автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Радиационное охрупчивание и восстановление механических свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000



РОССИЙСКИЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ»

Для служебного пользования Экз. № ¿0

На правах рукописи УДК 621.039.6

ЕРАК Дмитрий Юрьевич

РАДИАЦИОННОЕ ОХРУПЧИВАНИЕ И ВОССТАНОВЛЕНИЕ МЕХАНИЧЕСКИХ СВОЙСТВ МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000

05.14.03 — ядерные энергетические установки

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва—1998

Работа выполнена в Институте реакторных технологий и материалов Российского научного центра "Курчатовский институт".

Научные руководители - доктор технических наук, профессор

Амасв А. Д.

доктор технических наук-Крюков А. М.

Официальные оппоненты - доктор технических наук, профессор

Вотинов 0.11.

доктор технических наук, профессор Тутнов A.A.

Ведущая организация - Московский инженерно - физический институт (Технический Университет)

Защита диссертации состоится " / " Сettn>S<~i/>,k 1998г.. в часов мин. на заседании Специализированного Совета К 034.04.01 в Российском научном центре "Курчатовский институт" по адресу: 123182, г. Москва, пл. И.В.Курчатова.

С диссертацией можно ознакомиться в научно-технической библиотеке Р11Ц "Курчатовский институт". Просим принять участие в работе Совета или прислать отзыв в одном экземпляре, заверенный печатью организации. «

Автореферат разослан "ц/{" @()_1998г.

Ученый секретарь Специализированного Совета кандидат технических наук

.¿iCC^'

A.B. Юскин

Общая характеристика работы

Актуальность темы. Одним из основных факторов, определяющих срок безопасной эксплуатации энергетического блока атомной электростанции типа ВВЭР, является состояние металла корпуса реактора (КР) в области активной зоны, а именно, его способность сопротивлению хрупкому разрушеншо.

Таким образом прогнозирование и определение степени радиационного охрупчивания материала КР, а также возможность восстановления его механических свойств путем отжига, является в настоящее время одной из основных задач в проблеме обеспечения безопасной эксплуатации атомных электростанций типа ВВЭР в проектный и запроектный период.

Степень радиационного охрупчивания корпусных материалов в значительной мере зависит от coдq)жaния в них меди и фосфора, повышенная концентрация которых привела к быстрой деградации свойств металла сварных швов КР ВВЭР-440 первого поколения. Вопросы радиационного охрупчивания и восстановления отжигом свойств металла КР ВВЭР-440 были проработаны и изучены в последние годы. Отжиг корпуса с целыо восстановления механических свойств металла был реализован на ^эксплуатирующихся блоках АЭС с ВВЭР-440.

При изготовлении корпусов реакторов следующего поколения - ВВЭР-1000 использована сталь с пониженным удержанием меди и фосфора. Однако ввиду больших, по •равнению с ВВЭР-440, размеров КР (толщина стенки, диаметр збечаек) дня повышения технологичности при изготовлешш КР ВВЭР-ЮОО были применены материалы с повышенным удержанием никеля. Для основного металла использовали сталь «арки 15Х2НМФА, а для сварных швов применили сварочные

проволоки марок Сп-08ХГНМТА и Св-ЮХГНМАА.

Результаты некоторых отечественных и зарубежных исследований в области радиационного материаловедения свидетельствуют об отрицательном влиянии никеля на радиационную стойкость материалов при содержании в них никеля >1%. Вместе с тем содержание никеля в материале сварных швов большинства действующих КР ВВЭР-1000 превышает 1,5%, а в некоторых достигает 1,9%. В настоящее время имеется крайне ограниченное количество экспериментальных данных по поведению материалов с высоким содержанием никеля при облучении.

Таким образом, исследование кинетики изменения механических свойств материалов КР ВВЭР-1000 и её зависимости ог содержания никеля в металле, а также возможности восстановления механических свойств материалов КР после облучения методом отжига является одной из главных задач, решение которой необходимо для обоснования безопасной эксплуатации АЭС в проектный и запроектный период.

