автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Материаловедческое обоснование эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР за пределами проектного срока службы

НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЦЕНТР «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ»

На правах рукописи

005058539

* ........

ЕРАК Дмитрий Юрьевич

МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР ЗА ПРЕДЕЛАМИ ПРОЕКТНОГО СРОКА СЛУЖБЫ

Специальность: 05.14.03 - ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

1 Р МАЙ Ш

Москва — 2013

005058539

Работа выполнена в Институте реакторных материалов и технологий Национального исследовательского центра «Курчатовский институт»

Официальные оппоненты: доктор физико-математических

наук, профессор Калин Борис Александрович

доктор технических наук Марков Сергей Иванович

доктор технических наук Неустроев Виктор Степанович

Ведущая организация: ЗАО ОКБ «Гидропресс»

Защита диссертации состоится «5» 2013 года

ъД часов се? минут на заседании специализированного Совета Д 520.009.06 (ядерные энергетические установки) в НИЦ «Курчатовский институт» по адресу: 123182, Москва, пл. академика Курчатова, д. 1.

С диссертацией можно ознакомиться в научно-технической библиотеке НИЦ «Курчатовский институт». Просим принять участие в работе Совета или прислать отзыв в двух экземплярах, заверенных печатью организации.

Автореферат разослан «//» 2013 г.

Ученый секретарь Специализированного Совета д.т.н. В.Г. Мадеев

© Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», 2013

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы

Уровень экономики страны напрямую зависит от количества потребляемой энергии. Одной из самых перспективных энерготехнологий является ядерная энергетика, которая может обеспечить стабильное энергоснабжение в условиях предполагаемого дефицита в энергоресурсах в этом столетии. В России в настоящее время в эксплуатации находятся АЭС с реакторами типа РБМК и ВВЭР, которые производят приблизительно 16% электроэнергии в стране. Дальнейшее развитие ядерной энергетики страны определено федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года». Наряду со строительством новых АЭС, программа предусматривает также повышение эффективности и продление ресурса действующих АЭС, обоснованного с точки зрения безопасности и рентабельности.

Основным незаменяемым элементом реакторной установки ВВЭР является корпус реактора. Вместе с тем, корпус реактора является одним из наиболее важных барьеров безопасности для реакторной установки (РУ) с легководными энергетическими реакторами. Основным требованием к корпусу реактора (КР) является сохранение целостности при штатных условиях эксплуатации и любых проектных авариях. В процессе эксплуатации происходит деградация свойств материала КР, контроль состояния которых осуществляется по образцам-свидетелям (ОС), изготовленным из тех же материалов и с соблюдением тех же технологических параметров, что и КР. Исследование ОС выявило часть проблем, решение которых необходимо для корректного мониторинга состояния металла корпуса реактора при эксплуатации. Продление проектного срока службы КР с учетом реализации компенсирующих мероприятий потребовало разработки новых, менее консервативных корреляционных соотношений, адекватно описывающих поведение материала корпуса. При этом особое внимание должно быть уделено мониторингу состояния материала корпуса после проведенного восстановительного отжига сварных швов, находящихся напротив активной зоны, с учётом снижения нейтронного потока за счет оптимизации схемы перегрузки выгоревших ТВС (размещение на периферии активной зоны наиболее выгоревших ТВС), а также за счёт установки кассет-экранов.

В этих условиях возникает принципиальная необходимость обоснования и реализации наиболее оптимального комплекса мероприятий по обеспечению ресурса КР с учётом мониторинга состояния материала корпусов реакторов (МКР) и адекватного прогнозирования поведения МКР при воздействии эксплуатационных факторов.

Степень разработанности:

В последнее время в России и за рубежом уделяется повышенное внимание решению материаловедческих вопросов, связанных с обоснованием возможности продления эксплуатации корпусов реакторов атомных энергетических установок.

Прогнозированию изменения состояния МКР ВВЭР под воздействием эксплуатационных факторов и при проведении восстановительных отжигов, посвящены работы А.Д. Амаева, П.А. Платонова, Я.И. Штромбаха, Б.А. Гуровича, Е.А. Кулешовой, Г.П. Карзова, В.А. Николаева, A.M. Крюкова, Б.З. Марголина, А.А. Чернобаевой, Ю.А. Николаева, C.B. Рогожкина и др.

Вместе с тем необходимо было проведение дополнительных экспериментальных работ и исследований, системно обеспечивающих материаловедческое обоснование возможности эксплуатации КР ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 за пределами проектного срока службы.

Целью диссертационной работы является:

Материаловедческое обоснование эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР за пределами проектного срока службы.

Для достижения поставленной цели решались следующие задачи:

— обоснование представительности условий облучения ОС МКР и результатов исследования изменения свойств МКР, полученных при исследовании ОС;

— изучение закономерностей поведения МКР ВВЭР под воздействием эксплуатационных факторов (потока быстрых нейтронов и температуры облучения);

— адекватное прогнозирование изменения прочностных свойств МКР ВВЭР в зависимости от флюенса быстрых нейтронов при эксплуатации КР за пределами проектного срока службы;

— обоснование кинетики повторного после восстановительного отжига радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР;

— верификация моделей, описывающих поведение материалов корпусов ВВЭР и расчетных методов определения нейтронной нагрузки на стенку КР при эксплуатации.

Научная новизна работы заключается в следующем:

1. При материаловедческом обосновании продления ресурса КР ВВЭР-440

• Выполнен комплекс работ по определению и обоснованию представительности условий облучения ОС (температура, характеристики нейтронного поля).

• Выполнена экспериментальная верификация оценок параметров нейтронного поля на стенке корпуса реактора.

• Получены прогнозные результаты изменения свойств МКР первого поколения по результатам испытания металла темплетов корпусов реакторов ВВЭР-440 после опережающего дооблучения. Обоснована представительность прогнозных значений.

• Выявлена зависимость кинетики повторного после отжига радиационного охрупчивания МКР ВВЭР-440 от плотности потока быстрых нейтронов при первичном облучении и состояния материала корпуса реактора после первичного облучения и отжига.

• Разработана модель кинетики повторного после отжига радиационного охрупчивания МКР для обоснования возможности эксплуатации КР за пределами проектного срока службы.

2. При материаловедческом обосновании продления ресурса КР ВВЭР-1000

• Выполнен комплекс работ по определению и обоснованию представительности условий облучения (температура, характеристики нейтронного поля) ОС.

• Разработана идеология модернизации программ ОС КР, находящихся в эксплуатации, с целью обеспечения мониторинга изменения свойств МКР при эксплуатации за пределами проектного срока службы.

• Разработана методология ускоренных радиационных испытаний МКР с использованием уникальной установки — реактора ИР-8.

• Получены результаты изменения свойств МКР при опережающем облучении до значений флюенса быстрых нейтронов, соответствующих срокам эксплуатации, превышающим проектные.

• Разработана модель кинетики радиационного охрупчивания МКР для обоснования возможности эксплуатации КР за пределами проектного срока службы.

• Выполнен анализ результатов восстановления прочностных свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при проведении отжига по различным температурно-временным режимам.

• Получены и проанализированы результаты изменения критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при повторном после отжига облучении.

Практическая значимость работы

Результаты, полученные в настоящей работе, использованы при разработке новых нормативных зависимостей по оценке изменения свойств МКР ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 при эксплуатации, при разработке новой нормативной документации по оценке ресурса КР ВВЭР-1000 по результатам испытания ОС. С использованием результатов настоящей работы выполнено обоснование возможности продления ресурса КР ВВЭР-440 первого поколения и ВВЭР-1000, оптимизация количества вырезок темплетов из корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения при их эксплуатации до 45 лет, модернизация программ ОС КР блока №1 Хмельницкой АЭС и блока №1 Балаковской АЭС.

Методология и методы исследования

Методологический подход при выполнении работы основан на облучении образцов и нейтронно-активационных индикаторов в условиях максимально приближенным к реальным для стенки КР и дальнейшем исследовании представительного материала, соответствующего металлу корпусов реакторов ВВЭР, находящихся в эксплуатации. Метод прогнозирования состояния материала КР основан на получении и регрессионном анализе баз данных по радиационному охрупчиванию материалов КР ВВЭР.

На защиту выносится следующее:

• Экспериментальные результаты термометрирования ОС при облучении и определения параметров нейтронного поля в местах облучения ОС КР ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

• Результаты верификационных измерений параметров нейтронного поля на стенке корпуса реактора ВВЭР-440.

• Обоснование представительности результатов исследования темплетов МКР ВВЭР-440 первого поколения после опережающего дооблучения. Результаты опережающего прогноза изменения свойств МКР ВВЭР-440 первого поколения.

• Модель кинетики повторного после отжига радиационного охрупчивания МКР для обоснования возможности эксплуатации КР ВВЭР-440 за пределами проектного срока службы.

• Идеология модернизации программ ОС КР ВВЭР-1000, находящихся в эксплуатации, с целью обеспечения мониторинга изменения свойств МКР при эксплуатации за пределами проектного срока службы.

• Методология ускоренных радиационных испытаний МКР с использованием уникальной установки - реактора ИР-8.

• Результаты изменения свойств МКР при опережающем облучении до значений флюенса быстрых нейтронов, соответствующих срокам эксплуатации превышающим проектные.

• Модель кинетики радиационного охрупчивания МКР ВВЭР-1000 для обоснования возможности эксплуатации КР за пределами проектного срока службы.

• Результаты анализа исследования восстановления прочностных свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при проведении отжига по различным температурно-временным режимам.

• Результаты исследования кинетики повторного после отжига радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000. Обоснование кинетики повторного после отжига охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000.

Степень достоверности и апробация работы

Достоверность результатов обеспечена исследованием материалов корпусов реакторов, находящихся в эксплуатации.

Основные результаты работы докладывались и были обсуждены на более чем 30 российских и международных научных семинарах, конференциях и симпозиумах.

Цикл работ, выполненных Ераком Д.Ю. в соавторстве, был отмечен первой Отраслевой Премией по Реакторному Материаловедению (2001) и премией им.И.В.Курчатова на конкурсе научных работ РНЦ «Курчатовский институт» (2010).

Публикации

Результаты работы опубликованы в более чем 70 научных публикациях и в более чем в 100 отчётах, по результатам работы в соавторстве был оформлен патент на изобретение.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, списка использованной литературы.

КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Глава 1. РАДИАЦИОННЫЙ РЕСУРС КР ВВЭР. ОСНОВНЫЕ МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКИЕ ЗАДАЧИ ПРИ ОБОСНОВАНИИ ЭКСПЛУАТАЦИИ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ЗА ПРЕДЕЛАМИ ПРОЕКТНОГО СРОКА СЛУЖБЫ

В процессе эксплуатации КР подвергается воздействию потока нейтронов, температуры и разного рода механических нагрузок. В результате изменяются исходные свойства материалов, в том числе повышается склонность к одному из наиболее опасных видов разрушения - хрупкому разрушению. В качестве характеристики, отражающей деградацию свойств МКР, выбрано изменение критической температуры хрупкости. При оценке ресурса КР принимается допущение об эквивалентности или взаимосвязанности сдвига критической температуры хрупкости и расчётной кривой трещиностойкости МКР в область повышенных температур под воздействием эксплуатационных факторов.

Обычно, особенно для облучаемых элементов КР, основным вкладом в деградацию свойств МКР является изменение прочностных свойств в результате облучения быстрыми нейтронами. При этом стоит помнить, что при эксплуатации КР подвергается одновременному воздействию облучения быстрыми нейтронами и повышенной температуры, что следует учитывать при анализе эффектов радиационного охрупчивания МКР, поскольку при одновременном воздействии этих факторов в материале реализуются механизмы повреждения характерные как для радиационного, так и теплового охрупчивания.

Теоретически проблема оценки ресурса КР сводится к решению трех задач: (1) разработке и верификации модели кинетики изменения свойств материала КР, (2) оценке предельно допустимого значения Тк, (3), определению флакса быстрых нейтронов на стенке КР в критических, с точки зрения обеспечения прочности, местах.

В рамках настоящей работы рассматриваются две из трех указанных выше задач, необходимых для решения проблемы обоснования ресурса КР: разработка модели

радиационного охрупчивания (РО) лимитирующего ресурс материала КР, уточнение флакса быстрых нейтронов на КР в критических точках. Кроме того, при дальнейшей эксплуатации КР для подтверждения корректности выполненных прогнозов необходимо обеспечить мониторинг изменения свойств МКР в рамках реализации программы ОС.

В случаях, когда комплекс вышеперечисленных мер не обеспечивает требуемый ресурс корпуса реактора, применяют технологию восстановительного отжига наиболее критичных элементов корпуса реактора с точки зрения радиационного охрупчивания. До настоящего времени такими критическими элементами оказывались сварные швы КР, находящиеся напротив активной зоны.

После реализации такого мероприятия как отжиг КР возникает опять все тот же комплекс задач, решение которых обеспечивает управление ресурсом корпуса реактора при эксплуатации после отжига.

В корпусах реакторов ВВЭР-440 первого поколения при проектировании и изготовлении не были предусмотрены ОС. В связи с этим при решении задач обоснования эффективности отжига и мониторинга повторного РО МКР была применена технология вырезки, исследования и дооблучения проб металла (темплетов) с внутренней поверхности КР.

Для корпусов реакторов ВВЭР-440 второго поколения, эксплуатируемых в России, длительный срок эксплуатации обеспечивается без проведения восстановительного отжига и обосновывается результатами испытаний образцов-свидетелей в подтверждение консервативности существующих в современной нормативной базе модельных представлений об изменении свойств материала при облучении. В этом случае требуется лишь обосновать представительность существующих программ ОС этого типа реакторов с точки зрения условий облучения образцов по отношению к стенке корпуса реактора.

Для корпусов реакторов ВВЭР-1000 наиболее представительным материалом для создания аналитических прогнозных моделей радиационного охрупчивания МКР являются данные испытаний ОС. Однако, в силу принятых при создании РУ ВВЭР-1000 проектных решений существующая база данных по ОС КР ВВЭР-1000 не обеспечивает опережающий долгосрочный прогноз, особенно для металла сварных швов (МШ) корпуса реактора, что потребовало использования результатов ускоренных облучений до больших значений флюенсов быстрых нейтронов для долгосрочных прогнозов состояния МКР. Высокий темп радиационного охрупчивания материалов сварных швов КР ВВЭР-1000 с предельным содержанием никеля потребовал обоснования эффективности восстановительного отжига. Кинетика повторного РО исследовалась также с применением ускоренного облучения.

ГЛАВА 2. ИССЛЕДОВАНИЕ УСЛОВИЙ ОБЛУЧЕНИЯ ОБРАЗЦОВ-СВИДЕТЕЛЕЙ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440

2.1 Определение температуры ОС КР ВВЭР-440 при облучении

Для определения параметров облучения в каналах ОС КР ВВЭР-440 была выполнена специальная экспериментальная работа совместно с ОКБ «Гидропресс», Кольской АЭС, Объединенным Европейским Исследовательским Центром (ЖС) и испанской компанией «ТеспаШт». В двух каналах для образцов свидетелей третьего блока Кольской АЭС в течение одной топливной кампании были облучены две одинаковые метрологические гирлянды (Г1 и Г2). Макетные гирлянды с имитаторами ОС были оснащены термопарами, зачеканенными в имитаторы образцов, для непрерывного контроля температуры при облучении, а также индикаторами максимальной температуры облучения (ИМТК), изготовленными из алмазного порошка, и расширенным набором нейтронно-активационных мониторов на основе чистых материалов с различными энергетическими порогами активации быстрыми нейтронами.

