7. Эффективность возврата критической температуры хрупкости облученных материалов корпусов реакторов в результате отжига (475°С, 100 часов) исследована на модельных сплавах с низким содержанием никеля (<0.2%). Полученные результаты сопоставлялись с аналогичными данными для материалов корпусов ВВЭР-440. Показано следующее:

• Остаточное после отжига охрупчивание не зависит от содержания фосфора, что подтверждается данными исследований сталей ВВЭР-440.

• Остаточное после отжига охрупчивание тем больше, чем выше содержание меди. В относительно узком диапазоне концентраций меди, характерных для материалов корпусов ВВЭР-440/230 (0.14-0.24 %), данный эффект не обнаруживается.

• Зависимость остаточного охрупчивания сталей ВВЭР-440 и модельных сплавов удовлетворительно описывается соотношением

АТК(Ш = 30.55 + 30.55 tanhC"~ 0-21. км 013

8. Выполнен анализ данных по исследованию микроструктурных изменений в материалах корпусов реакторов под облучением. Под облучением в каскадах образуются радиационно-стимулированные дефекты различного типа. Эти дефекты преимущественно трансформируются в преципитаты и/или дислокационные петли. При повышеном содержании меди в матрице лид ирующим процессом будет образование Си-обогащенных преципитатов, если содержание меди в матрице ~<0.1% это будет образование Mn-Ni-Si преципитатов, в состав которых могут входить атомы См и Р.

9. 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, что при определенных дозах облучения приводит к существенному снижению плотности преципитатов.

10. В материалах с высоким содержанием меди образование высокой плотности Си-обогащенных преципитатов приводит к быстрому снижению концентрации Си в матрице до значений, при которых уже не может происходить образование Си-обогащенных преципитатов. Результатом такого изменения химического состава матрицы является образование преципитатов иного типа, а именно Mn-Ni-Si-P-преципитатов.

11. Принципиальное отличие Си-обогащенных и Mn-Ni-Si преципитатов заключается в том, что для Си-обогащенных преципитатов характерно образование высокой плотности зародышей при достаточно низких дозах облучения." При дальнейшем увеличении дозы облучения охрупчивание возрастает за счет увеличения размеров этих преципитатов. Для Mn-Ni-Si преципитатов характерно постепенное повышение плотности выделений при накоплении дозы облучения. Следствием этих различий является то, что параметры Си-обогащенных преципитатов в большей степени зависят от плотности потока, a Mn-Ni-Si в меньшей.

12. Проведено исследование влияния плотности потока быстрых нейтронов («эффект флакса») на радиационное охрупчивание материалов корпусов ВВЭР-440.

• При разработке моделей радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР-440 эффект флакса необходимо учитывать в том случае, если содержание меди в стали превышает уровень -0.1%.

• Снижение плотности потока быстрых нейтронов от ~1012 доЮ11 см"2с"' приводит к смещению экспериментальных величин ДТк в область более низких значений флюенса. Численная величина этого сдвига составляет ~5х1019см"2.

13. Выполнены исследования эволюции тонкой структуры материалов корпусов . реакторов ВВЭР-1000. 1

• Показано, что под облучением образуются выделения, обогащенные атомами никеля, марганца и кремния. Обогащение радиационно- у-индуцированных выделений атомами меди не наблюдается. ,

• Химический состав и размер выделений не зависят от флюенса. . ' /

• Плотность выделений существенно зависит от флюенса, а также от содержания в стали никеля и марганца.

• Плотность выделений можно оценить соотношением Ny = 0.01М2 26Мп х F.

• Приращение предела текучести линейно зависит от плотности преципитатов.

• Предложена модель, объясняющая причину выделения атомов никеля и марганца из твердого раствора в процессе облучения — снижение растворимости этих элементов в альфа-железе при повышении температуры вьппе 400°С.

• Марганец, никель, кремний, фосфор и медь являются химическими элементами, которые могут значимо влиять на процессы, происходящие в корпусных материалах ВВЭР-1000 под облучением. И, следовательно, они должны входить в число объясняющих факторов при разработке модели АТК - f(F).~

14. 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 направлениях.

15. Проведен анализ процедуры; испытаний и оценки критической температуры; хрупкости образцов . Шарпи. Установлено, минимально необходимое число испытаний для группы образцов для корректного определения; критической-температуры хрупкости.

16. Проведено исследование химического состава и распределения свойств в сварном шве ВВЭР-440/230 в необлученном состоянии.