Цель работы. Целыо настоящей работы являлось исследование радиационного охрупчивания материалов КР ВВЭР-1000 и возможности восстановления отжигом их механических свойств, что является одной из приоритетных задач при обосновании безопасной эксплуатации корпусов реакторов в проектный и запроектный периоды эксплуатации.

В соответствии с этой целыо в работе были поставлены следующие основные задачи:

1. Исследовать влияния содержания никеля на радиационное охрупчивание материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000.

2. Реализовать эксперимент по облучешпо в реакторе ВВЭР-1000 материалов КР с проведением промежуточного отжига по различным температурно-временным режимам, для чего:

• разработать конструкцию облучательного устройства для проведения представительного облучения образцов корпусных сталей в штатных каналах для образцов-сиидетелей корпуса реактора ВВЭР-1000;

• создать комплекс оборудовать для проведения работ по исследованию поведения материалов КР ВВЭР-1000 при чередовании операций облучения и отжига по различным температурно-времешшм режимам;

3. исследовать возможность восстановления отжигом механических свойств облученных материалов КР ВВЭР-1000;

4. установить влияние температуры и длительности отжига на степень восстановления механических свойств материала;

5. определить зависимость степеш! восстановления свойств стали при отжиге от флгоенса нейтронов;

6. оценить скорость и степень охрупчивания материала при последующем за отжигом облучении.

Научная новнзиа. На защиту выносится следующее:

• экспериментальные результаты исследований радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000;

• экспериментально установленные в условиях значительной стабильности условий облучения закономерности влияния содержат™ никеля и флюенса быстрых нейтронов на радиационное охрупчивание стали 15Х2НМФА и сё сварных соединений;

> разработка комплекса оборудования для проведения эксперимента пи реализации облучения, отжига и

последующего облучения в условиях АЭС;

• экспериментальные результаты исследовании процессов восстановления механических свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-ЮОО при проведении отжигов облученных материалов по различным температурно-временным режимам;

• экспериментальные результаты исследования процесса радиационного охрупчивания отожженных материалов корпусов реакторов ВВЭР-ЮОО при последующем за отжигом облучении.

Практическая ценность. Полученные результаты будут применены при оценке радиационного ресурса корпусов реакторов ВВЭР-ЮОО и оптимизации режимов их восстановительной термообработки (отжига) с целью обеспечения безопасной эксплуатации корпусов реакторов в проектный и запроектнын период.

Апробация работы. Основные результаты работы были доложены и обсуждень! на следующих конференциях и семинарах: Совместный США - СССР семинар Координационной комиссии по безопасности гражданских ядерных реакторов, заседание рабочей группы 3 "Радиационное охрупчивание корпуса и опорных конструкций и отжиг корпуса" (Вашингтон, США, Октябрь 1991); International Workshop on WWER-440 Reactor Pressure Vessel Embrittlcmcnt and Annealing (Zavazna Poruba, Slovak Republic, March 1994), Третья международная конференция "Проблемы материаловедения при производстве и эксплуатации оборудования АЭС" (Москва - Санкт-Петербург, Июнь 1994); Семинар "Комплексу ИВВ - 2М - 30 лет" (г.Заречный, 1996);

Четвертая международная конференция "Проблемы материаловедения при производстве и эксплуатации оборудования АЭС" (Санкт-Петербург, Июнь 1996)

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, чрех глав, заключении и списка использованной литературы.

Краткое содержание работы.

Во введении показана актуальность проблемы, сформулирована цель исследования, перечислены положения, выносимые на защиту.

Радиационное охрупчипание материалов корпусов реакторов ВВЭР.

Основными факторами, влияющими на степень радиационного охрупчивания (РО) материалов КР являются условия облучения (фтоенс нейтронов, температура облучения, плотность потока и спектр нейтронов) и химический состав металла (содержание примесных и легирующих элементов).

Для контроля за степенью РО материалов КР при эксплуатации в реактор устанавливаются для облучения образцы из металла обечайки и сварного шва данного корпуса, находящихся в районе активной зоны, т.е. полностью совпадающие по химическому составу с реальным металлом КР. Их принято называть образцы-свидетели (ОС).