Выполненная трассировка термопар внутри реактора от образцов-свидетелей до выхода из крышки реактора через канал штатного температурного контроля показана на рисунке 2.1. Устройство метрологических гирлянд приведено на рисунке 2.2.

Рисунок 2.1 - Схема трассировки термопар от гирлянд с ОС до выхода из реактора

1 - пробка,

2 - соединительное звено,

3 - термопара;

4 - цепь;

5 - контейнер с термопарой;

6, 7, 9, 10, 11 — контейнеры с мониторами;

8 - имитатор контейнера

Рисунок 2.2 - Устройство метрологических гирлянд

Время, ч

Рисунок 2.3 - Показания термопар метрологических гирлянд за одну топливную

кампанию

Показания термопар, контролировавших температуру образцов, представлены на рисунке 2.3, откуда видно, что показания обеих термопар, установленных в контейнерах, облучавшихся в разных каналах, практически совпадают. Максимальное расхождение между показаниями термопар №1 и №2 не более 2°С. При этом показания термопар в стационарном режиме укладывается в диапазон температур 263-273°С. Средняя температура составила 269,5°С. С учетом статистической обработки показаний термопар температура облучения ОС в реакторе ВВЭР-440/213 может быть принята 269,5±4°С.

Средняя температура воды на входе в реактор в течение кампании составила 265°С. Таким образом, перегрев образцов-свидетелей по отношению к внутренней стенке корпуса реактора составляет 4-5°С.

Анализ результатов исследования ИМТК в сочетании с ранее полученными экспериментальными данными по облучению аналогичных индикаторов в каналах ОС позволил подтвердить вывод о перегреве ОС по сравнению с KP не более чем на 4-5°С.

Данный результат свидетельствует об отсутствии необходимости введения температурной поправки при использовании результатов исследований образцов-свидетелей для оценки состояния материалов корпусов реакторов ВВЭР-440.

2.2 определение параметров нейтронного поля в местах облучения ОС KP

ВВЭР-440

Важными характеристиками, определяющими корректность условий облучения ОС по отношению к стенке корпуса реактора, точность определения которых важна при оценке радиационного охрупчивания материалов корпуса реактора, являются такие параметры нейтронного поля как плотность потока быстрых нейтронов и спектр нейтронного поля.

В реакторах ВВЭР-440 реализуются две принципиально отличающиеся схемы загрузки активной зоны реактора: полная зона, загруженная TBC, и активная зона с установкой кассет-экранов по периферии. Поэтому при уточнении параметров нейтронного поля в местах облучения ОС рассматривались два варианта загрузки активной зоны реактора: с кассетами-экранами и без кассет-экранов.

При расчетном определении параметров нейтронного поля в местах облучения образцов-свидетелей могут использоваться различные расчетные коды или их комбинации. На точность расчета также влияет степень детализации расчетной модели источника нейтронов и конструктивных элементов реактора и гирлянды с ОС. В НИЦ

9

«Курчатовский институт» методом дискретных ординат выполнена серия расчетов нейтронных полей в местах расположения образцов-свидетелей в различных расчетных приближениях.

Верификация выполненных расчетов выполнялась на основе экспериментальных данных, полученных в рамках метрологического эксперимента, описание которого приводится в разделе 2.1. Результаты сравнения измеренных абсолютных значений активностей, пересчитанные к скоростям дозиметрических реакций, с расчетными значениями представлены в таблице 2.1.

Таблица 2.1 - Сравнение расчетных (Р) и экспериментальных (Э) значений скоростей реакций (контейнер № 10, гирлянда Г1)

№ индикатора 1 2 3 4

Р Э Р/Э Р Э Р/Э Р Э Р/Э Р Э Р/Э

Скорость реакции 54Ре(п, р) Мп, 10"" с"1 5,11 5,48 0,93 4,52 4,72 0,96 4,71 4,69 1,00 4,03 4,03 1,00

Скорость реакции 93М(п,п'Гтт, 10"13 с"1 1,43 1,58 0,91 1,23 1,34 0,92 1,29 1,34 0,96 1,08 1,13 0,96

Расчетные результаты, представленные в таблице 2.1, получены методом дискретных ординат в приближении синтеза результатов одномерного и двух двумерных расчетов. Из представленных данных следует, что совпадение расчетных и экспериментальных данных обеспечивается с точностью не хуже 10%.

В результате проведенной работы в качестве наиболее адекватной была выбрана расчетная схема, учитывающая дискретное размещение контейнеров по высоте канала и потвэльное распределение относительного источника нейтронов в активной зоне.

Для экспериментальной оценки спектральных характеристик поля быстрых нейтронов, воздействовавших на ОС ВВЭР-440, эксплуатирующихся с кассетами экранами, были исследованы облученные в составе гирлянды с ОС индикаторы Ре и ИЬ.

Результаты измерений удельных активностей изотопов железа и ниобия, пересчитанные к скоростям реакций, в сравнении с результатами расчета, представлены в таблице 2.2.

Таблица 2.2 — Измеренные активности и скорости реакций НАИ

№ НАИ Контейнер ЯЯ^А/л, х10"14 с"1 КК93тМ>, х10"14 с"'

Э Р Р/Э э Р Р/Э

2.30 2 1,52 1,43 0,94 4,69 4,46 0,95

2.32 3 1,51 1,40 0,93 4,89 4,50 0,92

2.36 6 1,60 1,45 0,91 5,15 4,47 0,87

Как и в предыдущем случае, наиболее адекватной расчетной схемой была признана схема, учитывающая дискретность контейнеров и потвэльное распределение относительного источника нейтронов.

Поскольку основной дозиметрической реакцией активации, используемой при определении флюенса нейтронов, воздействовавших на ОС при облучении, является реакция Ре(п,р)Мп с пороговой энергией ЗМэВ, а учет повреждающей дозы ведется для нейтронов с энергией выше 0,5 МэВ, важной характеристикой нейтронного поля является спектральный индекс 57о.5/з.о, определяемый как отношение плотности потока нейтронов с энергией выше 0,5МэВ к потоку нейтронов с энергией выше ЗМэВ. Анализ полученных и экспериментально верифицированных данных показывает, что влияние кассет-экранов на условия облучения ОС заключается не только в очевидном снижении плотности потока нейтронов, воздействующих на образцы, но и в существенном изменении нейтронного

спектра. Средние значения величины SI0.5/3.0 в каналах ОС реакторов с полной зоной и кассетами-экранами различаются в-1,3 раза и составляют 11,9 и 15,4 соответственно.

Существенное различие формы спектра в каналах ОС реакторов с полной активной зоной и активной зоной с КЭ, а также неравномерность распределения спектрального индекса по высоте каналов с ОС указывают на необходимость использования индивидуального значения SIo.s/з.о для каждого контейнера с учетом его аксиальной координаты и ориентации.

Анализ результатов измерений нейтронно-активационных индикаторов позволил верифицировать расчетные методики определения параметров нейтронного поля в местах облучения ОС и разработать методику расчетно-экспериментального определения ФБН на ОС КР ВВЭР-440.

ГЛАВА 3. ПРОГНОЗИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440 ПЕРВОГО ПОКОЛЕНИЯ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЗА ПРЕДЕЛАМИ ПРОЕКТНОГО СРОКА СЛУЖБЫ

3.1 Исследование повторного после отжига радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-440. Мониторинг изменения свойств металла корпусов реакторов ВВЭР-440 1-го поколения методом ускоренного дооблучения металла темплетов

Для реакторов ВВЭР-440 первого поколения, изготовленных из стали марки 15Х2МФА, проблема обеспечения эксплуатационного ресурса 30 лет была решена ослаблением степени радиационного охрупчивания сварных швов корпусов реакторов, расположенных напротив активной зоны, путем их отжига при определенных температурно-временных режимах обработки [Крюков A.M. (1994)]. Высокий темп радиационного охрупчивания этих материалов был обусловлен большим содержанием меди и фосфора в металле сварных швов.

Эффективность отжига была подтверждена вырезкой с внутренней поверхности корпуса реактора и исследованием металла темплетов [Штромбах Я.И. (1998)]. Для обоснования сроков безопасной эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения после отжига требовалось разработать модель повторного радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР-440.

Из-за крайней ограниченности экспериментальной информации по радиационному охрупчиванию материалов КР ВВЭР-440 при повторном облучении в конце 80-х - начале 90-х для прогноза поведения материала было предложено использовать, так называемые, аналоговые модели. Для описания повторного радиационного охрупчивания металла сварного шва №4 КР использовалась модель «горизонтального сдвига», которая состоит в горизонтальном переносе в точку, соответствующую состоянию материала после отжига, части кривой первичного охрупчивания, начинающейся от точки, равной значению ДТк -ДТа после отжига. Данная модель стала основой обоснования возможности эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения до 45 лет.

При создании и накоплении базы данных по повторному радиационному охрупчиванию материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 наряду с исследованием металла темплетов реализовывались исследовательские программы по изучению повторного после отжига радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов, где первичное и повторное после отжига облучение были реализованы в каналах образцов-свидетелей корпусов реакторов второго поколения.

На рисунке 3.1 приведено сравнение совокупности экспериментальных и рассчитанных по модели «горизонтального сдвига» данных при повторном облучении, полученных на образцах, изготовленных из темплетов, непосредственно после их вырезки из корпусов реакторов и после дооблучения в каналах для образцов-свидетелей

аналогичных реакторов ВВЭР-440, а также исследовательских образцов, облученных в каналах ОС после промежуточного отжига.

200

о

о

О 40 80 120

АТ эксперимент, С

120

160

200

Рисунок 3.1 - Сравнение экспериментальных и рассчитанных по модели «горизонтального сдвига» данных, полученных при повторном облучении

Из рисунка 3.1 можно сделать вывод о некотором излишнем консерватизме этой модели по отношению к результатам исследования металла темплетов — наиболее представительного материала с точки зрения обоснования срока службы конкретных корпусов реакторов, из которых они и вырезались.

Хотя модель «горизонтального сдвига» и позволила выполнить обоснование эксплуатации корпусов реакторов до 45 лет, но критическая температура хрупкости металла швов корпусов реакторов рассчитанная согласно этой модели достаточно быстро достигала значений близких к предельным для металла КР с точки зрения обеспечения сопротивления хрупкому разрушению. В этом случае при эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440 за пределами проектного срока службы потребовалось:

1) экспериментальное подтверждение консервативности выполненного прогноза с помощью повторных вырезок и дооблучения металла темплетов,

2) уточнение скорости набора повреждающей дозы нейтронов на стенке корпуса реактора,

3) разработка новой статистически и физически обоснованной модели повторного после отжига РО для металла шва КР ВВЭР-440 первого поколения.

Для мониторинга за состоянием корпуса реактора в процессе повторного облучения была принята идеология, основанная на испытании образцов, изготавливаемых из темплетов, периодически вырезаемых из материалов сварных швов корпусов действующих реакторов, подвергнутых отжигу. Ввиду очевидной нежелательности и трудоемкости частой вырезки темплетов, а также с целью возможности получения прогнозной оценки, была предложена программа ускоренного дооблучения материала темплетов в каналах для образцов-свидетелей КР ВВЭР-440 с полной загрузкой зоны (с фактором опережения -20) и с кассетами-экранами на периферии зоны (с фактором опережения ~6). Поскольку эти результаты должны подтверждать принятую кинетику радиационного охрупчивания металла стенки корпуса реактора, необходимо обоснование представительности полученных после дооблучения результатов по отношению к металлу сварного шва корпуса реактора.

Экспериментально-аналитическое обоснование необходимости учета эффекта флакса в зависимости от содержания меди в материалах КР ВВЭР-440 дано в работе [Чернобаева А.А. (2009)].

В тоже время, с точки зрения анализа необходимости учета эффекта флакса для повторного после отжига РО металла швов КР ВВЭР-440 1-го поколения, где изначально в материале содержание меди достигает 0,2%, требуется проанализировать данные микроструктурных исследований, выполненных на металле прошедшем облучение, отжиг и повторное облучение. Согласно результатам микроструктурных исследований [Рага§е Р. (1997), Гурович Б.А., Кулешова Е.А. и др. (1998), Забусов О.О. и др. (2003)] под действием облучения происходит формирование медно-обогащенных кластеров с сегрегацией фосфора на них. Отжиг не приводит к возврату меди в ферритную матрицу, а приводит к преобразованию мелких кластеров в более крупные медные преципитаты за счет перерастворения. Количество крупных преципитатов на два порядка меньше, чем общее после первичного облучения, а концентрация меди в твердом растворе металла корпусов реакторов, прошедших облучение, отжиг и повторное облучение находится на уровне 0,04+0,01 ат.%.

Результаты этой работы хорошо согласуются с результатами исследования изменения критической температуры хрупкости материала КР ВВЭР-440 на стадии повторного после отжига облучения. Продемонстрировано отсутствие зависимости сдвига критической температуры хрупкости при после отжиговом облучении от содержания меди в металле сварных швов (рисунок 3.2).

300 250

О

О 200

100 50

0,14 0,16 0,18 0,20 0 32 0.24

Содержание меди в металле, %

Рисунок 3.2 - Изменение критической температуры хрупкости (ДТк) при повторном после отжига и первичном облучении в зависимости от концентрации меди в металле и при постоянном содержании фосфора 0,04%

Приведенные соображения явились основанием для исключения флакса быстрых нейтронов при повторном облучении из числа статистически значимых параметров.

Это означает, что экспериментальные результаты, полученные при облучении после отжига с разной плотностью потока быстрых нейтронов, можно рассматривать как единый массив экспериментальных результатов при разработке моделей радиационного охрупчивания и при прогнозировании с ее использованием состояния материала КР на сроки, превышающие проектные, внесение специальных поправок не требуется.

Таким образом, выбранная стратегия ускоренного дооблучения темплетов, вырезанных их металла корпуса реактора после отжига, для мониторинга послеотжигового состояния металла стенки КР ВВЭР-440 первого поколения представительна по условиям облучения, реализуемым в каналах образцов-свидетелей КР ВВЭР-440 второго поколения (как по температуре, так и по скорости облучения).

Металл шва корпуса реактора ВВЭР-440

Р ~ 0.04 %, Р - (4,0-5,0)ж1023 нейтрон/м2

• - повторное после отжига

облучение

О - первичное облучение

л •

9 • А

Выполненный комплекс работ по мониторингу состояния металла корпусов реакторов ВВЭР-440 при повторном после отжига облучении позволил не только расширить базу экспериментальных результатов по повторному радиационному охрупчиванию и обосновать безопасность эксплуатации корпусов реакторов до 45 лет, но и отказаться от дополнительных вырезок из КР, предусмотренных техническими решениями на их эксплуатацию.