• Показано, что вариации абсолютных значений концентраций химических элементов по высоте и образующей сварного шва незначительны, однако для фосфора они таковы, что могут оказывать значимое влияние на радиационную стойкость под облучением.

• В необлученном состоянии: металл сварного шва достаточно однороден с . точки зрения механических характеристик; оцененных величиной критической температуры хрупкости.

• Отмечено некоторое возрастание критической температуры хрупкости по мере приближения к границе сплавления сварного шва; с основным металлом. По абсолютной величине оно составляет 12°С.

• Показано, что различие, в значениях критической температуры хрупкости при изменении азимутальной координаты не превышает 8°0.

• При смещении линии надреза от оси сварного шва на такое расстояние, что ось надреза удалена от линии сплавления более, чем на 10мм не отражается на изменении критической температуры хрупкости.

• Разброс значений в радиальном направлении не превьппает 12°G.

• Все вышесказанное показывает, что использование реконструированных образцов для испытаний металла сварного шва позволяет адекватно оценивать его свойства.

• Для сварных швов с повышенным содержанием фосфора характерен градиент по содержанию фосфора. Содержание фосфора тем выше, чем больше расстояние от корня шва.

• Содержание фосфора не оказывает существенного влияния на значение критической температуры хрупкости в необлученном состоянии.

17. Выполнено исследование химического состава образцов-свидетелей сварного шва РАЭС-1. Показано, что при оценке состояния металла облученных сварных швов ВВЭР-440 с повышенным содержанием фосфора необходимо принимать во внимание градиент по содержанию фосфора в радиальном направлении.

• Образцы-свидетели РАЭС-1 вырезаны из средней части внешней разделки сварной пробы. Среднее содержание фосфора в образцах-свидетелях сварного шва для испытаний на ударный изгиб составляет 0.028%.

• ' Содержание фосфора в образцах-свидетелях сварного шва изменяется от

0.020 до 0.039%.

• Значение верхней 95% огибающей для всех измерений содержания фосфора в образцах-свидетелях составляет 0.041%.

• Для оценки радиационного охрупчивания сварного шва № 4 первого блока Ровенской АЭС необходимо использовать содержание фосфора 0.041%.

18. Проведено исследование металла сварного шва и опорной обечайки ВВЭР-1000, изготовленных на Ижорском заводе. Для каждого из исследованных материалов проведены испытания образцов Шарпи в соответствии РД ЭО 0598-2004.

• Оценка распределения значений критической температуры хрупкости сварного шва в, радиальном направлении показала, что критическая температура хрупкости от слоя к слою изменяется в диапазоне от -55 до -22°С. Колебания значений критической температуры хрупкости предположительно носят случайный характер и не связаны с изменением химического состава металла.

• Показано, что возможна ситуация, когда металл сварного шва из «внутренней разделки» имеет более высокую критическую температуру хрупкости, чем металл из «внешней разделки».' Этот результат следует учесть при планировании программ образцов-свидетелей и включать металл сварного шва из «внутренней разделки» в состав образцов-свидетелей.

• Оценка распределения значений критической температуры хрупкости сварного шва в аксиальном направлении показала, что максимальная критическая температура хрупкости характерна для области, прилежащей к линии сплавления сварного шва с основным металлом. Этот эффект устойчиво отмечается уже на расстоянии 8 мм от линии сплавления. Максимальное значение превышения 15°С.

• Исследование распределения значений критической температуры хрупкости металла обечаек корпусов ВВЭР-1000 показало, что распределение критической температуры хрупкости по толщине обечайки не случайное. Оно связано с существенным различием в скоростях охлаждения различных слоев металла обечайки в процессе закалки. Этот факт следует учитывать при оценке распределения свойств в поковках ВВЭР-1000 и АЭС-2006.

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 предложено внести изменения, которые направлены на:

• Разделение задач по оценке исходного состояния металла корпуса реактора и оценке изменения свойств в процессе эксплуатации. Оценку исходного состояния деталей корпуса реактора предлагается провести в рамках испытаний расширенного контрольного комплекта.

• Уменьшение числа факторов, влияющих на оценку абсолютного значения критической температуры хрупкости до одного (флюенс или время для термического старения).