Исследования первых комплектов ОС КР ВВЭР-1000 выявили ряд недостатков программы ОС, вызванные неудачной их компоновкой в реакторе, а именно:

1. Большой 1радиент флюенса нейтронов на образцах одного комплекта.

2. Возможный перегрев ОС при облучении.

3. Низкое для прогнозных оценок по РО материалов КР значения фшоенса нейтронов.

Кроме того, несмотря на низкое содержание примесей (меди и фосфора) в материалах КР ВВЭР-1000, результаты исследования первых комплектов ОС материалов КР ВВЭР-1000, а также экспериментальные результаты по определению сдвига критической температуры хрупкости корпусных сталей ВВЭР-1000 после их облучения при температуре 270°С, полученные в РНЦ "Курчатовский институт", выявили повышенную скорость охрупчивания металла и её зависимость от содержания никеля.

Таким образом актуально проведение специальных исследований зависимости радиационного охрупчивания (РО) материалов КР ВВЭР-1000 от содержания в них никеля с реализацией представительного облучения материалов.

Радиационная стойкость материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 и содержание в них ннкеля.

Пределы содержашм никеля в металле обечаек и сварных швов, расположенных напротив активной зоны действующих КР ВВЭР-1000, находятся в диапазоне от 1,1 до 1,9%. Поэтому для исследования были выбраны несколько материалов сварных швов и основного металла с различным содержанием никеля. Содержание примесных элементов, влияющих на степень РО материала (Р и Си), находилось во всех исследованных сплавах прш^но на одном уровне и в пределах ограничений технических условий на металл для КР ВВЭР-1000.

Облучение проводили в свободных от штатных контейнерных сборок (КС) с ОС каналах выгородки реактора 5 блока Нововоронежской АЭС (ВВЭР-1000). Для решения

поставленной в эксперименте задачи необходимо было реализовать облучение образцов до флюепсов равных и превышающих проектные значения. Учитывая, что образцы, помещенные по высоте на тот же уровень что и штатные ОС, могут за одну кампанию работы реактора набрать максимальный флюепс 1х1019н/см2 (Е^0,5МеВ), исследовательские КС решено было удлшшть. Таким образом образцы при облучении располагались ближе к активной зоне и успевали набирать необходимый флгоенс нейтронов.

Для исключения перегрева образцов под действием у-полей облучение проводили в контакте с теплоносителем первого контура. Для предотвращения коррозгш образцов на их поверхность наносили топкое антикоррозионное никелевое покрытие.

После облучения образцов были определены значения фшоеисов быстрых нейтронов и сдвиги критической температуры хрупкости материалов под облучением. Полученные данные представлены на рис. 1 - для основного металла и на рис. 2 - для металла шва. Из рисунков видно, что скорость РО зависит от содержания никеля в металле и возрастает с его повышением. Необходимо отметить, что зависимости РО от фщоенса не соответствуют нормативно-принятому закону пропорциональности сдвига критической температуры хрупкости фтоенсу в степеш! 1/3, а носят скорее линейный характер.

На представленных рисунках изображены также нормативные кривые хода РО, соответствующие значениям Аг = 20 - для сварного шва и Аг = 23 - для основного металла.

Анализ полученных результатов показал, что скорость РО металла КР ВВЭР-1000 зависит от содержания шпееля и возрастает

Р,<1 0"п/стг(Е£0.5Ме\/)

Рис. I Радиационное охрупчивание основного металла с содержашк никеля 0,1% (+); 1,4% (V) и 1,96% (□).

Р,х10,8п/ст2 (Е^О.БМеУ)

Рис.2 Радиационное охрупчивание металла сварного шва с содержанием никеля 1,2К"'о( + ); 1,60" 1. (о) и 2,45" „(Ж).

с его увеличением. Зависимость РО металла КР ВВЭР-1000 носит незатухающий характер в диапазоне флюенсов до 1,5 х 1020 см-2. При малых значениях флюенса нейтронов зависимость РО от содержания никеля в металле невелика, а при повышении флюенсов до значений, соответствующих концу проектного срока эксплуатации КР, влияние содержания никеля в металле возрастает, что существенно при обосновании безопасной эксплуатации действующих корпусов реакторов.