На рисунках 3.3 (а) и (б) в качестве примера представлены кинетики повторного радиационного охрупчивания материалов КР блока № 3 Нововоронежской АЭС и блока № 2 Кольской АЭС с результатами исследования темплетов, вырезанных из этих корпусов реакторов и ускоренно дооблученных в каналах образцов-свидетелей.

Флюенс, 1022 нейтрои/м2 (ЕХ),5 МэВ)

а)

Флюенс, 1022 нейтрон/м2 (ЕХ),5 МэВ)

б)

Рисунок 3.3 - Кинетика изменения критической температуры хрупкости МШ №4 корпуса реактора блока №3 Нововоронежской АЭС (а) и блока №2 Кольской АЭС (б) в сопоставлении с результатами исследования темплетов в состоянии после вырезки и дооблучения в каналах образцов-свидетелей реакторов ВВЭР-440

3.2 Разработка модели повторного радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 при эксплуатации за пределами проектного срока службы

Для обоснования сроков эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения, превышающих проектные на 15 лет и более, требуется разработка новой модели повторного после отжига РО для металла сварного шва этих корпусов. При этом должен быть учтен максимально возможный из имеющихся объем данных, полученный как в рамках исследования металла темплетов, так и при реализации исследовательских программ. Разрабатываемая модель должна быть:

• консервативна к имеющемуся массиву экспериментальных данных и статистически обоснована;

• адекватна экспериментальным результатам и физически обоснована результатами микроструктурных исследований;

• менее консервативна, чем модель «горизонтального сдвига» в диапазоне значений ФБН, соответствующих эксплуатации корпусов реакторов до 45 лет и более. Предпосылками для успешного решения поставленной задачи являлись

экспериментальные результаты исследования натурного металла темплетов, вырезанных из сварных швов №4 КР ВВЭР-440 первого поколения, в состоянии как непосредственно после вырезки, так и после ускоренного дооблучения. Из которых следовало, что темп радиационного охрупчивания металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 при повторном облучении ниже, чем при первичном и, что модель «горизонтального сдвига», возможно, переоценивает величину сдвига критической температуры хрупкости при повторном после отжига облучении.

Заслуживает внимания экспериментальное сравнение результатов по определению предела текучести материалов сварных швов корпуса реактора ВВЭР-440 в исходном состоянии и после пострадиационного отжига по режимам 475°С/150 часов и 560°С/2 часа. Данные, приведенные на рисунке 3.4 в графическом виде, демонстрируют существенное отличие величины предела текучести для одних и тех же материалов в исходном и отожженном после облучения состояниях.

Состояние материала

Рисунок 3.4 - Диапазон изменений предела текучести материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 в различных состояниях

Таким образом, на основе изложенного можно утверждать, что состояние материала сварного шва КР ВВЭР-440 после первичного облучения и последующего отжига существенно отличается от его состояния в необлученном состоянии. И, по сути, возможно рассматривать кинетику повторного после отжига РО МКР в таком состоянии как поведение «нового» материала полученного в результате специфической обработки облучением быстрыми нейтронами и последующей термообработкой по режиму

475°С±15°С в течение 100 - 150 часов, где состояние материала перед повторным облучением характеризуется величиной Тк после отжига. Поэтому при построении адекватной модели РО при повторном (после отжига) облучении следует опираться на базу экспериментальных данных после повторного облучения.

Эволюция модели повторного радиационного охрупчивания МКР ВВЭР-440 приводила как к более сложным моделям с большим количеством параметров, так и к более простым. Но во всех случаях попытка построить статистически обоснованную модель на объединенной базе данных экспериментальных результатов исследования металла темплетов и исследовательских программ не привела к желаемому результату разработки зависимости снижающей по сравнению с моделью «горизонтального сдвига» оценку величины повторного радиационного охрупчивания для длительных сроков эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440. Обращал на себя и очевидный факт различия в оценке кинетики повторного радиационного охрупчивания материалов исследовательских программ и металла темплетов.

Очевидным отличием в условиях получения экспериментальных результатов этих частей базы данных является скорость набора повреждающей дозы нейтронов при первичном облучении. Для материала темплетов флакс первичного облучения составляет ф ~ ЮЫ"1015м~2 с \ а для образцов исследовательских программ - <р ~ К)'5 - 101бм2 с

Выполненные микроструктурные исследования материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 исследовательских программ при повторном после отжига облучении в сопоставлении с результатами томографических атомнозондовых исследований материалов темплетов сварного шва корпуса реактора ВВЭР-440 [Рогожкин С.В. и др. (2009-2013)] позволили прийти к выводу о существенном отличии структуры материала после облучения и отжига при различной скорости набора повреждающей дозы перед отжигом.

Первым шагом к учету этого фактора явилось разделение базы данных на две части и построение модели РО для прогнозирования состояния металла сварных швов КР при повторном облучении только по результатам исследования темплетов, как наиболее представительным по отношению к стенке корпуса реактора.

Такая обработка экспериментальных результатов была выполнена, и модель вида (3.1) стала основой для выпуска новой методики по оценке повторного после отжига РО материалов КР ВВЭР-440 первого поколения.

Tkre_ilT = Tka+ 632x(C/>-0,023)XAF05+2ct, (ст=17,5) (3.1)

где Тк*"1" - критическая температура хрупкости МШ при повторном облучении, 1\а — критическая температура хрупкости МШ после отжига, Ср — концентрация фосфора в металле, вес. %, AF - приращение ФБН при повторном облучении в единицах Ю22нейтрон/м2 (Е>0,5 МэВ).

На рисунке 3.5 представлено сопоставление рассчитанных по модели (3.1) и измеренных значений сдвига критической температуры хрупкости как для результатов исследования металла темплетов повторно облученных с различной скоростью, так и для результатов исследовательских программ. Анализ данных с очевидностью демонстрирует корректность и консервативность модели (3.1) по отношению к результатам исследования металла темплетов, вырезанных из сварного шва №4 корпусов реакторов и дооблученных в каналах образцов-свидетелей. В тоже время модель (3.1) не консервативна к большому количеству экспериментальных результатов, полученных в рамках исследовательских программ при ускоренном первичном и повторном после отжига облучении.

•к Темплеты

О Исследовательские Программы

ОН'-.-1-.-г—-1-i-1-i-

О 40 80 120 160 200

ДТК эксперимент,°С

Рисунок 3.5 - Сопоставление измеренных и рассчитанных по модели (3.1) значений ДТУе|гт для результатов исследования темплетов и образцов исследовательских

программ

Для улучшения модели стоит учитывать, что мерой состояния материала перед повторным облучением может служить величина критической температуры хрупкости после отжига. Поиск модели, учитывающий это факт, привел к функциональному выражению (3.2). В предложенной модели введено значение критической температуры хрупкости материала после пострадиационного отжига Т^а. Из формулы следует, что чем выше значение Ть , т.е. чем в более упрочненном состоянии находится материал после первичного облучения и отжига, тем ниже темп повторного радиационного охрупчивания при одинаковом содержании фосфора в материале.

Tkre irr = Tka+ 646х( СР -0,02) хе п'0""|,тка) х AF036+2a, (о=17,2) (3.2)

где AF - приращение ФБН при повторном облучении в единицах 1022нейтрон/м2 (Е>0,5 МэВ).

На рисунке 3.6 представлено сопоставление рассчитанных по модели (3.2) и измеренных значений сдвига критической температуры хрупкости как для результатов исследования металла темплетов повторно облученных с различной скоростью, так и для результатов исследовательских программ. Анализ данных с очевидностью демонстрирует корректность и консервативность на уровне доверительной вероятности 95% модели (3.2) ко всей существующей базе данных по повторному радиационному охрупчиванию металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440.

200160-

О

о

120-

а> т и

со 80-а.

!< 4000 40 80 120 160 200

ДТК эксперимент,°С

Рисунок 3.6 - Сопоставление измеренных и рассчитанных по модели (3.2) значений ДТкге пт для результатов исследования темплетов и исследовательских программ

3.3 Уточнение величины флюенса быстрых нейтронов на стенке корпуса реактора ВВЭР-440. Рассмотрение возможности эксплуатации корпусов реакторов за пределами проектного срока службы

С целью получения экспериментальных данных, пригодных для обоснования расчетных методов, на реакторах типа ВВЭР-440 проводятся такие мероприятия, как нейтронно-активационные измерения у внешней поверхности корпуса реактора и отбор проб металла - темплетов, с внутренней поверхности корпуса реактора.

Полученные результаты используются для расчетно-экспериментального обоснования методик определения флюенса быстрых нейтронов на внутренней поверхности корпусов реакторов ВВЭР-440 с целью снижения консерватизма при прогнозировании их остаточного ресурса.

В России подобные измерения у внешней поверхности корпусов реакторов выполняются периодически для всех эксплуатирующихся реакторов ВВЭР-440.

Одно из наиболее масштабных расчетно-экспериментальных исследований, направленное на уточнение распределений нейтронных полей у внешней поверхности корпусов реактора типа ВВЭР-440/230, было проведено на Кольской АЭС при участии ведущих организаций — НТЦ ЯРБ, НИЦ «Курчатовский институт» и ОКБ «Гидропресс».

Облучение нейтронно-активационных индикаторов (НАИ) проводилось у внешних поверхностей корпусов реакторов блоков № 1 и 2 Кольской АЭС. Нейтронно-активационные измерения проводились совместно НТЦ ЯРБ и НИЦ «Курчатовский институт», причем каждая организация устанавливала собственные наборы НАИ и проводила независимые измерения активности.

С использованием различных методик и расчетных моделей реактора выполнен расчет скоростей реакций и соответствующих активностей нейтронно-активационных детекторов, облучавшихся у внешней поверхности корпуса реактора ВВЭР-440/230 блоков № 1 и 2 Кольской АЭС. Расчеты выполнялись в НТЦ ЯРБ, НИЦ «Курчатовский институт» и ОКБ «Гидропресс». Сравнительный анализ результатов расчетов и эксперимента показал, в целом, удовлетворительное соответствие результатов расчетов всех организаций полученным экспериментальным данным.

В целом, с разумной долей консерватизма, можно считать, что при использовании потвэльного распределения источника на периферии активной зоны и при учёте особенностей конструкции реактора неопределённость расчёта скорости накопления флюенса (СНФ) нейтронов с порогами выше -0,5-3 МэВ на внешней поверхности корпуса реактора такова же, как для расчётных значений активности использованных нейтронно-активационных детекторов, т.е. не превышает ±10 %.

Вторым надежным источником получения экспериментальных данных для обоснования значений флюенса быстрых нейтронов в критических точках корпуса реактора является измерение активности изотопа 54Мп в пробах металла, отбираемых от темплетов, вырезанных с внутренней поверхности корпуса реактора.

Сравнение выполненных измерений проб металла темплетов из сварных швов №4 блоков №1 и 2 Кольской АЭС и проведенных расчетов демонстрирует удовлетворительное соответствие расчетных и экспериментальных данных активности Мп. В большинстве случаев максимальные расхождения составляют ±10%. На рисунке 3.7 приведено сравнение расчетных и экспериментальных активностей 54Мп в темплетах, вырезанных из КР блока №2 Кольской АЭС.

Аналогичные результаты получены при сравнении расчета и эксперимента для темплетов, вырезанных в 2003 году из КР блока №3 НВАЭС. Так, для темплетов из МШ № 4 значения Р/Э (Р - расчет, Э - эксперимент) находятся в диапазоне 1,03-1,09 при среднем значении 1,07, а для темплета, вырезанного из основного металла, Р/Е равно 1,05.

В результате выполненных измерений на внешней и внутренней поверхностях корпусов реакторов ВВЭР-440 проведена верификация расчетных моделей и сделаны консервативные оценки флюенса нейтронов на элементах корпусов реакторов ВВЭР-440.

О 5 10 15 20 25 30

Угол, градуы

Рисунок 3.7 - Сравнение расчетных и экспериментальных активностей 54Мп в темплетах вырезанных из КР 2-го блока Кольской АЭС

Выполненный комплекс работ по уточнению величины плотности потока и флюенса быстрых нейтронов на сварных швах №4 корпусов реакторов ВВЭР-440 в сочетании с прогнозированием кинетики радиационного охрупчивания материала сварных швов при повторном после отжига облучении позволяет спрогнозировать возможные сроки эксплуатации этих корпусов реакторов по критерию обеспечения хрупкой прочности металла сварного шва №4, как наиболее критичного элемента в обеспечении срока службы корпуса реактора.

С учетом разработанной в параграфе 3.2 усовершенствованной модели (3.2) повторного радиационного охрупчивания материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 и уточненных по результатам верификационных измерений прогнозных оценок накопления флюенса быстрых нейтронов на стенке корпуса реактора ниже представлена оценка возможности обоснования эксплуатации корпусов реакторов блоков №1 и 2 Кольской АЭС более 45 лет.

Из представленных на рисунке 3.8 зависимостей следует, что предложенная новая статистически обоснованная усовершенствованная модель повторного радиационного охрупчивания материалов сварных швов КР ВВЭР-440, с одной стороны, консервативна по отношению ко всем результатам исследования темплетов, а с другой стороны, менее консервативна, чем модель «горизонтального сдвига», что обеспечивает более длительные обоснованные сроки эксплуатации КР. Таким образом, в результате выполненного комплекса работ получены данные, подтверждающие безопасность эксплуатации за пределами проектного срока службы и позволяющие обосновать возможность длительного (более 45 лет) срока эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения с точки зрения обеспечения прочности сварных швов №4.

200

150

и

о

"а

н

100

250

Флюенс, 10й нейтрон/м2 (Е>0,5 МэВ)

а)

и

о

"а

н

200

150

100

50

вырезка темплетов

• дооблучение в КАЭС-3

о дооблучение в РАЭС-1

\ : ✓ 1 модель

/ о • О

/ (/ 2009

! ¡/** * О ^

1 2001 и 00 и

1999 о ^ о

г гч Н V Ч 1Л тГ N н V ч о ЧО

120

0 20 40 60 80 100

Флюенс, 10" нейтрон/м2 (Е>0,5 МэВ)

б)

Рисунок 3.8 — Радиационное охрупчивание металла сварного шва №4 корпуса реактора блока №1 Кольской АЭС (а) и корпуса реактора блока №2 Кольской АЭС (б)

Глава 4. МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ ПРОДЛЕНИЯ РЕСУРСА КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000

В проблеме обеспечения надежной эксплуатации КР ВВЭР-1000, связанной с РО корпусных материалов, рассматриваются две основные практические задачи: (1) обеспечение корректного контроля (надзора) за текущим состоянием материала КР, (2) получение прогнозной оценки реального ресурса КР. Прежде всего, решение этих задач обеспечивается посредством реализации программ образцов-свидетелей корпусов реакторов. Исследованию условий облучения образцов-свидетелей и обеспечению их представительности посвящен раздел 4.1. В разделе 4.2 рассмотрены вопросы прогнозирования радиационного охрупчивания материалов корпуса реактора ВВЭР-1000

с использованием результатов программ образцов-свидетелей и результатов исследовательских программ.

