Способ прогнозирования ресурсоспособности стали для корпусов реакторов типа ввэр

Способ прогнозирования ресурсоспособности стали для корпусов реакторов типа ввэр

Иллюстрации

Показать все

Реферат

Изобретение относится к прогнозированию работоспособности облучаемых стальных конструктивных элементов в атомной технике, а также к прогнозированию ресурсоспособности вновь разрабатываемых сталей для корпусов реакторов АЭС типа ВВЭР.

Основным критерием, на основании которого производится прогнозирование ресурсоспособности низколегированных углеродистых сталей для корпусов атомных реакторов, облучаемых в процессе эксплуатации, является их сопротивление хрупкому разрушению.

Известен способ прогнозирования степени охрупчивания теплостойкой стали, включающий:

- определение методом оже-электронной микроскопии уровня зернограничных сегрегаций фосфора в образцах-свидетелях (термокомплектах), изготовленных из стали исследуемого корпуса реактора, подвергавшихся воздействию рабочих температур в составе изделия (около 320°С) с выдержками в течение различного времени (от ~50000 до ~240000 ч);

- построение кинетической кривой (время воздействия - концентрация фосфора) и определение ее параметров;

- определение методом экстраполяции уровня накопления сегрегаций фосфора на момент времени окончания эксплуатации реактора или на момент времени продленного ресурса;

- изготовление экспериментальных образцов из стали, близкой по составу и микроструктуре к стали исследуемого корпуса реактора;

- проведение охрупчивающего отжига экспериментальных образцов в исходном состоянии при температуре максимального развития отпускной хрупкости около 500°С в течение различного времени от 500 до 3000 ч;

- определение сдвигов критической температуры хрупкости по механическим испытаниям (образцы Шарли) и уровня зернограничных сегрегаций фосфора на экспериментальных образцах, подвергшихся отжигу;

- построение калибровочной зависимости сдвига критической температуры хрупкости от зернограничной концентрации фосфора;

- определение корреляции между сдвигом критической температуры хрупкости и уровнем сегрегаций;

- определение по калибровочной зависимости экстраполяцией степени охрупчивания исследуемой стали значения для времени окончания эксплуатации реактора или на момент времени продленного ресурса;

- вывод о ресурсоспособности стали и о возможности эксплуатации изделия на продленный ресурс.

(RU 2508532, G01N 3/28, G01N 33/20, C21D 1/26, опубл. 27.02.2014)

Недостатком известного способа прогнозирования является невозможность сделать прогноз для сталей, повергаемых нейтронному облучению в процессе эксплуатации.

Наиболее близким по назначению и технической сущности является способ прогнозирования ресурсоспособности сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000, включающий:

- изготовление образцов-свидетелей Шарпи из исследуемой стали корпуса реактора;

- ускоренное облучение части образцов-свидетелей потоком быстрых нейтронов до флюенса, соответствующего дозе облучения на прогнозируемый срок (время окончания эксплуатации реактора или время продленного ресурса);

- определение критических температур хрупкости T_K необлученных и облученных образцов-свидетелей и определение сдвига критической температуры хрупкости ΔT_F, обусловленного облучением;

- определение величины составляющей ΔT_ФЛАКС, обусловленной различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов при облучении в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов;

- определение методом оже-электронной спектроскопии уровня зернограничных сегрегаций фосфора в необлученных образцах;

- построение по кинетическому уравнению МакЛина кривой накопления сегрегаций фосфора в зависимости от времени эксплуатации реактора;

- определение экстраполяцией уровень зернограничных сегрегаций фосфора на прогнозируемый срок эксплуатации стали;

- определение составляющей ΔT_T, обусловленной протеканием сегрегационных процессов за длительный период при рабочей температуре, на основании экспериментальной калибровочной зависимости между уровнем зернограничной сегрегации и сдвигом критической температуры хрупкости;

- определение общего сдвига критической температуры хрупкости, лимитирующий ресурс корпуса реактора в отдаленном периоде как сумму сдвигов ΔT_K=ΔT_F+ΔT_ФЛАКС+ΔT_T;

- определение ресурса корпуса по величине общего сдвига критической температуры хрупкости.

(RU 2534045, G21C 17/00, опубл. 27.11.2014)

Недостатком известного способа прогнозирования является определение прогнозного ресурса стали корпуса реактора (как действующего, так и для проектируемого) по величине общего сдвига критической температуры хрупкости, без аддитивного учета величин критической температуры хрупкости необлученных образцов для испытаний и величины критического флюенса для заданной величины критической хрупкости стали. Это не обеспечивает точности прогноза. Кроме того, известный способ прогнозирования требует большого числа образцов при определении радиационного ресурса новых перспективных сталей, разрабатываемых для корпусов реакторов типа ВВЭР.

Задачей и техническим результатом изобретения является повышение точности прогнозирования радиационного ресурса стали для корпусов реактора типа ВВЭР как на стадии разработки состава стали для корпусов реакторов, так и при эксплуатации стали в действующем корпусе реактора.