Кроме того из полученных результатов следует, что при фшоенсах шше проектных (заштрихованная область на рисунках) для КР ВВЭР-1000 содержание никеля до 1,5% в металле корпуса не приводит к РО, превышающему нормативную зависимость сдвига критической температуры хрупкости, а при содержании никеля >1,5% нормативная зависимость РО не является консервативной и для значений флюенсов ниже проектных.

Таким образом радиационное охрупчивание металла КР ВВЭР-1000 определяется, главным образом, содержанием никеля и величиной флюенса нейтронов. Для обоснования безопасной эксплуатации КР ВВЭР-1000 в запроектный период, а для корпусов с материалами, содержащими никеля>1,5%, и в проектный период, является актуальным рассмотрение вопроса о возможности восстановления радиационной стойкости материала КР.

Проблема интенсивного охрупчивания материалов КР, а именно, сварных швов, находящихся на уровне активной зоны корпуса реактора, была решена для КР ВВЭР-440. Известно, что эффект РО может быть полностью устранен или существенно ослаблен при отжиге облученного материала. Это открыло принципиальную возможность продления радиационного ресурса

корпусов ВВЭР путем отжига корпусов, достигших предельного состояния по критериям сопротивления хрупкому разрушению. Для обеспечения проектного срока службы и возможности сверх проектной эксплуатации КР ВВЭР-440 был научно обоснован и реализован отжиг этих корпусов.

В связи с этим, для решения вопросов обеспечения проектного ресурса и продления срока службы корпусов реакторов ВВЭР-1000 представляется важным и актуальным изучение возможности восстановления радиационной стойкости материалов этого типа КР методом отжига. Для реакторов ВВЭР -1000, в отличие от ВВЭР - 440, изучение этих вопросов технически трудно реализуемо, так как требует разработки не только устройства для отжига образцов, но и специальных облучательных устройств (контейнерных сборок), отличающихся по конструкции от штатных. Поэтому процесс восстановления свойств материалов КР ВВЭР-1000 остаётся малоизученным в настоящее время.

Проведение эксперимента по определению возможности восстановления радиационной стойкости материалов КР ВВЭР-1000 предполагает реализацию двукратного облучения исследуемых материалов в представительных условиях с проведением промежуточного отжига образцов по различным температурно-временным режимам, а также с обеспечением отбора части образцов для испытания на каждой стадии эксперимента. Эта задача достаточно сложна как с технической, так и с организационной точки зрения, требует разработки и изготовления специального оборудования дни проведения работ в условиях АЭС.

Поэтому для реализации эксперимента необходимо было

усовершенствовать облучательное устройство (контейнерную сборку) н разработать нагрепатсш>нос устройство (печь) для проведения отжига образцов по различным температурно-времеииым режимам в промежутке между двумя облучениями.

Были разработана контейнерная сборка новой конструкции, в которой нижняя часть, содержащая облучаемые образцы, независимо

вращалась относительно верхней части, обеспечивающей крепление КС в штатном канале выгородки реактора, (см. рис.3) Таким образом, конструкция КС позволяла выполнить разворот нижней части с образцами после установки КС и, следовательно, одинаково ориентировать образцы относительно центра активной зоны. Для обеспечения соответствия температуры облучения исследуемых материалов температуре теплоносителя образцы облучали в контакте со средой первого контура реактора. На поверхность образцов наносили антикоррозионное никелевое покрытие. Кроме того, конструкция КС позволяла производить отбор части образцов на различных стадиях эксперимента (облучение - отжиг - облучение) без нарушения целостности остающейся части КС.

Облучение проводили в свободных от штатных сборок каналах выгородки реактора 5-го блока НВАЭС (ВВЭР-1000).

Для проведения промежуточного отжига образцов в условиях АЭС (в течение текущего планово-предупредительного ремонта) было спроектировано и изготовлено специальное отжигающее устройство. Для одновременного отжига нескольких КС по различным температурно-прсменным режимам оно состояло из шести независимо управляемых секций.