4.1 Обоснование и обеспечение представительности по условиям

облучения программ образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-1000

Корректность условий облучения считается обеспеченной, если выполнены следующие условия:

1) Температура образцов-свидетелей при облучении соответствует температуре стенки корпуса реактора при эксплуатации. Удовлетворительным считается совпадение температур в пределах ± 10°С;

2) Точность определения флюенса быстрых нейтронов на каждом образце не хуже

± 15%;

3) Плотность потока быстрых нейтронов (Е>0,5 МэВ) в местах облучения (ОС) не более чем в 5 раз отличается от плотности потока быстрых нейтронов на стенке корпуса реактора.

Для определения выполнения этих условий для программы ОС КР ВВЭР-1000 выполнены специальные исследования, включавшие подготовку и облучение в течение одной топливной кампании специальных экспериментальных (метрологических) контейнерных сборок, оснащенных расширенным набором нейтронно-активационных мониторов и дополнительным к штатным мониторам температуры на основе алмазного порошка (ИМТК) набором плавких мониторов температуры (ПМТ). Облучение макетных сборок образцов-свидетелей было проведено в реакторе ВВЭР-1000 блока № 1 Балаковской АЭС.

Результаты исследования температурных мониторов, которые были установлены в метрологических сборках, свидетельствуют о том, что максимальная температура облучения образцов-свидетелей корпуса реактора ВВЭР-1000 составляет ~ 300°С. Данные ИМТК и ПМТ подтверждают представительность программ образцов-свидетелей с точки зрения температуры образцов при облучении.

Для получения верификационных данных по характеристикам нейтронного поля в местах облучения образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-1000 были проведены измерения активностей различных дозиметрических мониторов, облученных в составе метрологических контейнерных сборок. Одновременно в НИЦ «Курчатовский институт» были выполнены трехмерные расчеты параметров нейтронного поля для тех же мест облучения.

Среднее по всему массиву измерений согласие расчёта и эксперимента было признано удовлетворительным - средние расхождения не превышают нескольких процентов. Было установлено, что используемые в расчетно-экспериментальной дозиметрии эффективные сечения дозиметрических реакций (аэфф) и спектральные индексы (Б1) существенно меняются от образца к образцу. Для наиболее важного из них 5'1о.5/з.о диапазон изменения составил 1,44 в сборке 1Ь1 и 1,51 в сборке 1ЬЗ.

Погрешность расчёта эффективных сечений и спектральных индексов лежит в диапазоне ±(5-10)%. Тем самым показано, что определение флюенса должно выполняться индивидуально для каждого образца каждой контейнерной сборки каждой выгрузки каждого реактора.

Далее рассмотрены некоторые особенности реализации программ ОС для корпусов реакторов ВВЭР-1000.

Штатная программа образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-1000 состоит из шести облучаемых комплектов. Контейнерные сборки (КС) только первых трех комплектов имеют двухуровневые контейнерные сборки. Первые три комплекта ОС, как правило, выгружаются и исследуются в первые 17-20 лет эксплуатации корпуса реактора.

В то же время реализуемый в настоящее время перевод российских реакторов на новый тип топлива с увеличенной высотой топливного столба существенно сказывается

на условиях облучения штатных программ ОС КР ВВЭР-1000. Проведенные исследования показали, что при переходе на эксплуатацию реактора с ТВС с увеличенной высотой топливного столба, при номинальной мощности реактора происходит повышение более чем в три раза коэффициентов опережения облучения ОС по отношению к внутренней поверхности КР.

Кроме того, штатные комплекты ОС не имеют адекватного сопровождения нейтронно-активационными детекторами (НАД), что при переходе на тепловыделяющие сборки (ТВС) с увеличенной высотой топливного столба может привести к невозможности определения флюенса быстрых нейтронов на образцах за весь период облучения, в т.ч. за переходные кампании.

В связи с этим, для обеспечения мониторинга изменения свойств материала КР после выгрузки двухэтажных комплектов ОС, с учетом продления срока службы реакторов ВВЭР-1000 до 60 лет и более, необходимо выполнить модернизацию остальной части штатной программы ОС. Для уточнения изменения условий облучения ОС, находящихся в реакторе, и для обоснования принципов формирования и определения сроков облучения модернизированных комплектов необходимо выполнить экспериментальное исследование метрологических контейнерных сборок, облучаемых с расширенными наборами нейтронно-активационных детекторов в период переходных кампаний работы реактора.

Одновременно для валидации расчетов параметров нейтронного поля на стенке корпуса реактора и оценки коэффициентов опережения на ОС выполняется постоянный мониторинг флюенса нейтронов у внешней поверхности КР.

По результатам исследования метрологических контейнерных сборок и мониторинга потока нейтронов на внешней поверхности корпуса реактора разрабатывается решение о сроках и объемах исследования и/или модернизации одноэтажных комплектов облучаемых ОС.

Основная цель модернизации одноэтажных комплектов облучаемых ОС -подобрать каждому образцу такое место в контейнерной сборке и так определить срок выгрузки из реактора, чтобы после облучения можно было сформировать запланированное количество групп образцов для проведения механических испытаний с разбросом флюенса по образцам группы не более ±10% от среднего.

В настоящее время уже проведена модернизация нескольких комплектов облучаемых образцов-свидетелей корпуса реактора 1-го блока Хмельницкой АЭС и одного комплекта образцов-свидетелей 1-го блока Балаковской АЭС. По заказу эксплуатирующей организации ОАО «Концерн Росэнергоатом» разработана и предложена к реализации программа модернизации штатных программ образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-1000 при эксплуатации до 60 и более лет.

4.2 Обоснование кинетики радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 эксплуатации за пределами проектного срока службы

4.2.1 Исследование радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при ускоренном облучении

База данных по радиационному охрупчиванию материалов КР ВВЭР-1000 (стали марок 15Х2НМФА (15Х2НМФА-А) и соответствующие им сварочные материалы с высоким до 1,9% содержанием никеля) состоит из результатов исследования ОС, которые облучаются по отношению к стенке КР с коэффициентом опережения от 0,5 до 5 и результатов исследовательских программ, где облучение проводится в 20 - 400 раз быстрее стенки КР.

Наиболее представительным источником для разработки моделей радиационного охрупчивания для материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 являются результаты исследования ОС. Ускоренные облучения проводятся в рамках исследовательских программ в исследовательских или энергетических реакторах. 22

Для ускоренных облучений материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000, полученных в настоящей работе, использовалось две методики: облучение в энергетическом реакторе блока №5 Нововоронежской АЭС (НВАЭС) и облучение в исследовательском реакторе ИР-8. В обоих случаях была обеспечена представительность облучений с точки зрения температуры образцов.

Первый анализ результатов исследовательских программ по радиационному охрупчиванию материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 показал явную зависимость темпа радиационного охрупчивания материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 от содержания никеля и более крутой (близкий к линейной) вид зависимости, чем

Флюенс (ЕХ).5 МэВ), х10и м"!

Рисунок 4.1 - Радиационное охрупчивание материалов сварных швов корпусов реакторов

ВВЭР-1000 при «ускоренном» облучении для различного содержания никеля

Выполненный в то время анализ объединенной базы данных образцов-свидетелей и исследовательских программ позволил предложить новую зависимость для консервативной оценки радиационного охрупчивания материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 для значений флюенсов вплоть до 6,5-1023 нейтрон/м2 (Е>0,5 МэВ), которая уже учитывала влияние концентрации никеля на радиационное охрупчивание материалов, но слишком консервативно оценивала величину радиационного охрупчивания:

ДТк = 28 + 8,4 С^ Р1/3, °С, (4.1)

где Е - флюенс быстрых нейтронов (Е>0,5 МэВ) в единицах 1022 нейтрон/м2, См -концентрация никеля в металле, вес. %.

Необходимо отметить, что накопление данных по радиационному охрупчиванию материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 в то время носило во многом стихийный характер. Так, во-первых, значения величины накопленного флюенса быстрых нейтронов при облучении в энергетических реакторах прогнозировалось с недостаточной точностью из-за большого градиента потока быстрых нейтронов в местах расположения образцов, а во-вторых, было связано с периодами реализуемых на энергоблоке топливных кампаний.

Расширение существующей базы данных для прогнозирования длительных сроков эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-1000, решение задачи по исследованию влияния плотности потока на радиационное охрупчивание материала и возникшей позже задачи исследования материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при повторном после отжига облучении (см. главу 5) потребовали создания специального экспериментального комплекса, который бы обеспечивал облучение образцов в контролируемых и регулируемых по температуре условиях, а также позволял выполнять облучение до прогнозируемых с достаточной точностью величин флюенса быстрых нейтронов.

4.2.2 Разработка техники и методики ускоренных радиационных испытаний

материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с использованием уникальной установки 0 реактора ИР-8

Для облучения образцов материалов корпусных сталей на реакторе ИР-8 НИЦ «Курчатовский институт» была создана исследовательская облучательная база с использованием вертикальных экспериментальных каналов в отражателе реактора. В вертикальных каналах могут устанавливаться экспериментальные ампульные устройства (АУ) для облучения опытных образцов конструкционных материалов.

На рисунке 4.2 представлена схема конструкции экспериментального устройства в виде цилиндрической ампулы, в которой находятся опытные образцы в герметичном корпусе. На этом корпусе размещается электронагреватель, который обеспечивает поддержание заданной температуры опытных образцов. Измерение температур элементов корпуса экспериментального устройства осуществляется с помощью термопар типа ХА. Одна из них постоянно подключена к терморегулятору.

Рисунок 4.2 - Общий вид реактора ИР-8 и экспериментального устройства для облучения образцов

В качестве примера на рисунке 4.3 приведены результаты измерения температур опытных образцов конструкционных материалов и мощности реактора при испытании АУ в ячейке отражателя. Важнейшим условием реакторного эксперимента с использованием АУ являлось поддержание температуры образцов при облучении в пределах ± 5°С.

1

----- 1

з -

/_

-

О 400 »00

Время, час

Рисунок 4.3 - Измерения температур опытных образцов при облучении в течение цикла облучения (1,2-максимамальная и минимальная температура образцов; 3 - тепловая

мощность реактора)

Нейтронно-физические расчеты проводились с использованием созданного для этих целей атласа, в котором представлено точное знание текущих характеристик полей нейтронов в реакторе и прогнозирование изменения их со временем. При подготовке нейтронного атласа в НИЦ «Курчатовский институт» была разработана специализированная прецизионная программа расчёта полей нейтронов реактора ИР-8 МСи, основанная на методе Монте-Карло, и программа расчёта изменения изотопного состава с учётом особенностей ИР-8.

Сравнение условий облучения в отражателе ИР-8 с плотностью потока на внутренней поверхности корпуса реактора ВВЭР-1000 показывает, что при облучении образцов в ампульных устройствах ИР-8 можно обеспечить опережение в скорости облучения по отношению к внутренней поверхности корпуса реактора в диапазоне от 50 до 400 раз.

Таким образом, на исследовательском реакторе ИР-8 была разработана облучательная база, которая обеспечила проведение комплекса облучений опытных образцов из стали марки 15Х2НМФА и ее сварных соединений до флюенсов ~ 1024 нейтрон/м2 и более при температуре образцов 290±10°С.

Сравнение экспериментальных результатов измерения плотностей потоков быстрых нейтронов по высоте АУ с расчётными данными показало их совпадение в пределах погрешностей расчёта и эксперимента (рисунок 4.4).

2 о

Я

о

А

е е

4.50Е+12

3.50Е+12

2.50Е+12

5.00Е+11

асстояние от низа активной зоны, см

Рисунок 4.4 — Распределение плотностей потоков быстрых нейтронов с Е>0,5МэВ по высоте канала ячейки 6-4, приведенное на мощность 1 МВт

4.2.3 Прогнозирование радиационного охрупчивания материалов корпусов

реакторов ВВЭР-1000 по результатам испытания образцов-свидетелей.

Корректное модельное представление изменения свойств материалов корпусов реакторов при одновременном воздействии потока быстрых нейтронов и температуры, а также правильный учет влияния различных условий облучения на результат, получаемый при исследованиях механических свойств, возможен только при понимании механизмов радиационного охрупчивания. Проведение микроструктурных исследований [Гурович Б.А., Кулешова Е.А. и др. (1996-2005)] на ускоренно облученных образцах показало, что результирующий эффект сдвига температуры вязко-хрупкого перехода на поздних стадиях облучения, близких к проектным, для КР ВВЭР-1000 (свыше 6,0x1023 нейтрон/м2) обусловлен синергическим действием механизмов радиационного упрочнения и сегрегаций примесей на границах зерен. В отличие от этого, микроструктурные исследования металла ОС, выполненные даже при небольших величинах флюенса быстрых нейтронов, но при больших временах выдержки, показали значительный уровень сегрегации фосфора на границах бывших аустенитных зерен.

Поэтому для адекватного прогнозирования деградации свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 под воздействием нейтронного потока и температуры необходимо учитывать склонность данных материалов к отпускной хрупкости и тепловому старению [Николаев Ю.А. (2007)].

Облучение МКР ВВЭР-1000, наряду с образованием сегрегаций фосфора на поверхностях раздела за счет радиационно-ускоренной диффузии, приводит также к образованию радиационных дефектов и радиационно-индуцированных никель-марганцевых преципитатов, состав и кинетика накопления которых зависит от химического состава материала и, возможно, условий облучения. Поэтому при анализе радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов механизмы деградации свойств подразделяют на упрочняющие и неупрочняющие.

Необходимо отметить некоторые особенности, выявленные при анализе экспериментальных результатов определения сдвигов критической температуры хрупкости металла шва КР ВВЭР-1000. При исследовании 2-х и 3-х комплектов ОС ряда блоков ВВЭР-1000 в диапазоне флюенсов (1-5)х1023 нейтрон/м2 отмечается, что дозовая зависимость ДТК, построенная по результатам испытания образцов одного материала, находившихся одинаковое время под нейтронным облучением и в одинаковых температурных условиях, хорошо описывается функцией близкой к линейной. Причем заметим, что для образцов металла шва, находившихся длительное (> 50000 часов) время под облучением, эта зависимость пересекает ось ординат не в нулевой точке (рисунок 4.5), что может бьггь связано с эффектом термического старения одновременно реализуемом в МКР при облучении. В тоже время результаты ускоренных (< 10000 часов) облучений хорошо описываются близкой к линейной зависимостью, выходящей из начала координат.

О

о _

1-

<

100 90 80 70 60 50 40 30 20 10 0

щ- •

/

А N¡=1,88% Мп=1,1%

■ N¡=1,88% Мп=0,97%

• N¡=1,76% Мп=0,98%

★ N¡=1,59% Мп=0,85%

10

20

30

40

50

60

Флюенс, 1022 м-2

Рисунок 4.5 - Зависимости сдвига критической температуры под облучением для ОС металлов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с разным содержанием никеля и марганца (время облучения ~ 100 000 часов)

Поэтому было предложено условно разделить общее изменение критической температуры хрупкости материала корпусов реакторов ВВЭР-1000 под облучением на две составляющие - термическую и радиационную.

Именно исходя из вышеперечисленных соображений, в работах, выполненных совместно НИЦ «Курчатовский институт» и ЦНИИ КМ «Прометей» было выдвинуто предположение, что сдвиг критической температуры хрупкости материалов при

облучении модельно можно представить результатом двух аддитивных процессов: радиационного охрупчивания, связанного как с образованием радиационно стимулированных никель-марганцевых преципитатов и дислокационных петель, так и радиационно-индуцированных внутри- и межзеренной сегрегацией фосфора, и термического старения, реализующегося при временах до 100 ООО часов в виде функции с экстремумом, а дальше сохраняющего постоянную величину.

