Введение к работе
Актуальность темы
В настоящее время в нашей стране заканчивается проектный срок службы значительной части действующих водо-водяных энергетических ректоров (ВВЭР), что порождает в перспективе сокращение выработки электроэнергии. В связи с этим становится актуальным продление срока службы эксплуатирующихся реакторов при обеспечении их безопасной работы, а также проектирование и строительство новых реакторов с повышенным ресурсом. Определяющим элементом при назначении срока безопасной службы реактора типа ВВЭР является его корпус. В основе управления сроком службы корпуса лежит обеспечение его прочности на всех режимах нагружения по критерию хрупкого разрушения.
Недавно было показано, что сопротивление хрупкому разрушению корпуса реактора (КР) с антикоррозионной наплавкой зависит не только от свойств основного металла (ОМ), но и от свойств металла антикоррозионной наплавки. Такая постановка вопроса связана с тем, что металл наплавки может охрупчиваться в значительной степени в процессе технологических операций при изготовлении КР (послесварочный и посленаплавочный отпуск КР), а также в процессе эксплуатации под воздействием нейтронного облучения. Ясно, что при значительном охрупчивании металла наплавки вероятность хрупкого разрушения КР увеличивается.
На первый взгляд постановка вопроса о механизме хрупкого разрушения металла с преимущественно аустенитной структурой не вполне корректна. В тоже время, имеется целый ряд работ, в которых показана возможность охрупчивания металла аустенитной наплавки с малым содержанием 8 - феррита. Однако имеющиеся данные не позволяют сформировать общую картину явления охрупчивания металла наплавки под воздействием технологических и эксплуатационных факторов, характерных для изготовления и эксплуатации КР типа ВВЭР. В частности, отсутствует процедура учета и прогнозирования свойств металла наплавки при расчете прочности корпуса реактора по критерию хрупкого разрушения в процессе эксплуатации. Кроме того, в настоящее время требования к металлу наплавки на стадии изготовления КР не
учитывают деградацию свойств металла наплавки в процессе эксплуатации КР и не связаны с требованиями к ее служебным характеристикам.
Цель работы
Исследование общих закономерностей явления охрупчивания металла антикоррозионной наплавки корпусов типа ВВЭР и разработка процедуры учета и прогнозирования свойств металла наплавки при расчете сопротивления хрупкому разрушению корпуса реактора.
Основные задачи работы
-
Выявление общих закономерностей явления охрупчивания металла антикоррозионной наплавки;
-
Формулировка критерия смены механизма разрушения при охрупчивании металла наплавки;
-
Разработка процедуры учета свойств антикоррозионной наплавки и прогнозирования ее вязкости разрушения (трещиностойкости) для расчета сопротивления хрупкому разрушению корпуса реактора в процессе эксплуатации;
-
Разработка требований к металлу антикоррозионной наплавки корпусов реакторов ВВЭР на стадии изготовления, обеспечивающих необходимые служебные характеристики к концу проектного срока службы корпуса реактора.
Научная новизна
-
Определены основные технологические и эксплуатационные факторы, влияющие на охрупчивание металла наплавки. Исследованы общие закономерности охрупчивания металла наплавки под влиянием технологических и эксплуатационных факторов.
-
Сформулировано условие перехода металла наплавки из вязкого состояния в квазихрупкое;
-
Определена зависимость вязкости разрушения Jc металла наплавки от флюенса нейтронов до F=31020 нейтр/см2;
-
Разработана процедура учета свойств наплавки и прогнозирования ее вязкости разрушения для расчета прочности корпуса реактора по критерию хрупкого разрушения;
-
Разработана процедура определения требований к вязкости разрушения и ударной вязкости металла наплавки корпусов реакторов
ВВЭР на стадии изготовления, учитывающая влияние металла наплавки на целостность корпуса реактора в процессе эксплуатации. Практическая ценность
-
Получены результаты, послужившие основой для дополнения «Методики определения ресурса корпусов атомных реакторов ВВЭР в процессе эксплуатации (МРК - СХР - 2000)» в части учета свойств наплавки при расчете прочности корпусов реакторов типа ВВЭР по критерию хрупкого разрушения.
-
Показано, что для оценки степени охрупчивания внутреннего слоя наплавки корпуса реактора недопустимо использовать результаты испытаний применяемой в настоящее время контрольной наплавки, имитирующей металл внутреннего слоя.
-
Предложены типы образцов и их ориентация для определения свойств металла штатной наплавки (трещиностойкости и ударной вязкости).
-
Сформулированы требования к свойствам металла наплавки в исходном состоянии, обеспечивающие ее работоспособность как вязкого материала в течение всего срока эксплуатации корпуса реактора типа ВВЭР.
5. Результаты работы использованы в новом нормативном документе
«Методика прогнозирования вязкости разрушения антикоррозионной
наплавки корпусов реакторов ВВЭР в процессе эксплуатации
(РД ЭО-0596-2004)».
Апробация работы
Материалы диссертационной работы докладывались и обсуждались на III , IV, V, VI, VII, VIII Международной конференции "Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС"( 1994 г., 1996 г., 1998 г., 2000 г., 2002 г, 2004 г., г. Санкт-Петербург) и IV Международной конференции по реакторному материаловедению (1995 г., г. Димитровград) Публикации
По теме диссертации опубликовано 11 работ, содержащих основные результаты исследований.
Структура и объем диссертационной работы