Для исследования были выбраны два материала - сварной шов и основной металл - с содержанием никеля 1,68% и 1,3%, соответственно. Содержание примесных элементов в металле сварного шва составляло - 0,008% фосфора и 0,07% меди, а в основном металле - 0,013% фосфора и 0,10% меди.

Параметры облучения были следующими: температура облучения Тобл.=290°С; флакс быстрых нейтронов ~ 2-4х1012 н/см2 (Е>0,5 МеВ).

Промежуточный (между облучениями) восстановительный отжиг проводился по трём режимам: 400°С - 96 часов, 460°С - 50 часов и 490°С - 50 часов.

Для определения степени РО материалов применялась нормативная методика определения сдвига критической температуры хрупкости металла под облучением на стандартных образцах Шарпи. Кроме того на облучение были установлены цилиндрические образцы дня испыгашы на растяжение, на которых определялись критериальные значения предела текучести материалов в исходном состоянии, после облучения и после восстановительного отжига.

Возможность длительной послео гжиговой эксплуатации КР определяется степенью восстановления механических свойств материала после отжига и скоростью охрупчивания металла при последующем за отжигом облучении, поэтому работу необходимо было выполнить по двум направлениям:

1. исследовать степень восстановления прочностных свойств после отжига по различным режимам;

2. оценить кинетику повторного (после отжига) охрупчивания материала.

Степень восстановления механических свойств основного металла и сварного шва стали 15Х2НМФА.

Значения сдвигов критической температуры хрупкости от флюенса быстрых нейтронов, полученные при состояниях до и после отжига мсгалла, представлены на рис. 4 - для основного металла и на рис. 5 - для металла сварного шва.

Анализ полученных дашшх для металла сварного шва и основного металла показывает, что после всех отжигов облученных материалов происходит практически полное восстановлснис их критической температуры хрупкости (Тк). Максимальный возврат свойств (Тк) наблюдается при выдержке с Тогж = 490°С в течение 50 часов. Однако необходимо иметь в виду, что отжиг корпуса реактора при более высокой температуре приводит к сложному напряженно-деформированному состоянию КР и повышает возможность теплового старения материала. В связи с этим актуальным является оптимизация режима восстановительного отжига КР с точки зрения взаимосвязи температуры и длительности его проведения для каждого конкретного корпуса.

На образцах каждого из материалов было проведено исследование влияния накопленного флюенса нейтронов на степень восстановления механических свойств при отжиге. Для этого образцы облучили до различных флюенсов в течение одной и двух кампаний работы реактора и затем отжигали по одному из режимов. Как видно из полученных результатов (см. рис.4 и 5), величина остаточного охрупчивания после отжига одинакова и не зависит от фшоенса.

В данной работе было также проведено исследование восстановления прочностных свойств материалов (предел

1.3% N1, 0.01 3%Р, 0.10%Си Ткг-290°С

Р.хЮ "п/стг(Егг0.5Мо\/)

Рис.4 Сдвиг критической температуры хрупкости основного металла в

состоянии после облучения (о) и последующего отжига но режимам 400°С-% часов (А), 460°С-50 часов (•) и 490°С-50 часов (■).

1.68% N1, 0.008%Р, 0.07%Си "Пгг.-290°С

Р.хЮ'п/сиЛЕгО.БМеУ)

Рис.5 Сдвиг критической температуры хрупкости металла сварного шва в состоянии после облучения (о) и последующего отжига по режимам 400°С-% часов (А), 460°С-50 часов (•) и 490°С-50 часов (В).

текучести) после отжига. Результаты определения предела текучести исследованных материалов на всех стадиях эксперимента представлены в графической форме на рисунках 6, 7.

Анализ полученных данных показывает, что при облучении материалов происходит повышение значений предела чекучесш в 1,3 - 1,5 раза. Из полученных результатов следует, что при всех режимах отжигов происходит существенный возврат механических свойств. При этом, значения предела текучести металла после отжига становятся немного меньше исходных значений, но не выходят за границу требований технических условий на материал, показанную на графиках горизонтальной пунктирной линией. Из данных, представленных на рисунках 6 и 7 видно, что уровень возврата свойств примерно одинаков для отжигов при температурах 460°С и 490°С и немного меньше для 400°С.