В этом случае сдвиг критической температуры хрупкости, наблюдающийся на образцах-свидетелях и приписываемый изменению свойств металла корпуса реактора, был модельно представлен как сумма радиационного ДТр и теплового ДТт охрупчивания:

ДТ, ^ , 0 = ДТт (Г) + Д7> ), (4.2)

где ДТт описывается формулой .

ДТт(0 = Д7Г +ЬТМ^;) ' (4.3)

а ДТр описывается формулой

(-р V8

ДГр = А„ I —I > (Ро=1,ОхЮ22 нейтронов/м2) (4.4)

Д7'Г', Ьт, 1от, 1т, Ар, т — параметры, соответствующие результатам исследования образцов-

свидетелей ВВЭР-1000.

В формуле (4.3) АТ, =18°С при временах выдержки более 100 ООО часов.

Данный подход позволил на базе результатов испытания образцов-свидетелей разработать новые современные нормативные зависимости для определения изменения свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при эксплуатации, в которых для консервативной оценки изменения свойств металла корпуса реактора к зависимости (4.2) добавлен коэффициент запаса, соответствующий верхней 95% огибающей экспериментальных значений.

^КГ^+КГ^+а (4.5)

Граница применимости данных зависимостей определяется той базой данных, по результатам которой она создана, и по флюенсу быстрых нейтронов равна 6,0x1023 нейтрон/м2

В результате регрессионного анализа получены следующие значения параметров ДТ,'пГ, 1от, ^т, Ьт и о для облучаемых материалов.

Материал Ьг, °С 1от, час 1г, час ДТ'пГ, °С со, °С

основной металл 26,2 32700 40700 2 38

металл шва с содержанием никеля <1,3% 26,2 32700 40700 2 20

металл шва с содержанием никеля >1,5% 10,1 23200 40900 18 20

Значение коэффициента радиационного охрупчивания Ар для основного металла независимо от химического состава равно 1,45, а для металла сварного шва вычисляется по формуле:

Л„ = 0.703 ехр (0.883 {С№ + См„ - 3.885 Ся) (4 6)>

где Смп - концентрация марганца в металле, вес. %, С?, - концентрация кремния в металле, вес. %,

Расчет по приведенным формулам справедлив для вариаций содержания химических элементов в рамках требований технических условий на материал корпусов реакторов ВВЭР-1000. Зависимости (4.2-4.4) в настоящее время используются в качестве нормативных для материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000.

Необходимо отметить, что выход на постоянное значение температурной составляющей сдвига критической температуры хрупкости AT¡°r при временах более 100 000 часов является допущением, которое требует дальнейших исследований микроструктуры и прочностных свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 после температурного старения при рабочих температурах и временах выдержки 200 000 часов и более, так как при этих длительностях вероятно значимое увеличение содержания фосфора на границах зерен, что может привести к росту величины охрупчивания материала по механизму отпускной хрупкости, а не сохранению постоянного значения.

4.2.4 Прогнозирование радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при различной скорости облучения быстрыми нейтронами

Ввиду ограниченности базы данных образцов-свидетелей по максимальному значению флюенса быстрых нейтронов получение прогнозных значений по изменению свойств МКР при длительных временах эксплуатации возможно лишь при ускоренном облучении материала. Под «ускоренным» облучением предполагается облучение с плотностью потока быстрых нейтронов (Е>0,5 МэВ) 100-3000x10й нейтрон/м2 сек. Из анализа результатов исследовательских программ следует, что в рассматриваемом диапазоне плотностей потоков быстрых нейтронов ЮО+ЗОООхЮ14 нейтрон/м2сек (Е>0,5 МэВ) и времени облучения от 500 до 8000 часов результаты по радиационному охрупчиванию согласованы и могут рассматриваться как единый массив данных.

Известно, что при облучении материалов с разными плотностями потока быстрых нейтронов может наблюдаться эффект флакса. Имея в виду модельное представление (4.2), влияние плотности потока быстрых нейтронов для металла корпусов реакторов ВВЭР-1000 должно быть связано с отличием величины радиационной составляющей сдвига критической температуры хрупкости, реализующейся при разных скоростях облучения. Это обусловлено, в том числе, разными условиями протекания диффузионных процессов при ускоренном облучении и облучении в условиях облучения стенки действующих КР.

Будем называть эффектом флакса разницу мезвду величинами именно «радиационной» составляющей сдвига критической температуры хрупкости при ускоренном и неускоренном облучении, поскольку по определению данный эффект (влияния плотности потока быстрых нейтронов на скорость изменения свойств материала) без собственно потока быстрых нейтронов не может быть реализован.

Для МШ КР ВВЭР-1000 эффект флакса может быть обусловлен отличающимися изменениями структуры материала на наноуровне после облучения с разной скоростью до одинакового уровня повреждающей дозы нейтронов. Эти изменения могут происходить как по «упрочняющему», так и по «неупрочняющему» (за счет радиационно-стимулированной сегрегации фосфора) механизмам, что следует уточнить по результатам микроструктурных исследований. Но при анализе изменения свойств материала под облучением возможное влияние плотности потока быстрых нейтронов на результат должно быть учтено. В связи с этим при необходимости прогнозирования изменения свойств материалов корпусов реакторов по результатам ускоренного облучения возникает несколько аспектов, требующих учета:

• во-первых, необходимо учесть собственно эффект флакса в радиационной составляющей сдвига критической температуры хрупкости (ATf);

• во-вторых, для прогнозирования состояния материала корпуса реактора, необходимо учесть вклад эффектов термического старения, которые реализуются в материале

корпуса реактора при эксплуатации и не реализуются в материале образцов при ускоренном облучении.

Влияние плотности потока нейтронов в диапазоне 1014 ^ 1016 нейтрон/м сек (Е>0,5 МэВ) возможно и должно быть учтено при определении величины АТе для стенки корпуса реактора. Для анализа были использованы имеющиеся массивы экспериментальных данных по испытанию образцов исследовательских программ и образцов-свидетелей. Формула преобразования с учетом скорости облучения была предложена в следующем виде:

А00

ДУ низкий флокс _ р ^рвысокийфлакс _ дутвысокым флокс ^

где А°с- коэффициент радиационного охрупчивания, полученный по результатам исследования образцов-свидетелей, а А"" - коэффициент радиационного охрупчивания, полученный по результатам исследования образцов в исследовательских программах (ускоренное облучение).

Величину АТР для образцов-свидетелей, в соответствии с принятым подходом (4.7), определяем вычитанием расчетной величины температурного старения ДТт из интегрального сдвига критической температуры хрупкости АТК, определенного при испытании образцов-свидетелей:

Атншкийфлоксу ) = АТ„шкийф,окс _ДГг(,) ^

Имея в виду два влияющих на результат процесса (влияние плотности потока быстрых нейтронов и температурное старение материала), было сделано следующее допущение.

При ускоренном облучении вклад температурного старения АТт в общий сдвиг критической температуры хрупкости ДГДР,/) незначим и принимается равным 0.

Тогда величина радационного охрупчивания определяется как:

А т высокий флокс / тр \ Д 7* высокий флокс ,

АТР ^ (1< ) = А1К (4.9)

Для анализа выберем упрощенный вид зависимостей для радиационной составляющей сдвига критической температуры хрупкости.

В качестве модели регрессии для основного металла и металла сварного шва с содержанием №<1,3 % получена простая модель, не зависящая от содержания химических элементов в материале:

ДТР=1,45Р0'8 о=18,3°С (4.10)

Здесь и далее Б - флюенс быстрых нейтронов (Е>0,5 МэВ) в единицах 1022нейтрон/м2.

В результате обработки базы данных для исследовательских программ получена модель:

ДТР=1,44Р0'8 о=19,7°С (4.11)

Отношение коэффициентов радиационного охрупчивания в моделях (4.10) и (4.11) равно 1,0, что означает отсутствие необходимости учета эффекта флакса для радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с низким содержанием никеля.

В качестве регрессии для описания поведения материалов сварных швов с высоким содержанием никеля под облучением была выбрана модель, зависящая от содержания № и Мп в материале:

ДТр=АрС№СМ„ Р0'8 , (4.12)

где ДТр - сдвиг температуры вязко-хрупкого перехода, См - концентрация никеля, Смп -концентрация марганца в металле.

При обработке базы данных для металла шва с высоким содержанием никеля (С>к>1,3%) радиационное охрупчивание для исследовательских программ хорошо описывается следующим выражением:

ДТр= 1,34 С№ Смп Ри'5 (а = 10,4 °С)

(4.13)

Регрессионный анализ имеющейся базы данных по испытаниям образцов-свидетелей МШ ВВЭР-1000, проведенный с учетом одновременного радиационного и температурного воздействия на материал (описываемого формулами (4.7)-(4.9)), привело к следующей функциональной зависимости сдвига критической температуры хрупкости от облучения:

ДТр=1,67 С№ См- Ри'5 (а = 10,6 °С)

(4.14)

Сравнение экспериментальных и расчетных данных радиационной составляющей в сдвиге критической температуры хрупкости металла сварного шва для исследовательских программ и образцов-свидетелей представлены на рисунках 4.6 (а) и (б), соответственно.

х ш 2

о. ш с о

ДТр=1,34СМ1СМлР°'

'' У **

у''

40 60

АТр, расчет

а)

I-

х ф 2 х а. ф

ДТ =1,67 С С р ' n1 н п /

уУ°о уУ у''

у' с у'

у' со

у'° 'о р9-'''

■'' ЛзЯ&сР у'

Я

40 60 80

ЛТР, расчет

б)

Рисунок 4.6 — Сравнение экспериментальных и расчетных значений радиационной составляющей в сдвиге критической температуры хрупкости сварного шва для исследовательских программ (а) и для ОС (б)

Для корректной оценки эффекта флакса в данном случае база данных по исследовательским программам была ограничена по флюенсу быстрых нейтронов до значения 6х1023 нейтрон/м2, в соответствии с данными, полученными на образцах-свидетелях.

Сравнение выражений (4.13) и (4.14) для ускоренно облученных образцов и образцов-свидетелей, соответственно, позволяет получить величину коэффициента, учитывающего эффект флакса, и равного 1,25. Данная поправка применима при облучении с плотностью потока быстрых нейтронов в диапазоне 100-^3000x10 нейтрон/м2сек (Е>0,5 МэВ) и времени ускоренного облучения не более 8000 часов.

4.2.5 Прогнозирование радиационного охрупчивания материалов корпусов

реакторов ВВЭР-1 ООО при эксплуатации за пределами проектного срока службы.

Полученные в предыдущем разделе соотношения, связывающие результаты ускоренных и неускоренных испытаний позволяют дополнить имеющуюся базу данных испытаний облучаемых образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-1 ООО результатами исследовательских программ и создать, таким образом, расширенную базу данных для разработки модели изменения критической температуры хрупкости в диапазоне флюенсов, соответствующих эксплуатации за пределами проектного срока службы.

Как было показано, для результатов по радиационному охрупчиванию основного металла корпусов реакторов ВВЭР-1 ООО, полученных при ускоренном облучении, не требуется вводить специальную поправку на учет эффекта флакса для гармонизации этих данных с результатами исследования, полученных на образцах-свидетелях. Учитывая это, для расширенного массива данных получаем следующую регрессионную зависимость для радиационной составляющей изменения критической температуры хрупкости основного металла корпусов реакторов ВВЭР-1 ООО:

ДТр=1,40 Б0,8 (а= 19,3 °С) (4.15)

Тогда с учетом зависимости для термического старения материала получаем следующую модель для консервативного прогнозирования изменения свойств основного металла корпуса реактора ВВЭР-1000:

АТК =^«^08+Д7'г+39, (4.16)

где ДТт определяется по нормативной зависимости (4.3), а в дальнейшем, при получении дополнительных экспериментальных данных, может быть изменена за счет замены постоянной величины термического старения материала при длительных временах выдержки на составляющую, зависящую от концентрации фосфора в материале и времени эксплуатации корпуса реактора.

Поскольку результаты исследований термического старения при температуре 300-320°С и при малых (до 50 000 часов) временах выдержки, выполненных в последнее время в НИЦ «Курчатовский институт», не подтверждают вид функциональной зависимости с максимумом (4.3), принятой в качестве нормативной в настоящее время, можно рассмотреть имеющийся массив экспериментальных значений ДТк без этого предположения. Тогда получаем следующую регрессионную зависимость для изменения критической температуры хрупкости основного металла корпусов реакторов ВВЭР-1000:

Д Тк = 8,2^04 + Д Тт + 37, (4.17)

где ДТт по имеющемуся в настоящее время массиву экспериментальных результатов принимается равной 0°С, а в дальнейшем, при получении дополнительных результатов по термическому старению основного металла корпуса реактора ВВЭР-1000, может быть изменена на соответствующую функциональную зависимость от времени и содержания фосфора в материале.

Таким образом, в настоящее время для прогноза изменения критической температуры хрупкости основного металла корпусов реакторов ВВЭР-1000 при эксплуатации за пределами проектного срока службы может быть использована модель вида (4.17).

Как было показано в предыдущем разделе, для результатов по радиационному охрупчиванию металла сварного шва корпусов реакторов ВВЭР-1000, полученных при ускоренном облучении, не требуется вводить специальную поправку на учет эффекта флакса для гармонизации этих данных с результатами исследования, полученных на образцах-свидетелях, если содержание никеля в материале < 1,3% и требуется вводить поправку, если содержание никеля в материале > 1,3%. Учитывая это, расширим массив экспериментальных результатов до больших значений флюенса быстрых нейтронов, и при регрессионном анализе полученной базы данных получим следующую зависимость для радиационной составляющей изменения критической температуры хрупкости металла шва корпусов реакторов ВВЭР-1000:

АТр=1,68 См СмпР0'8 (а = 13,5 °С) (4.18)

Тогда с учетом зависимости для термического старения материала получаем следующую модель для консервативного прогнозирования изменения свойств металла шва корпуса реактора ВВЭР-1000 при длительных сроках эксплуатации:

АТК = 1,68 Сю Сш 8 + ДТт + 27, (4.19)

где ДТт определяется по нормативной зависимости (4.3), а в дальнейшем при получении дополнительных экспериментальных данных, может быть изменена за счет замены постоянной величины термического старения материала при длительных временах выдержки на составляющую, зависящую от концентрации фосфора в материале и времени эксплуатации корпуса реактора.

Таким образом, в настоящее время для прогноза изменения критической температуры хрупкости материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при эксплуатации за пределами проектного срока службы может быть использована модель вида (4.19).

Полученные зависимости позволяют выполнить оценку степени изменения критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с изменением флюенса быстрых нейтронов на стенке корпуса реактора и времени эксплуатации.