• Только за счет оптимизации номенклатуры и компоновки образцов создание модульной системы в программах образцов-свидетелей, когда в нее включено 12 идентичных модулей (контейнерных сборок). Каждый модуль -минимальный элемент, который можно выгружать за одну операцию извлечения образцов-свидетелей. Такое изменение позволяет гибко использовать облучаемые в программах образцов-свидетелей образцы для решения вопросов об оценке остаточного ресурса корпуса реактора в процессе 60-летней эксплуатации.

• Получение информации, позволяющей использовать результаты испытаний ОС для совершенствования прогнозных моделей радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов.

• Улучшение программы обеспечения качества.

20. Разработана идеология индивидуальной оценки исходного состояния элементов корпуса реактора, которые определяют его остаточный ресурс.

Список литературы диссертационного исследования доктор технических наук Чернобаева, Анна Андреевна, 2009 год

1.Ф. Правдюк, А.Д. Амаев, П.А. Платонов, В.Н. Кузнецов, В.М. Голянов, Влияние нейтронного облучения на свойства конструкционных материалов., Действие ядерных излучений на материалы (отдельный оттиск), Издательство Академии наук СССР., 1962

2. Н.Н. Алексеенко, А.Д. Амаев, И.Б. Горынин, В.А. Николаев, Радиационное охрупчивание сталей для корпусов ВВЭР, Энеогомашиздат, Москва, 1981

3. J.R. Howthom, Irradiation Embrittlement., Treaties on materials science and technology., Add. C.L. Briant, S.K. Buneije, 1983, Volume 25, pp. 461-524.

4. N. Alekssenko, A. Amaev, I. Gorynin, V. Nikolaev Radiation Damage of Nuclear Power Plant Pressure Vessel Steels.,American Nuclear Society., Illinois USE, 1997.

5. Report NUREG/CR-6778 "The effect of composition and heat treatment on hardening and embrittlement of reactor pressure vessel steels"., US. Nuclear" regulatory commission office of Nuclear regulatory research, Washington, DC 20555-0001, 2000.

6. Yu.A. Nikolaev, A.V. Nikolaeva, Ya.I. Shtrombakh., Radiation embrittlement of low-alloy steels., International Journal of Pressure Vessels and Piping 79 (2002) 619-636

7. P.A. Platonov, Yu.A. Nikolaev, Ya.I. Shtrombakh., Radiation embrittlement kinetics of the first generation of WER-440 RVPs after post-irradiation annealing., International Journal of Pressure Vessels and Piping 79 (2002) 643-648

8. T.J. Williams., The effect of nickel, manganese and copper on the irradiation sensitivity of low alloy steel welds., International Journal of Pressure Vessels and Piping 81 (2004) 657-665

9. L. Debarberis,*, A. Kryukov, D. Erak, Yu. Kevorkyan, D. Zhurko, Advanced method for WWER RPV embrittlement assessment., International Journal of Pressure Vessels and Piping 81 (2004) 695-701

10. L. Debarberis, В. Acosta, F. Sevini, A. Kryukov, F. Gillemot, M. Valo, A. Nikolaev, M. Brumovsky, Role of nickel in a semi-mechanistic analytical model for radiation embrittlement of model alloys., Journal of Nuclear Materials 336 (2005) 210—216

11. L. Debarberis, A. Kryukov, F. Gillemot, B. Acosta, F. Sevini Semi-mechanistic analytical model for radiation embrittlement and re-embrittlement data analysis., International Journal of Pressure Vessels and Piping 82 (2005) 195-200

12. G.R. Odette, E. Eason, T. Yamamoto, J. Smith, R. Nanstad, G. Lucas, "Comparison of TTS model calibrated to surveillance data with ternd in the IVAR database"., proceeding of IGRDM 13,2006, Japan

13. Yu. A. Nikolaev, Radiation Embrittlement of Cr-Ni-Mo and Cr-Mo RPV Steels., Journal of ASTM International, Vol. 4, No. 8, 2007, Paper ID JAI100695, www.astm.org

14. Ya. I. Shtrombakhl and Yu. A. Nikolaev., Monitoring of Radiation Embrittlement of the First and Second Generation of WER RPV Steels., Journal of ASTM International, Vol. 4, No. 5, Paper ID JAI100695, www.astm.org. 2007

15. E. D. Eason, G. R. Odette, R. K. Nanstad, T. Yamamoto, A Physically Based Correlation of Irradiation-Induced Transition Temperature Shifts for RPV Steels., Web site http://www.ntis.gov/support/ordernowabout.htm, 2007

16. Naoki Soneda, Kenji Djhi, Akiyoshi Nomoto, Kenji Nishida, Shiori Ishino, Embrittlement Correlation Method for the Japanese Reactor Pressure Vessel Materials., 2008

17. V. Nikolaev, V. Badanin, A. Morozov, Summarizing damage under irradiation and annealing., Atomic Energy, 57, 1984

18. Диссертация на соискание степени кандидата наук М. А. Соколова «Обоснование восстановительной термообработки (отжига) эксплуатирующихся корпусов реакторов ВВЭР-440», ИАЭ им И.В. Курчатова. Москва, 1989.