Послеотжнговое поведение исследова!шых материалов.

После облучения в течение одной кампании работы реактора и отжига по различным режимам часть образцов Шарпи из сварного шва и основного металла была поставлена на вторичное облучение. Кроме того, вторичному облучешпо были подвергнуты образцы, не прошедшие промежуточный отжиг.

Изменения критической температуры хрупкости основного металла и сварного шва при проведешш всех стадий эксперимента представлены на рисунках 8, 9. На графиках для наглядности показаны нормативные кривые охрупчивания материалов КР ВВЭР-1000, соответствующие значениям коэффициентов радиационного охрупчивания (Аг), равных 20 и 23 для металла сварного шва и основного металла, соответственно. Полученные

1.3% N i, 0.01 3%P, 0.1 0%Cu Tirr.-290°C

0 50 100 150

F,x10'°n/cmJ (E;>0.5MeV)

Рис.6 Изменение предела текучести (Rpo.;) основного металла после облучения (о) и последующего отжига по режимам 400°С-96 часов (А), 460°С-50 часов (.) и 490°С-50 часов (■).

h

1.68%Ni, 0.008%Р, 0.07%Cu Tirr.-290°C

F,x10,Bn/cm' (E;-0.5MeV)

Рис.7 Изменение предела текучести (Rnu) металла cnapnoi о нша после облучения (о) и последующего отжига по режимам •400 4 '-'Xi часов (1). .(Г>()"С'-50 часом (•) и 4Ч0"С'-5() часом (■).

1.3%М1, 0.013%Р, 0.10%Си "Пгг-290°С

Р,х10'п/ст2(Е^0.5МоУ) 1'нс.Ь 11 вменение критической температуры хрупкости основного металла при первичном облучении (о) и облучении после отжигов по режимам 400°С-96 часов (А), 460°С-50 часов (•) и 490°С-50 часов (1).

1.68% N1, 0.008%Р, 0.07%Си "Пгг.-290°С

О

Р,х10'"п/стг(Ег0.5МвУ)

Рнс.9 Изменение критической температуры хрупкости металла сварного шва при первичном облучении (о) и облучении после отжигов по режимам 400°С-% часов (1) и 490°С-50 часов (И).

данные свидетельствуют о том, что прирост критической температуры хрупкости при повторном после отжига облучешш примерно одинаков для всех проведённых режимов отжига и не превышает 85°С для основного металла и 60°С для металла шва при увеличении флюенса нейтронов не менее, чем в два раза.

Кроме того, скорость повторного послсотжигового охрупчивания существенно ниже скорости охрупчивания материала при первичном облучении. Анализ полученных данных показывает, что скорость повторного охрупчивания слабо зависит от температуры проведённого отжига. Очень важен факт, что все полученные значения сдвига Тк при вторичном охрупчнвашш материалов лежат ниже кривых охрупчивания, определенных "Нормами расчета на прочность".

Сравнение кривых вторичного охрупчивания основного металла и металла сварного шва с соответствующими нормативными зависимостями и с полученными значениями при двукратном облучении без промежуточного отжига показывает, что проведение восстановительного отжига материалов не только эффективно восстанавливает механические свойства стали, но и переводит металл в гораздо более устойчивое к воздействию облучением состояние. На протяжении всего периода повторного облучешш как основной металл, так и металл сварного шва имеют относительно низкие значения критической температуры хрупкости. Тем самым достаточно

эффективно решается задача поддержания свойств материала на уровне удаленном от допустимого, обеспечивая высокую степень безопасности эксплуатации КР после проведения отжига.

Основные результаты диссертационной работы

Основными результатами выполненного цикла работ по исследованию радиационного охрупчивания и процесса восстановления механических свойств облученных материалов корпусов реаьггоров ВВЭР-1000 являются следующие:

1. Установлено, что радиационное охрупчивание стали 15Х2НМФА и её сварных соединений зависит от содержания никеля в металле. Облучение материалов КР ВВЭР-1000 с содержанием никеля > 1,5% приводит к более интенсивному, чем предполагалось ранее, радиационному охрупчиваншо.