Окончанию проектного срока эксплуатации реакторной установки ВВЭР-1000 30 лет соответствует длительность ~ 200 ООО часов. На рисунке 4.7 в соответствии с выражениями (4.17) и (4.19) нанесены зависимости изменения критической температуры хрупкости для основного металла и материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с различным содержанием №. При этом содержание Мп в металле сварного шва принято типичным для данных материалов равным 0,9%, а в качестве исходного значения критической температуры хрупкости взято гарантированное по техническим условиям значение 0°С. На этом же рисунке показана область максимально допустимых значений Тк, определяемых из расчетов на сопротивление хрупкому разрушению корпуса реактора. Пунктиром изображена зависимость изменения критической температуры хрупкости основного металла корпусов реакторов ВВЭР-1000. Выполненная оценка подтверждает факт о некритичности величины изменения критической температуры хрупкости

основного металла облучаемой части корпуса реактора с точки зрения ограничения его срока службы.

Время эксплуатации, годы

Рисунок 4.7 - Зависимости изменения критической температуры хрупкости для МКР ВВЭР-1000 с различным содержанием №

Следует отметить, что в соответствии с разработанной в настоящее время нормативной базой по оценке хрупкой прочности корпусов реакторов ВВЭР-1000 по результатам испытания образцов-свидетелей существует возможность индивидуальной оценки критической температуры хрупкости материала в исходном состоянии и построения индивидуальной кинетики изменения критической температуры хрупкости материала при его эксплуатации. С учетом этого для некоторых сварных швов эксплуатирующихся корпусов реакторов ВВЭР-1000 прогноз изменения свойств при эксплуатации не столь консервативен и срок службы 60 лет для этих корпусов реакторов может быть обоснован, что также схематично изображено на рисунке 4.7 в виде примера индивидуальной зависимости для одного из металлов шва.

Из приведенного на рисунке 4.7 сопоставления законов изменения свойств металла корпуса реактора и предельно допустимых значений Тк следует, что для некоторых корпусов реакторов с высоким содержанием никеля в облучаемых сварных швах обоснование продления срока службы невозможно без проведения специальных корректирующих мер. Как показывают результаты исследований в области радиационного материаловедения материалов корпусов реакторов, наиболее эффективным мероприятием является восстановительный отжиг корпуса реактора.

Глава 5. ИССЛЕДОВАНИЕ ВОЗМОЖНОСТИ ПРОДЛЕНИЯ СРОКОВ СЛУЖБЫ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000 МЕТОДОМ ВОСТАНОВИТЕЛЬНОГО ОТЖИГА МЕТАЛЛА ОБЛУЧАЕМОЙ ЧАСТИ

5.1 Исследование восстановления свойств облученного металла

корпусов реакторов ВВЭР-1000 при проведении отжига по различным температурно-временным режимам

Первые исследования возможности восстановления свойств облученных материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 были выполнены в 90-х годах прошлого столетия. Для исследований были выбраны штатные материалы: сварной шов (МШ) и основной металл (ОМ) ВВЭР-1000, которые были ускоренно облучены в реакторе энергоблока №5 Нововоронежской АЭС (НВАЭС-5), а затем отожжены по различным температурно-временным режимам в диапазоне 400-490°С, 50-100 часов. Облучение было проведено со значительным опережением - плотности потока быстрых (Е > 0,5 МэВ) нейтронов на два порядка величины превышали значения, характерные для стенки корпуса реактора ВВЭР-1000. В результате было установлено, что отжиг при температуре 490°С уже за 50 часов практически полностью восстанавливает свойства ускоренно облученных материалов до исходных значений.

Позже была исследована микроструктура этих материалов методом атомно-зондовой микроскопии и подтверждено, что в облученных образцах как основного металла, так и металла сварного шва имеются нано-размерные (1-2 нм) выделения, которые принято называть преципитатами. Плотность распределения преципитатов в материале достигала величины 1024 м"3. В необлученных образцах преципитаты не обнаружены. В состав преципитатов, образующихся в металле сварного шва, входят атомы Щ, Мп, , Р и /е. В состав преципитатов облученного основного металла входят атомы Ш, 5;, Р и Ре. После проведения отжига при температуре 450°С в течение 24 часов все преципитаты и в основном металле, и в металле сварного шва растворились.

Поскольку в перечисленных выше случаях облучение материалов поводилось ускоренно, и межзеренная сегрегация фосфора под облучением, вероятно, не могла развиться в материалах за сравнительно короткие промежутки времени, изменение критической температуры хрупкости должно было происходить только за счет упрочняющих механизмов.

В этом случае отжиг по тем же температурно-временным режимам должен приводить к полному возврату критической температуры хрупкости. Этот факт подтверждает результаты исследований, выполненных на ускоренно облученных и затем отожженных по режиму 450 - 490°С/50-100 часов материалах КР ВВЭР-1000.

Для материалов корпусов ВВЭР-1000 значим вклад зернограничных сегрегации фосфора в изменение критической температуры хрупкости материала при длительном облучении. Действительно, было показано, что в отличие от ускоренно облученных образцов отжиг металла образцов-свидетелей по режиму 490-535°С/100 часов не приводит к полному восстановлению величины критической температуры хрупкости материала, что объясняется не полным растворением сегрегации фосфора на границах зерен при этих температурах отжига. Лишь отжиг при более высокой температуре 565°С в течение 100 часов может являться достаточным с точки зрения его эффективности. Интегральная информация о восстановлении свойств отжигом при различных температурах облученного при разных скоростях металла корпуса реактора ВВЭР-1000 представлена на рисунке 5.1.

Из представленной схемы следует, что материал, ускоренно облученный при больших флаксах, восстанавливает свои свойства при отжиге при температуре 450-490°С. Это же время отжига при более высокой температуре (535°С) не приводит к полному восстановлению свойств материала, облучавшегося ~ 100 000 часов. Для более полного 34

восстановления свойств материала корпуса реактора ВВЭР-1000 после длительного облучения требуются более высокие температуры. При отжиге образцов при температуре 565°С в течение 100 часов происходит более полное восстановление свойств.

Часы

Рисунок 5.1 - Результаты поиска оптимального режима отжига по величине возврата критической температуры хрупкости к исходному состоянию

5.2 Исследование кинетики повторного после отжига радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000

Подтверждением эффективности выбора режима отжига облученного материала корпуса реактора является не только степень восстановления его структуры и свойств, но и скорость охрупчивания при повторном после отжига облучении. Первые исследования поведения материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при последующем после отжига облучении проводились в 90-е годы прошлого столетия. Для изучения послеотжиговой кинетики радиационного охрупчивания материалов сварного шва и основного металла было выполнено ускоренное первичное и повторное после отжигов по различным режимам облучения при температуре Тобл.=290°С и флаксе ф ~ 1015-1016 нейтрон/м2 (Е>0,5 МеВ).

Полученные данные свидетельствовали о том, что скорость повторного послеотжигового охрупчивания ниже скорости охрупчивания материала при первичном облучении. Эти результаты обладали существенными недостатками для их применения к обоснованию реальной кинетики радиационного охрупчивания МКР ВВЭР-1000 при повторной после отжига эксплуатации, так как были получены при ускоренном облучении материалов корпусов реакторов.

Несмотря на очевидные недостатки, полученные данные позволяют сделать вывод о том, что изменение критической температуры хрупкости материала корпусов реактора ВВЭР-1000, связанное с упрочняющими механизмами повреждения материала, при повторном после отжига облучении, по крайней мере, не выше, чем при первичном.

Корректную оценку кинетики повторного после отжига радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 необходимо выполнять с использованием металла образцов-свидетелей, прошедших длительное (100 ООО часов и более) облучение в энергетическом реакторе и последующий отжиг.

Определение эффективности восстановительного отжига для материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 проведено на основании результатов ускоренного (по сравнению с внутренней поверхностью корпуса реактора) повторного облучения образцов-свидетелей в исследовательском реакторе ИР-8. Для корректного представления полученных результатов к полученным при повторном экспериментальным результатам необходимо применить процедуры учета эффекта флакса (плотности потока быстрых нейтронов), изложенные в главе 4 настоящей работы и учесть добавку на тепловое старение в соответствии с моделью из раздела 4.1.4.

Повторное после отжига облучение исследовали на ОС третьих лучевых комплектов корпусов реакторов ВВЭР-1000. Содержание никеля в исследованном металле сварных швов находится на верхнем пределе диапазона, характерного для материалов подобного типа. Облученные образцы-свидетели были отожжены по режиму 550-580 °С в течение 100 часов.

Для металла сварного шва с содержанием никеля > 1,5% величина общего сдвига критической температуры хрупкости при повторном после отжига облучении может быть оценена как

АТК =АТт+1,25АТ;*с"™флакс (5.1)

Для основного металла величина общего сдвига критической температуры хрупкости при повторном после отжига облучении может быть оценена как

АТк =АТт+АТврЫСОкийфлакс , (5.2)

где значение ДТт - поправка на тепловое старение в соответствии с действующей нормативной зависимостью и для больших времен эксплуатации (более 100 000 часов), для металла сварного шва с содержанием никеля > 1,5% равна 18°С, а для основного металла равна 0°С.

Сравнение первичного и повторного радиационного охрупчивания исследуемых сварных соединений и основного металла приведено на рисунке 5.2. Видно, что темп радиационного охрупчивания при повторном после отжига облучении не выше, чем прогнозируется при первичном.

Поэтому для описания повторного после отжига 565°С/100 часов радиационного охрупчивания материалов сварных швов и основного металла до флюенса быстрых нейтронов 5х1023 нейтрон/м2 может быть рекомендована нормативная зависимость, использующаяся для описания первичного радиационного охрупчивания. Выполненные исследования показали эффективность отжига действующих корпусов реакторов ВВЭР-1000 с высоким содержанием никеля в металле сварного шва, близких к исчерпанию радиационного ресурса, а также возможность их последующей эксплуатации до 60 лег.

- расчетная добавка на эффект флакса 2 - расчетная добавка на термическое

МШ 1,88%Ы±

Флюенс, х1022 нейтрон/м2 (Е>0,5МэВ)

а)

; 1 - расчетная добавка

на эффект флакса '2 - расчетная добавка на термическое

МШ 1,76%Ы±

Флюенс, х1022 нейтрон/м2 (Е>0,5МэВ)

Флюенс, х1022 нейтрон/м2 (Е>0,5МэВ)

ф - первичное облучение,

испытание ОС, ^бл>100000ч • - повторное ускоренное облучение

после отжига 565°С/100ч О - повторное обл. с учетом расчетных добавок

- нормативная зависимость для

первичного облучения, построенная для £о^л>100000ч

Рисунок 5.2 - Сравнение первичного и повторного радиационного охрупчивания металла сварного шва (а, б) с различным содержанием никеля и основного металла (в) корпусов реакторов ВВЭР-1000 с учетом добавок, учитывающих влияние плотности потока быстрых нейтронов {1) и термического старения (2) на сдвиг критической температуры хрупкости

в)

выводы

1. Проведен анализ факторов, влияющих на оценку ресурса корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Определено, что к таким факторам относится точность прогнозирования изменения свойств металла корпуса реактора под воздействием потока быстрых нейтронов и повышенной температуры и точность прогнозирования флюенса быстрых нейтронов на внутренней поверхности корпуса реактора для рассматриваемого срока эксплуатации.

2. Достоверность прогнозирования изменения свойств металла корпуса реактора при эксплуатации определяется представительностью анализируемых баз данных и обоснованностью модели с точки зрения повреждающих механизмов, реализующихся в металле корпуса реактора при воздействии эксплуатационных факторов. Достоверность прогнозирования флюенса на стенке корпуса реактора может быть подтверждена результатами верификационных измерений по активации мониторов, размещаемых на внешней стенке корпуса реактора, и по экспериментально измеренной активности проб металла, отбираемых с внутренней поверхности корпуса реактора.

3. Реализованы специальные верификационные эксперименты, по результатам которых выполнено обоснование представительности условий облучения образцов-свидетелей материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 для прогнозирования состояния материалов корпусов реакторов. Уточнение параметров нейтронного поля в местах облучения образцов-свидетелей позволило переоценить и сделать более представительными базы экспериментальных данных по радиационному охрупчиванию материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

4. Реализованы специальные верификационные эксперименты по уточнению нейтронной нагрузки на стенку корпуса реактора ВВЭР-440.

5. Методом вырезки и ускоренного дооблучения в каналах образцов-свидетелей металла темплетов получены результаты опережающего прогноза изменения свойств МКР реакторов ВВЭР-440 первого поколения при повторном после отжига облучении. Выполнено обоснование представительности полученных прогнозных значений, что в совокупности с полученными результатами исследований натурного металла корпусов реакторов позволило обосновать возможность эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440 до 45 лет.

6. Выявлена зависимость темпа повторного после отжига радиационного охрупчивания материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 от плотности потока быстрых нейтронов при первичном облучении.

7. Разработана модель для оценки повторного после восстановительного отжига радиационного охрупчивания материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440, учитывающая состояние материала после первичного облучения и отжига.

= Ть+ 64бх(Ср-0,02) хе О-о.»1*1*» х др-0'36+35

Применение данной модели в сочетании с уточненными значениями плотностей потоков быстрых нейтронов на стенке корпуса реактора позволяет обосновать возможность эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения с точки зрения обеспечения хрупкой прочности металла сварного шва №4 в течение срока, превышающего 45 лет.

8. Разработана и внедрена техника и методика ускоренных радиационных испытаний материалов корпусов реакторов с использованием уникальной установки -реактора ИР-8.

9. Предложено модельное представление интегрального сдвига критической температуры хрупкости материала корпуса реактора ВВЭР-1000 при одновременном воздействии потока быстрых нейтронов и повышенной температуры, как суммы радиационной составляющей ДТр и температурной составляющей ДТт в виде

ДТк = АТт + АТР.

10. Выполнено исследование влияния величины плотности потока быстрых нейтронов на радиационное охрупчивание материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000. Показано, что при содержании никеля в материалах корпусов реакторов ВВЭР-1000 не более 1,3% специального учета эффекта флакса при использовании результатов ускоренного облучения не требуется. Для материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000, содержание никеля в которых более 1,3%, требуется учет эффекта флакса при использовании результатов ускоренного облучения в виде поправочного коэффициента равного 1,25 к величине ATf-

11. Показано, что лимитирующим элементом при обосновании срока службы корпуса реактора ВВЭР-1000 до 60 лет является металл швов облучаемой части корпуса реактора. Разработана модель для оценки радиационного охрупчивания материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при эксплуатации за пределами проектного срока службы.

ДТр=1,68 С№ См„ F0'8 (а = 13,5 °С).

Тогда с учетом радиационного охрупчивания и термического старения материала предложена следующая модель для консервативного прогнозирования изменения свойств металла шва корпуса реактора ВВЭР-1000.

АТК = ATT+\,6SCmCu„FM + 27,

где в текущий момент величина ДТт принимается равной 18°С, а в дальнейшем может быть уточнена при получении дополнительных представительных результатов исследования образцов-свидетелей с большими временами экспозиции в реакторе.

12. Разработана модель для консервативного прогнозирования изменения свойств основного металла корпусов реакторов ВВЭР-1000 при эксплуатации за пределами проектного срока службы:

АТК = 8,2F0,4 + АТт + 37 ,

где ДТт по имеющемуся в настоящее время массиву экспериментальных результатов принимается равной 0°С, а в дальнейшем, при получении дополнительных результатов по термическому старению основного металла корпуса реактора ВВЭР-1000, может быть изменена на соответствующую функциональную зависимость от времени и содержания фосфора в материале.