19. A. Kryukov, P. Platonov, Ya. Shtrombakh, V. Nikolaev, E. Klaustnitzer, C. Leitz, C-Y Rieg, Investigation of samples taken from Kozloduy unit 2 reactor pressure vessel., Nuclear engeeniring and design, 160 (1996) 59-76

20. Диссертация на соискание степени доктора наук A.M. Крюкова «Обоснование продления радиационного ресурса корпусов реакторов ВВЭР-440». РНЦ «Курчатовский институт», Москва, 1994.

21. Докторская на соискание степени доктора наук Я. И. Штромбаха «Экспериментальное обоснование радиационного ресурса материалов корпусов реакторов ВВЭР-440», Москва, 1998.

22. РД ЭО 0598-2004 Методика определения критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов по результатам испытаний малоразмерных образцов на ударный изгиб.

23. С.А. Айвазян, B.C. Мхитарян, Прикладная статистика и основы эконометрики., Москва, «ЮНИТИ», 1998

24. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок ПНАЭ Г-7-002-86. М.: Энергоатомиздат, 1989.

25. Магнус Я.Р., Катышев П.К., Пересецкий А.А. Эконометрика. Начальный курс. — М.: ДЕЛО, 2004. 576 с.

26. P. Pareige, S. Duval, J. Massoud and J-C Van Duysen., Доклад на 6-й Российской конференции по реакторному та1епа1оведению., Димитровград, 2000.

27. О. Zabusov, Е. Krasikov, М. Kozodaev, A. Suvorov, P. Pareige, В. Radiguet., "Redistribution of impurity and alloying elements in WER-440 reactopr pressure vessel steel due to operating factors", VANT, N 3 (83), Moscow, 2003, pp. 66-72.

28. Report № COD 0011/0 "Test Report for Specimens irradiated during the first cycle, Task III", (Contract KL0804 85-065/7600), RRC "КГ, 2000.

29. Я.И. Штромбах, ГГ.А. Платонов, A.M. Крюков, А.А. Чернобаева, В.И. Вихров, Ю.Н. Королев, Е.А. Красиков, И.В. Бачучин., Отчет № COD 0015/0 «По испытаниям образцов после второго цикла облучения (Задача 3, Задача 4)», РНЦ КИ, 2002.

30. Я.И. Штромбах, П.А. Платонов, A.M. Крюков, А.А. Чернобаева, В.И. Вихров, Ю.Н. Королев, Е.А. Красиков, И.В. Бачучин., Отчет № COD 002/0 «Моделирование исходной критической температуры хрупкости (Задача 1)», РНЦ КИ, 1998.

31. Я.И. Штромбах, П.А. Платонов, A.M. Крюков, А.А. Чернобаева, В.И. Вихров, Ю.Н. Королев, Е.А. Красиков, И.В. Бачучин., Отчет № COD 007/0 «Результаты испытаний образцов, облученных в течение первого цикла, Задача I», РНЦ КИ, 2001.

32. Я.И. Штромбах, П.А. Платонов, A.M. Крюков, А.А. Чернобаева, В.И. Вихров, Ю.Н. Королев, Е.А. Красиков, И.В. Бачучин., Отчет № COD 014/0 "Первичное облучение и промежуточный отжиг», РНЦ КИ, 1999.

33. Я.И. Штромбах, П.А. Платонов, A.M. Крюков, А.А. Чернобаева, В.И. Вихров, Ю.Н. Королев, Е.А. Красиков, И.В. Бачучин., Отчет № COD 015/0 "Отчет по испытаниям образцов, облученных в течение второго цикла. ЗадачаЗ и 4», РНЦ КИ, 2002.