Технический результат достигают тем, что способ прогнозирования радиационного ресурса стали корпуса реактора типа ВВЭР включает изготовление из стали ударных образцов Шарпи, ускоренное облучение части ударных образцов потоком быстрых нейтронов до флюенса, соответствующего дозе облучения стали на прогнозируемый срок эксплуатации в составе реактора, определение для необлученных и облученных образцов критических температур хрупкости и определение радиационного ресурса стали, причем изготавливают малоразмерные ударные образцы Шарпи из стали с переменным по длине содержанием одного из компонентов и надрезом в местах с различным содержанием переменного компонента, а после ускоренного облучения и определения критических температур хрупкости прогнозный радиационный ресурс стали определяют по величине критического флюенса для заданной величины критической температуры хрупкости на зависимости критической температуры хрупкости от флюенса.

Технический результат также достигают тем, что способ прогнозирования радиационного ресурса стали корпуса реактора типа ВВЭР включает изготовление из стали корпуса реактора ударных образцов Шарпи, ускоренное облучение части ударных образцов потоком быстрых нейтронов до флюенса, соответствующего дозе облучения, превышающее прогнозируемое время продленного ресурса корпуса, определение для необлученных и облученных образцов критических температур хрупкости и определение ресурса корпуса реактора, причем изготавливают дополнительные ударные образцы из стали корпуса с различным содержанием одного из компонентов, а после ускоренного облучения и определения критических температур хрупкости всех изготовленных образцов прогнозный радиационный ресурс стали определяют по величине критического флюенса для заданной величины критической температуры хрупкости на общей зависимости критической температуры хрупкости от флюенса.

Технический результат также достигают тем, что дополнительные ударные образцы с различным содержанием одного из компонентов содержат другие компоненты в пределах марочного состава стали, а при изготовлении образцов с переменным или различным составом в качестве изменяемого компонента стали используют компонент, выбранный из группы: никель, фосфор, медь.

Изобретение может быть проиллюстрировано следующими примерами.

Пример 1. Для прогнозирования радиационного ресурса корпуса реактора типа ВВЭР, например ВВЭР-440, при разработке перспективной (исследуемой) стали для активной зоны корпуса реактора из стали типа 15Х2НМФА-А с содержанием никеля 1,16%, фосфора 0,0025% и меди 0,025% методом аргонодугового переплава изготавливают заготовки корпусной стали:

- с переменным по длине заготовки содержанием фосфора от 0,0025 до 0,022% и с постоянным содержанием никеля 1,16% и меди 0,025%;

- с переменным по длине заготовки содержанием меди от 0,025 до 0,090% и с постоянным содержанием никеля 1,16% и фосфора 0,0025%.

Содержание других компонентов исследуемой стали находятся в пределах марочного состава исследуемой стали.

Из заготовок исследуемой корпусной стали изготавливают малоразмерные ударные образцы размером 5×5×27,5 мм (или меньших размеров), у которых надрезы выполнены в местах с различным содержанием переменного компонента (фосфора или меди)

Аналогично изготавливают малоразмерные образцы с переменным содержанием никеля или любого другого компонента исследуемой стали.

Дополнительно для исследований могут быть изготовлены ударные образцы из заготовок с содержанием никеля 0,07-0,17%, фосфора 0,006-0,010% и меди 0,04-0,10% и других элементов в пределах марочного состава исследуемой стали.

Затем часть малоразмерных образцов подвергают ускоренному облучению до флюенса 450×10²²м^-2, который соответствует прогнозируемому сроку эксплуатации стали в активной зоне корпуса реактора или даже превышать его, так как фактические флюенсы при эксплуатации корпуса реактора ВВЭР-440 могут существенно превышать величину 450×10²²м^-2.

Для всех образцов, включая необлученные, нормативными методами испытаний определяют критическую температуру хрупкости T_K и определяют зависимости критической температуры хрупкости T_K (фиг. 1) для образцов с различными концентрациями компонентов с применением регрессионного анализа (определяют дозовременные зависимости ДВЗ).

Верхние ДВЗ T_K (консервативные границы разброса исходных данных) лабораторного металла 15Х2НМФА-А () и экспериментального металла 15Х2МФА-А () пересекаются при T_K=48°С и флюенсе 130×10²²м^-2.

Следовательно, корпусную сталь 15Х2НМФА-А целесообразно использовать при флюенсе F<130×10²²м^-2, а корпусную сталь 15Х2МФА-А целесообразно использовать при флюенсе F>130×10²²м^-2.

Для стали 15Х2МФА-А с содержанием никеля 0,07-0,17% заданной величине критической температуры T_K=30°С соответствует флюенс F<40×10²²м^-2, что позволяет сделать прогноз о том, что сталь указанного состава не удовлетворяет требованию 60 лет к радиационному ресурсу корпусов реакторов ВВЭР-1200.