13. Выполнено исследование повторного после отжига радиационного охрупчивания материалов корпуса реактора ВВЭР-1000. Показано, что темп радиационного охрупчивания материалов корпуса реактора ВВЭР-1000 при повторном после отжига облучении не выше темпа радиационного охрупчивания этих материалов при первичном облучении, что обосновывает эффективность отжига корпуса реактора ВВЭР-1000 по режиму 565°С/100 часов по этому параметру.

14. Разработана идеология модернизации программ образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-1000, находящихся в эксплуатации, с целью обеспечения мониторинга изменения свойств МКР при эксплуатации до 60 лет и более и корректности получаемых при испытании образцов-свидетелей результатов. При модернизации программ образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-1000 учитывается переход на эксплуатацию этих реакторных установок на повышенной мощности с использованием TBC нового типа. Выполнена модернизация комплектов образцов-свидетелей корпуса реактора блока №1 Хмельницкой АЭС и комплекта 4JI блока №1 Балаковской АЭС.

15. Проведенный в настоящей работе комплекс работ обеспечивает обоснованность эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 за пределами проектного срока службы.

Основное содержание диссертации изложено в следующих работах:

1. Amaev A.D., Erak D.Yu., Kryukov A.M. Radiation Embrittlement of WWER-1000 Pressure Vessel // Materials. Irradiation, Embrittlement and Mitigation. Proceedings of the IAEA Specialists Meeting, Madrid, Spain. - 1999. - P. 374-385.

2. Amaev A.D., Erak D.Yu., Kryukov A.M. Recovery of mechanical properties of irradiated WWER-1000 pressure vessel materials // Proceedings of the IAEA Specialists Meeting "Irradiation Embrittlement and Mitigation, Madrid, Spain. - 1999. - P. 106-117.

3. Kryukov A., Erak D., Shtrombakh Y. et al. Advanced model for the WER material re-embrittlement assessment // Proceedings of the IAEA Specialists Meeting «Irradiation, Embrittlement and Mitigation», Gloucester, UK, May. - 2001. - P. 299-305.

4. Kuleshova E.A., Gurovich B.A., Erak D.Yu. et al. Comparison of microstructural features of radiation embrittlement of WER-440 and WER-1000 reactor pressure vessel steels // J. Nucl.Mat. -

2002. V.300.-P. 127-140.

5. Zaritsky S.M., Brodkin E.B., Egorov A.L., Vikhrov V.I., Erak D.Yu., Borodin A.V., Kochkin V.N., Ait Abderrahim H., van der Meer K., Gérard R. Dosimetry of the experimental surveillance assemblies of WWER-1000 Balakovo Unit 1 // Proceedings of the 11th International Symposium on Reactor Dosimetry, Brussels, Belgium, 18-23 August 2002. [Published in Reactor dosimetry in the 21st century. Eds. J.Wagemans, H.Ait Abderrahim, P.DTiondt, Ch.De Raedt. World Scientific. -

2003.-P. 258-265].

6. Erak D., Kryukov A., Shtrombakh Ya., A., Ballesteros A., Debarberis L. et al. Assessment of Irradiation Conditions in WWER-440(213) RPV Surveillance Position // 7th international conference on material issues in design, manufacturing and operation of nuclear power plants equipment, St. Petersburg, Russia. - 2002. - V. 3. - P . 120-135.

7. Kryukov A., Erak D. et al. Extended analysis of WER-1000 surveillance data // Int. J. of Pressure Vessel and Piping. - 2002. - V.79. - P. 661-664.

8. Кеворкян Ю.Р., Ерак Д.Ю., Крюков A.M., Штромбах Я.И., Журко Д.А. Разработка физико-эмпирических моделей радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР // Вопросы атомной науки и техники, серия: "Радиационное материаловедение и новые материалы", 2004. №1, вып.62. - С. 116-130.

9. Debarberis L., Kryukov A., Erak D., Kevorkyan Yu. and Zhurko D. Advanced Methods for WWER RPV Embrittlement Assessment // Int. J. of Pressure Vessel and Piping, Elsevier. - 2004. V. 81. - P. 695-701.

10. Ерак Д.Ю., Штромбах Я.И., Платонов П.А., Николаев Ю.А., Марголин Б.З., Карзов Г.П., Гуленко А.Г., Николаев В.А., Васильев В.Г. Применение современных методов прогнозирования сопротивления хрупкому разрушению для обоснования продления радиационного ресурса корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения // Safety Assurance of NPP with WWER. Proceedings of the 4th Scientific and Technical Conference, Podolsk, Russia. -2005,- C. 1-18.

11. Debarberis L., Sevini F., Acosta В., Kryukov A., Erak D. Fluence rate effects on irradiation embrittlement of model alloys // Int. J. Pressure Vessels and Piping. - 2005. V.82. - P.373-378.

12. Ballesteros A., Bros J., Debarberis L., Sevini F., Erak D., Gezashchenko S., Kryukov A., Shtrombakh Y., Goloschapov S., Ionov A., Pytkin Y., Anikeev Y., Banyuk G., Plusch A., Gillemot F., Tatar L. and Petrosyan V. Consolidation of scientific and technological expertise to assess the reliability of reactor pressure vessel embrittlement prediction in particular for the arctic area plant (COBRA) // Nucl. Eng. and Design. - 2005. V. 235, Issues 2-Л. - P. 411—419.

13. Zaritsky S.M., Vikhrov V.I., Erak D.Y., Kochkin V.N., Brodkin E.B., Egorov A.L. Measurement and Calculation of WWER-440 Pressure Vessel Templates Activity for Support of Vessel Dosimetry // Reactor Dosimetry: Proceedings of the 12th International Symposium. Gatlinburg, TN; USA. -2005. -P. 398-407.

14. Kryukov A., Chernobaeva A., Amaev A., Erak D., Platonov P., Shtrombakh Ya. Flux effect on radiation embrittlement of WWER-440 reactor pressure vessel materials // Proceedings of the 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 18) Beijing, China.-2005.-P.950-962.

15. Штромбах Я.И., Платонов П.А., Ерак Д.Ю. Николаев Ю.А. Обоснование прочности и ресурса корпусов реакторов // Ежемесячный журнал по атомной энергии России «Росэнергоатом». -2006. №7. - С.58-59.

16. Zaritsky S.M., Vikhrov V.I., Erak D.Yu., Kochkin V.N., Brodkin E.B., Egorov A.L. Measurement and Calculation of WWER-440 Pressure Vessel Templates Activity for Support of Vessel Dosimetry // Reactor Dosimetry: Proceedings of the 12th International Symposium, Journal of ASTM International. - 2006. V.3, No. 10, Paper ID JAI 100365.

17. Chernobaeva A., Shtrombach J., Kijukov A., Erak D., Platonov P., Nikolaev J., Krasikov E., Debarberis L., Kohopaa Yu., Valo M., Vodenicharov S. and Kamenova T. Material characterization and selection for the international research project "РИМАVERA // Int. J. of Pressure Vessels and Piping. - 2007. V. 84, No 3. - P. 151-158.

18. Ерак Д.Ю., Николаенко B.A. Определение температуры облучения образцов-свидетелей корпусной стали ВВЭР-1000, -440 // Атомная энергия. - 2008. Т.105, Вып.З. - С.145-150.

19. Erak D.Yu., Margolin B.Z., Kevorkyan Yu.R., Zhurko D.A., Nikolaev V.A. The analysis of radiation embrittlement of WER-1000 reactor pressure vessel materials. // Collection of abstracts of the 10th international conference on material issues in design, manufacturing and operation of nuclear power plants equipment, St. Petersburg. - 2008. - P. 41.

20. Kochkin V., Erak D., Vikhrov V., Makhotin D., Zaritsky S., Panferov P., Egorov A. Specification of Irradiation Conditions in VVER-440 Surveillance Positions // Reactor Dosimetry State of the Art

2008. Proceedings of the 13th International Symposium on Reactor Dosimetry. Akersloot, The Netherlands, 2008. [Eds. W.Voorbraak, L.Debarberis, P.D'hondt, J. Wagemans. World Scientific. -

2009.-P. 204-212].

21. Kochkin v., Erak D., Makhotin D., Zaritsky S„ Egorov A. Upgraded Neutron Dosimetry Procedure for WER-440 Surveillance Specimens // Reactor Dosimetry State of the Art, 2008. Proceedings of the 13th International Symposium on Reactor Dosimetry. Akersloot, The Netherlands, 2008. [Eds. W.Voorbraak, L.Debarberis, P.D'hondt, J. Wagemans. World Scientific. - 2009. - P. 291-299].

22. Miller M.K., Chernobaeva A.A., Shtrombakh Y.I., Russell K.F., Nanstad R.K., Erak D.Y., Zabusov O.O. Evolution of the nanostructure of VVER-1000 RPV materials under neutron irradiation and post irradiation annealing // J. of Nuclear Materials. - 2009. V. 385. - P. 615-622.

23. Gurovich B.A., Kuleshova E.A., Shtrombakh Ya.I., Erak D.Yu., Chernobaeva A.A., Zabusov O.O. Fine structure behaviour of WER-1000 RPV materials under irradiation // J. of Nuclear Materials. -2009. V. 389.-P. 490-496.

24. Ерак Д.Ю., Насонов B.A., Талиев A.B., Герстле А.Д., Дубовский Ю.М., Песня Ю.Е. "Основные параметры реактора ИР-8 с АУ РИМ в отражателе". Препринт ИАЭ-6613/4, РНЦ «Курчатовский институт» - М., 2009.

25. Насонов В.А., Алексеев Н.И., Ерак Д.Ю., Гомин Е.А., Кочкин В.Н., Вихров В.И., Махотин Д.Ю., Талиев А.В., Шкаровский Д.А., Юдкевич М.С. «Разработка расчетно-экспериментальных методик определения параметров полей нейтронов в реакторе ИР—8 РНЦ КИ для фундаментальных и прикладных исследований», Препринт ИАЭ-6579/4, РНЦ «Курчатовский институт» - М., 2009.

26. Чернобаева А.А., Кеворкян Ю.Р., Ерак Д.Ю., Журко Д.А. "Влияние условий облучения на радиационное охрупчивание материалов корпусов реакторов" - Препринт ИАЭ-6636/11 , РНЦ «Курчатовский институт» — М., 2010.

27. Ерак Д.Ю., Яковлев В.В., Мурашов В.Н., Насонов В.А., Буслаев B.C., Можаев А.А., Михин О.В., Ничипоренко Ю.Б. "Развитие техники ускоренных радиационных испытаний

конструкционных материалов с использованием уникальной установки - реактора ИР-8". Препринт ИАЭ-6648/4, РНЦ «Курчатовский институт» - М., 2010.

28. Erak D., Gurovich В., Shtrombakh Ya., Zhurko D. Degradation and Recovery of Mechanical Properties of WER-1000 Pressure Vessel Materials // in Materials of FONTEVRAUD-7. - 2010. Paper Reference №A096-T01.

29. Штромбах Я.И., Гурович Б.А., Кулешова E.A., Ерак Д.Ю., Федотова С.В., Журко Д.А., Забусов О.О., Николаев Ю.А. Экспериментальная оценка эффективности восстановительного отжига корпусов ВВЭР-1000 // Атомная энергия. - 2010. Т.109, Вып.4. - С.205-212.

30. D. Erak, D. Zhurko Prediction of Radiation Embrittlement for WER RPV Materials by Using of Accelerated Irradiation // Collection of abstracts of the IAEA Technical Meeting on Irradiation Embrittlement and Life Management Of Reactor Pressure Vessels, Znojmo, Czech Republic, 18-22 Oct. 2010.

31. Erak D. Mechanical Property Changes of WER RPV Materials Embrittlement (tensile-Charpy properties) // Int. J. Nuclear Knowledge Management. - 2011. V. 5, No 1. - P. 53-79.

32. Ballesteros A., Ahlstrand R., Braynooghe C., Chernobaeva A., Kevorkyan Y., Erak D., Zurko D. Irradiation temperature, flux and spectrum effects // Progress in Nuclear Energy. - 2011. V.53. -P.756-759.

33. Кочкин B.H., Махотин Д.Ю., Ерак Д.Ю. Сравнительный анализ характеристик нейтронного поля на образцах-свидетелях и корпусах ВВЭР-440 // Вопросы атомной науки, Серия: Физика ядерных реакторов. - 2011. Вып. 1, С. 63-73.

34. Kochkin V., Erak D. and Makhotin D. Modernization of Existing WER-1000 Surveillance Programs // Journal of ASTM International, STP1550. - 2011, V. 9, No. 4, Paper ID JAI104139.

35. Rogozkin S., Chernobaeva A., Erak D., Shtrombakh Ya. et al. The effect of post-irradiation annealing on WER-440 RPV materials mechanolocal properties and nano-structure under re-irradiation // Proc. of Pressure Vessels and Piping Conference, Prague, Czech Republic, July 2009. - P. 26-30.

36. Ерак Д.Ю., Кочкин B.H., Журко Д.А. Модернизация программ образцов-свидетелей ВВЭР-1000 // Восьмая международная научно-техническая конференция МНТК-2012 «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики. Сборник тезисов, - М., 2012. - С.144-145.

37. Margolin B.Z., Nikolayev V.A., Yurchenko E.V., Nikolayev Yu.A., Erak D.Yu., Nikolayeva A.V. Analysis of embrittlement of WWER-1000 RPV materials // Int. J. of Pressure Vessels and Piping. -2012. V. 89, P. 178-186.

38. Штромбах Я.И., Гурович Б.А., Ерак Д.Ю., Журко Д.А., Забусов О.О., Кулешова Е.А., Николаев Ю.А. Способ восстановления физико-механических свойств металла корпусов энергетических реакторов ВВЭР-1000. Патент РФ на изобретение № 2396361. Патентообл. РНЦ «Курчатовский институт», заявл.02.10.2009, опубл. 10.08.2010, Бюл. №22 - 5 с.

39. Рогожкин С. В., Никитин А. А., Алеев А. А., Залужный А. Г., Чернобаева А. А., Ерак Д. Ю., Штромбах Я. И., Забусов О. О. Исследование тонкой структуры материала сварного шва с высоким содержанием фосфора корпуса реактора ВВЭР-440 после облучения, отжига и повторного облучения // Ядерная физика и инжиниринг. - 2013. Т. 4, № 1. - С. 73-82.

40. Штромбах Я.И., Гурович Б.А., Ерак Д.Ю., Кочкин В.Н., Журко Д.А. и др. Обоснование модернизации программ образцов-свидетелей для действующих КР при ПСЭ до 60 лет, НИЦ «Курчатовский институт». Отчет Инв. №220-13/304 от 14.11.2012 г.

41. Семченков Ю.М., Гурович Б.А., Ерак Д.Ю. и др. Оценка изменения представительности программы образцов-свидетелей вследствие изменений условий их облучения (повышенная мощность, увеличенная высота активной зоны): дозиметрия и термометрия комплекта образцов-свидетелей, облученного в реакторе, эксплуатирующемся с ТВС с увеличенной высотой топливного столба. Разработка предложений по модернизации программы образцов свидетелей применительно к новым условиям», НИЦ «Курчатовский институт». Отчет Инв. №220-13/249 от 12.10.2012 г.