34. Chernobaeva A., Kryukov A., Platonov P., Shtrombakh Ya., Metallurgical variables effects on radiation embrittlement of WER-440 RPV materials., Proceeding of IGRDM 12, Arcachon, April 2005

35. M. Valo, L. Debarberis, A. Kryukov, A. Chernobaeva, Copper and phosphorus effect on residual embrittlement of irradiated model alloys and RPV steels after annealing., International Journal of Pressure Vessels and Piping 85 (2008) 575-579

36. J. Howthorne.; Steel impurity element effects on postirradiation properties recovery by annealing, NUREG/CR-5388. U.S. Nuclear Regulatory Commition, Washington, DC, 1989,182 p

37. Kemway-Jackson, A.J., J. Mace, R.N. Thomas., W. Phythian, Technical report AEA-RS 4411, AEA Technology, Harwell, UK, 1993.

38. M. Miller, K. Russell., APFIM characterization of high phosphorus Russian RPV weld., Applied surface science., 94/95 (1996) 378-383.

39. A. Nikolaeva, Yu. Nikolaev, A. Kryukov, Grain boundary embrittlement due to reactor pressure annealing., JNM 211(1994) 236-243

40. L. Utevskiy, E. Glikman, G. Kark Reversible temper brittleness of steel and iron alloys, Moscow, «Metallurgy», 1987.

41. G.R. Odette, T. Yamamoto and R.D. Klingensmidt., «On the Effect of Dose Rate on Irradiation Hardening of RPV Steels»., Philosophical magazine, Vol. 25, Nos, 4-7, 01.02-01.03 2005, pp.779-797

42. F. Bergner, A. Ulbricht, SASNS investigation of neutron irradiated pressure vessel steels and model allows, proceeding of IGRDM 13, Tsukuba, Japan, 2006

43. Е. Stoller, The influence of damage rate and irradiation temperature on radiation induced embrittlement in pressure vessel steels, effect of radiation on materials, ASTM STP 1175, ASTM international, West Conshohocken, PA, 1993, pp. 394-426.

44. Т. Williams, D. Ellis, W. CTConnell., Dose Rate Effects in High and Low Nickel welds., Conference Proceedings " Workshop on Dose Rate Effects in Reactor Pressure Vessel Materials, Olympic Valley, CA, 2001

45. M.K. Miller, K.F. Russell, R.E. Stoller, J.B. Hall and H. P. Gunawardane, Microstructural characterization of long term thermally aged reactor pressure vessel steels, Proceeding of IGRDM 12 meeting, 2005, Arcachaon, France

46. G. Sha, S. Hirosawa, A. Morley, A. Cerezo and G.D.W., Hardness evolution during long term thermal ageing in low alloy steels, Proceeding of the IGRDM 13, Arcachon, France, 2005.

47. B.A. Николаенко, E.A. Красиков, Ю.А. Николаев, Ю.Н. Королев, Н.С. Бокша, Влияние плотности потока нейтронов на радиационное охрупчивание металлов корпусов ВВЭР-440/213, Атомная энергия, том 97, выпуск 3, Москва, 2004

48. N. Sekimura, "Aging management of Japanese nuclear power plant"., proceeding of IGRDM 13, 2006, Japan.

49. M. Miller, P. Pareige, M. Burke, Understanding pressure vessel steels: An atom probe perspective., Materials Characterization 44 (2000) pp.235-245.

50. P. Pareige, S. Duval, J. Massoud and J-C Van Duysen., Доклад на 6-й Российско конференции по реакторному материаловедению., Димитровград, 2000.

51. О. Забусов, Е. Красиков, М. Козодаев, А. Суворов, Ф. Париж, Б. Радиюо., • "Перераспределение примесей и легирующих элементов в материалах корпусов ВВЭР-440 под влиянием эксплуатационных факторов", ВАНТ, № 3 (83), Москва, 2003, стр. 66-72.

52. P. Pareige, В. Radiguet, A. Suvorov, М. Kozodaev, Е. Krasikov, О. Zabusov, Tree-dimensional atom probe study of irradiated, annealed and re-irradiated VVER 440 weld metal, Surface and interface analysis, 2004, 34, 581-584.

53. M. Miller, K. Russel, APFIM characterization of high phosphorus Russian RPV weld., Applied surface science, 94/95 (1996) 378-383.

54. M. Miller, K. Russel, Local electron atom probe characterization of neutron irradiated RPV steels and model allows, Proceeding of AGRDM 12, Arcachon, France, 2005

55. M.K. Miller, K.F. Russel, J. Kosik , E. Keilova "Embrittlement of low copper VVER-440 surveillance samples neutron-irradiated to high fluences", journal of Nuclear materials 282 (2000) 83-88.70