2. Выяснено, что при фшоенсах ниже проектных для материалов КР ВВЭР-1000, содержание никеля и которых менее 1,5%, степень радиационного охрупчивания не превышает нормативную зависимость сдвига критической температуры хрупкости, если содержание фосфора и меди не выше допустимого по техническим условиям (Р^0.010%, Си<0.08%).

3. Для обоснования безопасной эксплуатации КР ВВЭР-1000 в запроектный период, а для корпусов, содержание никеля в которых >1,5%, и в проектный период, является актуальным рассмотрение вопроса о возможности восстановления отжигом радиационной стойкости материала КР.

4. Реализован эксперимент по облучению в реакторе ВВЭР-1000 материалов КР с проведением промежуточного отжига по различным темпцгатурно-врсменным режимам, для чего разработана конструкция нового облучательного устройства для проведении представительного облучения образцов корпусных сталей в штатных каналах для образцов свидетелей

корпуса реактора ВВЭР-1000 и создано нагревательное устройство для проведения промежуточного (между двумя облучениями) отжига материалов КР по различным тсмпсратурно-врсмснным режимам в условиях АЭС.

5. Проведенные исследования показали, что степень восстановления критической температуры хрупкости облучённого при температуре 290°С материалов КР ВВЭР-1000 при отжигах с температурой от 400 до 490°С составляет от 80 до 100%.

6. Наибольший возврат механических свойств облученной стали наблюдается при отжиге по режиму 490°С, 50 часов.

7. Остаточное после отжига облучённой стали охрупчивание не зависит от фтоенса нейтронов.

8. При проведении послерадиационного отжига материала КР ВВЭР-1000 происходит полное восстановление предела текучести металла.

9. Скорость послеотжигового охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при повторном облучении существенно ниже, чем при первичном облучении. Значения критической температуры хрупкости мaтqшaлoв при повторном после отжига облучении лежат ниже значений, определяемых нормативными кривыми охрупчивания стали.

10. На основании проведённого комплекса исследований в случае необходимости реализации отжига корпуса реактора ВВЭР-1000 для восстановления механических свойств облучённого материала рекомендуется термообработка в диапазоне температур 400-490°С длительностью 50-100 часов.

Основные положения диссертации опубликоваиы в следующих

работах:

1. Vishkarev О.М., Erak D.Yu. at all "Nickel effect on PWR-1000 vessel steel irradiation embrittlement", WG - 3 - 10/91, Washington, USA, 1991.

2. Erak D.Yu. "Experience on reactor pressure vessel annealing at the Novovoronezh NPP", IWG-LMNPP-94/3, IAEA, Vienna, Austria, 1994.

3. Вишкарёв O.M., Ерак Д.Ю. и др. "Влияние никеля на радиационное охрупчивание корпусной стали для ВВЭР-1000", в кн. "Proceedings. Third International Conference on Material Science Problems in NPP Equipment Production and Operation", CRISM "PROMETEY", St.Peterburg, Russia, 1994, vol.3, p. 846 -849.

4. Амаев А.Д., Ерак Д.Ю., Крюков A.M. "Радиационное охрупчивание и восстановление свойств путём отжига материалов корпусов реакторов типа ВВЭР-1000", в кн. "Сборник тезисов и докладов семинара "Комплексу ИВВ - 2М -30 лет", СФ НИКИЭТ ОПНТИ, Свердловск, 1996, стр. 100.

5. Ерак Д.Ю., Крюков A.M. "Обоснование возможности восстановлешш радиациошюй стойкости материалов корпусов реакторов типа ВВЭР-1000 путем отжига", в кн. "Труды Ч стертой международной конференции "Проблемы материаловедения при производстве и эксплуатации оборудования АЭС", ЦНИИ КМ "ПРОМЕТЕЙ", Санкт-Петербург, 1996.