Подписано в печать 04.04.13. Формат 60x90/16 Печать цифровая. Усл. печ. л. 2,5 Тираж 65. Заказ № 38

Отпечатано в НИЦ «Курчатовский институт» 123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1

Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт"

ЕРАК Дмитрий Юрьевич

МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР ЗА ПРЕДЕЛАМИ ПРОЕКТНОГО

СРОКА СЛУЖБЫ

Специальность 05.14.03 - ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

На правах рукописи

Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук

Москва 2013

СОДЕРЖАНИЕ

СОДЕРЖАНИЕ...............................................................................................................2

ВВЕДЕНИЕ......................................................................................................................4

ГЛАВА 1. РАДИАЦИОННЫЙ РЕСУРС КР ВВЭР...................................................11

ОСНОВНЫЕ МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКИЕ ЗАДАЧИ ПРИ ОБОСНОВАНИИ ЭКСПЛУАТАЦИИ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ЗА ПРЕДЕЛАМИ ПРОЕКТНОГО

СРОКА СЛУЖБЫ.........................................................................................................11

ГЛАВА 2. ИССЛЕДОВАНИЕ УСЛОВИЙ ОБЛУЧЕНИЯ ОБРАЗЦОВ-СВИДЕТЕЛЕЙ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440.............................................18

2.1 Определение температуры ОС КР ВВЭР-440 при облучении................................................19

2.2 Определение параметров нейтронного поля в местах облучения ОС КР ВВЭР-440..........25

ГЛАВА 3. ПРОГНОЗИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ

МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440 ПЕРВОГО ПОКОЛЕНИЯ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЗА ПРЕДЕЛАМИ ПРОЕКТНОГО СРОКА СЛУЖБЫ.. 40

3.1 Исследование повторного после отжига радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-440. Мониторинг изменения свойств металла корпусов реакторов ВВЭР-440 1-го поколения методом ускоренного дооблучения металла темплетов..................40

3.2 Разработка модели повторного радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 при эксплуатации за пределами проектного срока службы.....................56

3.3 Уточнение величины флюенса быстрых нейтронов на стенке корпуса реактора типа ВВЭР-440. Рассмотрение возможности эксплуатации корпусов реакторов за пределами проектного срока службы.................................................................................................................81

3.3.1 Применение нейтронно-активационных измерений у внешней поверхности корпуса реактора для верификации расчетов флюенса нейтронов на корпус реактора......................81

3.3.2 Исследование проб металла с внутренней поверхности корпусов реакторов...............92

3.3.3 Рассмотрение возможных сроков эксплуатации корпусов реакторов типа ВВЭР-440 94 ГЛАВА 4. МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ ПРОДЛЕНИЯ РЕСУРСА КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000...................................................98

4.1 Обоснование и обеспечение представительности по условиям облучения программ

образцов-свидетелей корпусов реакторов......................................................................................99

ВВЭР-1000.........................................................................................................................................99

4.1.1 Исследование условий облучения образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-

1000.................................................................................................................................................99

4.1.2 Модернизация программ образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-1000,

находящихся в эксплуатации.....................................................................................................111

4.2 Обоснование кинетики радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при эксплуатации за пределами проектного срока службы...................................131

4.2.1 Исследование радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при ускоренном облучении...............................................................................................131

4.2.2 Разработка техники и методики ускоренных радиационных испытаний материалов

корпусов реакторов ВВЭР-1000 с использованием уникальной установки — реактора ИР-8

.......................................................................................................................................................139

4.2.3 Прогнозирование радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 по результатам испытания образцов-свидетелей................................................149

4.2.4 Прогнозирование радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при различной скорости облучения быстрыми нейтронами..............................162

4.2.5 Прогнозирование радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при эксплуатации за пределами проектного срока службы...............................174

ГЛАВА 5. ИССЛЕДОВАНИЕ ВОЗМОЖНОСТИ ПРОДЛЕНИЯ СРОКОВ СЛУЖБЫ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000 МЕТОДОМ ВОССТАНОВИТЕЛЬНОГО ОТЖИГА МЕТАЛЛА ОБЛУЧАЕМОЙ ЧАСТИ.... 182

5.1 Исследование восстановления свойств металла корпусов реакторов ВВЭР-1000 при проведении восстановительного отжига по различным температурно-временным режимам 182

5.2 Исследование кинетики повторного после отжига радиационного охрупчивания

материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000................................................................................194

ЗАКЛЮЧЕНИЕ...........................................................................................................204

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ.........................................................................................208

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ...........................................................................................209

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность темы

Уровень экономики страны напрямую зависит от количества потребляемой энергии. Одной из самых перспективных энерготехнологий является ядерная энергетика, которая может обеспечить стабильное энергоснабжение в условиях предполагаемого дефицита в энергоресурсах в этом столетии. В России в настоящее время в эксплуатации находятся АЭС с реакторами типа РБМК и ВВЭР, которые производят приблизительно 16% электроэнергии в стране. Дальнейшее развитие ядерной энергетики страны определено федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года». Наряду со строительством новых АЭС, программа предусматривает также повышение эффективности и продление ресурса действующих АЭС, обоснованного с точки зрения безопасности и рентабельности.

Основным незаменяемым элементом реакторной установки ВВЭР является корпус реактора. Вместе с тем, корпус реактора является одним из наиболее важных барьеров безопасности для реакторной установки (РУ) с легководными энергетическими реакторами. Основным требованием к корпусу реактора (КР) является сохранение целостности при штатных условиях эксплуатации и любых проектных авариях. В процессе эксплуатации происходит деградация свойств материала КР, контроль состояния которых осуществляется по образцам-свидетелям (ОС), изготовленным из тех же материалов и с соблюдением тех же технологических параметров, что и КР. Исследование ОС выявило часть проблем, решение которых необходимо для корректного мониторинга состояния металла корпуса реактора при эксплуатации. Продление проектного срока службы КР с учетом реализации компенсирующих мероприятий потребовало разработки

новых, менее консервативных корреляционных соотношений, адекватно описывающих поведение материала корпуса. При этом особое внимание должно быть уделено мониторингу состояния материала корпуса после проведенного восстановительного отжига сварных швов, находящихся напротив активной зоны, с учётом снижения нейтронного потока за счет оптимизации схемы перегрузки выгоревших TBC (размещение на периферии активной зоны наиболее выгоревших TBC), а также за счёт установки кассет-экранов.

В этих условиях возникает принципиальная необходимость обоснования и реализации наиболее оптимального комплекса мероприятий по обеспечению ресурса KP с учётом мониторинга состояния материала корпусов реакторов (МКР) и адекватного прогнозирования поведения МКР при воздействии эксплуатационных факторов.

Степень разработанности:

В последнее время в России и за рубежом уделяется повышенное внимание решению материаловедческих вопросов, связанных с обоснованием возможности продления эксплуатации корпусов реакторов атомных энергетических установок.

Прогнозированию изменения состояния МКР ВВЭР под воздействием эксплуатационных факторов и при проведении восстановительных отжигов, посвящены работы А.Д. Амаева, П.А. Платонова, Я.И. Штромбаха, Б.А. Гуровича, Е.А. Кулешовой, Г.П. Карзова, В.А. Николаева, A.M. Крюкова, Б.З. Марголина, A.A. Чернобаевой, Ю.А. Николаева, C.B. Рогожкина и др.

Вместе с тем необходимо было проведение дополнительных экспериментальных работ и исследований, системно обеспечивающих материаловедческое обоснование возможности эксплуатации KP ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 за пределами проектного срока службы.

Целью диссертационной работы является;

Материаловедческое обоснование эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР за пределами проектного срока службы.

Для достижения поставленной цели решались следующие задачи:

- обоснование представительности условий облучения ОС МКР и результатов исследования изменения свойств МКР, полученных при исследовании ОС;

- изучение закономерностей поведения МКР ВВЭР под воздействием эксплуатационных факторов (потока быстрых нейтронов и температуры облучения);

- адекватное прогнозирование изменения прочностных свойств МКР ВВЭР в зависимости от флюенса быстрых нейтронов при эксплуатации КР за пределами проектного срока службы;

- обоснование кинетики повторного после восстановительного отжига радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР;

- верификация моделей, описывающих поведение материалов корпусов ВВЭР и расчетных методов определения нейтронной нагрузки на стенку КР при эксплуатации.

Научная новизна работы заключается в следующем:

1. При материаловедческом обосновании продления ресурса КР ВВЭР-440

• Выполнен комплекс работ по определению и обоснованию представительности условий облучения ОС (температура, характеристики нейтронного поля).

• Выполнена экспериментальная верификация оценок параметров нейтронного поля на стенке корпуса реактора.

• Получены прогнозные результаты изменения свойств МКР первого поколения по результатам испытания металла темплетов корпусов реакторов

ВВЭР-440 после опережающего дооблучения. Обоснована представительность прогнозных значений.

• Выявлена зависимость кинетики повторного после отжига радиационного охрупчивания МКР ВВЭР-440 от плотности потока быстрых нейтронов при первичном облучении и состояния материала корпуса реактора после первичного облучения и отжига.

• Разработана модель кинетики повторного после отжига радиационного охрупчивания МКР для обоснования возможности эксплуатации КР за пределами проектного срока службы.

2. При материаловедческом обосновании продления ресурса КР ВВЭР-

1000

• Выполнен комплекс работ по определению и обоснованию представительности условий облучения (температура, характеристики нейтронного поля) ОС.

• Разработана идеология модернизации программ ОС КР, находящихся в эксплуатации, с целью обеспечения мониторинга изменения свойств МКР при эксплуатации за пределами проектного срока службы.

• Разработана методология ускоренных радиационных испытаний МКР с использованием уникальной установки - реактора ИР-8.

• Получены результаты изменения свойств МКР при опережающем облучении до значений флюенса быстрых нейтронов, соответствующих срокам эксплуатации, превышающим проектные.

• Разработана модель кинетики радиационного охрупчивания МКР для обоснования возможности эксплуатации КР за пределами проектного срока службы.

• Выполнен анализ результатов восстановления прочностных свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при проведении отжига по различным температурно-временным режимам.

• Получены и проанализированы результаты изменения критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при повторном после отжига облучении.

Практическая значимость работы

Результаты, полученные в настоящей работе, использованы при разработке новых нормативных зависимостей по оценке изменения свойств МКР ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 при эксплуатации, при разработке новой нормативной документации по оценке ресурса КР ВВЭР-1000 по результатам испытания ОС. С использованием результатов настоящей работы выполнено обоснование возможности продления ресурса КР ВВЭР-440 первого поколения и ВВЭР-1000, оптимизация количества вырезок темплетов из корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения при их эксплуатации до 45 лет, модернизация программ ОС КР блока №1 Хмельницкой АЭС и блока №1 Балаковской АЭС.

Методология и методы исследования

Методологический подход при выполнении работы основан на облучении образцов и мониторов в условиях максимально приближенным к реальным для стенки КР и дальнейшем исследовании представительного материала, соответствующего металлу корпусов реакторов ВВЭР, находящихся в эксплуатации. Метод прогнозирования состояния материала КР основан на получении и регрессионном анализе баз данных по радиационному охрупчиванию материалов КР ВВЭР.

На защиту выносится следующее:

• Экспериментальные результаты термометрирования ОС при облучении и определения параметров нейтронного поля в местах облучения ОС КР ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

• Результаты верификационных измерений параметров нейтронного поля на стенке корпуса реактора ВВЭР-440.

• Обоснование представительности результатов исследования темплетов МКР ВВЭР-440 первого поколения после опережающего дооблучения. Результаты опережающего прогноза изменения свойств МКР ВВЭР-440 первого поколения.

• Модель кинетики повторного после отжига радиационного охрупчивания МКР для обоснования возможности эксплуатации КР ВВЭР-440 за пределами проектного срока службы.

• Идеология модернизации программ ОС КР ВВЭР-1000, находящихся в эксплуатации, с целью обеспечения мониторинга изменения свойств МКР при эксплуатации за пределами проектного срока службы.

• Методология ускоренных радиационных испытаний МКР с использованием уникальной установки — реактора ИР-8.

• Результаты изменения свойств МКР при опережающем облучении до значений флюенса быстрых нейтронов, соответствующих срокам эксплуатации превышающим проектные.

• Модель кинетики радиационного охрупчивания МКР ВВЭР-1000 для обоснования возможности эксплуатации КР за пределами проектного срока службы.

• Результаты анализа исследования восстановления прочностных свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при проведении отжига по различным температурно-временным режимам.

• Результаты исследования кинетики повторного после отжига радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000. Обоснование кинетики повторного после отжига охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000.

Степень достоверности и апробация работы

Достоверность результатов обеспечена исследованием материалов корпусов реакторов, находящихся в эксплуатации.

Основные результаты работы докладывались и были обсуждены на более чем 30 российских и международных научных семинарах, конференциях и симпозиумах.

Цикл работ, выполненных Браком Д.Ю. в соавторстве, был отмечен первой Отраслевой Премией по Реакторному Материаловедению (2001 г.) и премией им. И.В.Курчатова на конкурсе научных работ РНЦ «Курчатовский институт» (2010 г.).

Публикации

Результаты работы опубликованы в более чем 70 научных публикациях и в более чем в 100 отчётах, по результатам работы в соавторстве был оформлен патент на изобретение.

ГЛАВА 1. РАДИАЦИОННЫЙ РЕСУРС КР ВВЭР. ОСНОВНЫЕ МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКИЕ ЗАДАЧИ ПРИ ОБОСНОВАНИИ ЭКСПЛУАТАЦИИ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ЗА ПРЕДЕЛАМИ ПРОЕКТНОГО СРОКА СЛУЖБЫ

В процессе эксплуатации КР подвергается воздействию быстрых нейтронов, повышенной температуры и разного рода механических нагрузок. В результате изменяются исходные свойства материалов, в том числе повышается склонность к одному из наиболее опасных видов разрушения - хрупкому разрушению [1-2]. В качестве параметра, характеризующего склонность МКР к хрупкому разрушению, на основании инженерного подхода принята величина изменение критической температуры хрупкости, представленная следующей эмпирической зависимостью

[3]:

АТк=АТР+АТт +АТК (1.1)

Сдвиг критической температуры хрупкости - АТк определяется как сумма сдвигов за счет реакторного облучения (АТР), длительного воздействия температуры (АТт) и под действием циклических механических нагрузок (АТк) на материалы при эксплуатации. При оценке ресурса КР принимается также допущение об эквивалентности или взаимосвязанности сдвига критической температуры хрупкости и расчётной кривой трещиностойкости МКР в область повышенных температур под воздействием эксплуатационных факторов [4, 5].

Поскольку циклическое нагружение КР при эксплуатации практически не приводит к изменению критической температуры материала [6-8, 9], то АТМ принимается равным нулю. Обычно для облучаемых элементов КР, основным вкладом в деградацию свойств МКР является изменение прочностных свойств в результате облучения быстрыми нейтронами, которое в соотношении (1.1) представлено слагаемым (АТР).

«Радиационным ресурсом» КР принято н