Для стали с содержанием никеля (1,16%), заданной величине критической температуры Т_К=30°С соответствует величина флюенса F=75×10²²м^-2 и T_KA=18°С при F_K, что позволяет сделать прогноз о том, что сталь 15Х2НМФА-А удовлетворяют требованию 60 лет к радиационному ресурсу корпусов реакторов ВВЭР-1200.

Пример 2. Прогнозирование радиационного ресурса корпусной стали реактора типа ВВЭР, например, ресурса стали корпуса действующего реактора ВВЭР-1000, с целью продления проектного ресурса реактора ведут следующим образом.

Для прогнозирования используют стандартные ударные образцы-свидетели из стали корпуса исследуемого реактора, которые подверглись различным дозам облучения быстрыми нейтронами при флаксах, соответствующих процессу эксплуатации реактора.

Верхняя ДВЗ T_K () лабораторного металла 15Х2НМФА-А подтверждается результатами испытаний образцов-свидетелей при флюенсе до 108×10²²м^-2 (фиг. 2), которые также удовлетворяют требованию 60 лет к радиационному ресурсу корпусов реакторов ВВЭР-1200.

Дополнительно изготавливают стандартные ударные образцы 10×10×55 мм из экспериментальных промышленных заготовок исследуемой стали с содержанием никеля, фосфора, меди и остальных компонентов стали в пределах марочного состава (фиг. 3).

Затем часть образцов подвергают ускоренному облучению различными дозами потока быстрых нейтронов до уровня флюенса 150×10²²м^-2, который может быть равен или превышать флюенс продленного срока эксплуатации корпуса реактора типа ВВЭР-1000.

Затем для всех используемых образцов, включая необлученные, стандартными методами испытаний определяют критическую температуру хрупкости T_K и дозовременные зависимости критической температуры хрупкости T_K, характеризующиеся завышенной консервативностью.

Согласно данным фигуры 2 заданной величине критической температуры T_K=45°С для корпусных материалов ВВЭР-1000 соответствует критический флюенс F=64×10²²м^-2, что позволяет сделать прогноз, что проектный ресурс корпусной стали 15Х2НМФА-А ВВЭР-1000 составляет 30 лет.

Для продления ресурса корпусной стали 15Х2НМФА-А ВВЭР-1000 используют ДВЗ T_K лабораторного металла, подтвержденную результатами испытаний образцов-свидетелей и пересекающую линию критической температуры T_K=45°С при флюенсе 130×10²²м^-2, практически в 2 раза превышающем проектный ресурс.

Статистическую обработку результатов исследований производят с применением регрессионного анализа, что позволяет обеспечить достижение поставленного технического результата: повышение точности прогнозирования радиационного ресурса стали для корпусов реактора типа ВВЭР как при разработке состава стали для корпусов реакторов, так и при оценке величины продленного ресурса действующего реактора.

Регрессия является инструментом пакета анализа данных Microsoft Excel и используется для анализа воздействия на отдельную зависимую переменную значений одной или нескольких независимых переменных.

1. Способ прогнозирования радиационного ресурса стали корпуса реактора типа ВВЭР, включающий изготовление из стали ударных образцов Шарли, ускоренное облучение части ударных образцов потоком быстрых нейтронов до флюенса, соответствующего дозе облучения стали на прогнозируемый срок эксплуатации в составе реактора, определение для необлученных и облученных образцов критических температур хрупкости и определение радиационного ресурса стали, отличающийся тем, что изготавливают малоразмерные ударные образцы Шарпи из стали с переменным по длине содержанием одного из компонентов и надрезом в местах с различным содержанием переменного компонента, а после ускоренного облучения и определения критических температур хрупкости прогнозный радиационный ресурс стали определяют по величине критического флюенса для заданной величины критической температуры хрупкости на зависимости критической температуры хрупкости от флюенса.

2. Способ прогнозирования радиационного ресурса стали корпуса реактора типа ВВЭР, включающий изготовление из стали корпуса реактора ударных образцов Шарпи, ускоренное облучение части ударных образцов потоком быстрых нейтронов до флюенса, соответствующего дозе облучения, превышающее прогнозируемое время продленного ресурса корпуса, определение для необлученных и облученных образцов критических температур хрупкости и определение ресурса корпуса реактора, отличающийся тем, что изготавливают дополнительные ударные образцы из стали корпуса с различным содержанием одного из компонентов, а после ускоренного облучения и определения критических температур хрупкости всех изготовленных образцов прогнозный радиационный ресурс стали определяют по величине критического флюенса для заданной величины критической температуры хрупкости на общей зависимости критической температуры хрупкости от флюенса.

3. Способ по пп. 1 и 2, отличающийся тем, что дополнительные ударные образцы с различным содержанием одного из компонентов содержат другие компоненты в пределах марочного состава стали.

4. Способ по пп. 1 и 2, отличающийся тем, что при изготовлении образцов с переменным или различным составом в качестве изменяемого компонента стали используют компонент, выбранный из группы: никель, фосфор, медь.