автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Разработка методов и средств контроля механических свойств металла корпуса ВВЭР в процессе эксплуатации по твердости

(-

1Щ. дм-МШУ

ом /0 //• 90

Научно-производственное объединение "ЭНЕРГИЯ"

Всесоюзный научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций (ВНИИ АЭС)

УIX 620.173 : 521.039 РАЗРАБОТКА МЕТОДОВ И СРЕДСТВ КОНТРОЛЯ МЕХАНИЧЕСКИХ СВОЙСТВ МЕТАЛЛА КОРПУСА ВВЭР В ПРОЦЕССЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ ПО ТВЕРДОСТИ

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

На правах рукописи

БАКИРОВ МУРАТ БАЯШТОВИЧ

Специальность: 051403 "Ядерные энергетические' установки"

Москва 1990

- <г'

/

Работа выполнена ео Всесоюзном научно-исследовательском институте по эксплуатации атомных электростанций Научно-производственного об"единения "Энергия" (ВШИ АЭС НПО "Энергия").

Научный руководитель - доктор технических наук, старший научный сотрудник Гетман А. Ф.

Официальные оппоненты - доктор технических наук,

старший научный сотрудник Иолтуховский А. Г. кандидат технических наук, старший научный сотрудник Караев А. Б.

Ведущая организация - Институт металлургии им. А. А. Байкова

АН СССР.

Защита диссертации состоится " 20 " 42_1990г.

в 1 ^ час, 00 мин, на заседании специализированного Совета К 167.01.01 во Всесоюзном научно-исследовательском институте по эксплуатации атомных электростанций по адресу: 109507, г. Москва, Ферганская ул. д. 25.

С диссертацией молота ознакомиться в библиотеке Всесоюзного научно-исследовательского института по эксплуатации атомных электростанций.

Автореферат разослан " " ^_1990г.

Ученый секретарь специа-^-—

лизированного Совета, к. тж

Бе резин.

- а -

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ.

Актуальность проблемы. Механические свойства конструкционных сталей являются их вазшейшими характеристиками, определяющими прочность, долговечность и работоспособность конструкций, оборудования, трубопроводов, деталей АЭС.

До недавнего времени эти свойства оценивали только на стадии разработки новых марок сталей , а также контролировали в процессе изготовления полуфабриката или изделия. С ростом размеров изделий и требований к их надежности и долговечности возникла необходимость контролировать механические свойства непосредственно во время эксплуатации. Такая необходимость вызвана преяще всего процессами температурного, деформационного, радиационного старения сталей, что приводит к существенному изменению свойств в опасную сторону. Кроме того, для особо ответственных элементов оборудования часто возникает потребность в уточнении прочности и остаточного ресурса с .учетом реальных условий эксплуатации. Периодический эксплуатационный контроль механических свойств является важным условием предупреждения катастрофических разрушений.

Существующая практика определения прочностных свойств сталей предусматривает испытания образцов, что делает либо невозможными, либо затруднительными такие испытания на действующем оборудовании, находящемся в эксплуатации. В атомной энергетике для контроля состояния корпуса ВВЭреактора применяют образцы-

свидетели, которые предположительно воспринимают те же радиационные поля, что и металл корпуса реактора. Однако, процессы старения металла под напряжением образцы-свидетели не отражают. В действительности, практически невозможно полностью воспроизвести радиационные и температурные условия, добиться товдествен-ности металла образцов и корпуса реактора по химическому составу и структуре, что снижает достоверность получаемых результатов. Кроме того, далеко не все ныне эксплуатируемые ядерные реакторы снабжены контрольными образцами-свидетелями.

Таким образом, при эксплуатации ответственного оборудования, к надежности которого предъявляются повышенные требования, з настоящее время остро стоит вопрос о создании методов и технических средств, позволяющих быстро, без повреждения получать достоверные характеристики прочностных свойств. Такие методы получили название безобразцовых или косвенных.

Цель работы. Разработка методики и устройств для натурного безобразцового неразрушающего дистанционного контроля состояния прочностных свойств облученного металла корпусов ВВЭР в процессе эксплуатации АЭС и при проведении восстановительной термообработки металла обечайки активной зоны корпуса реактора

Методы исследования. Из существующих методов безобразцового определения механических свойств, пригодных для решения поставленной задачи, бьш выбран метод твердости, основанный на использовании диаграммы вдавливания шарового индентора, как наиболее надежный и физически обоснованный. Были проведены расчет-но-экспериментальные исследования в развитии этого метода испытания с целью повышения его достоверности и информативности.

Изучение закономерностей упрутопластшеского деформирования в процессе вдавливания сферического индентора проводили на

специально сконструированном дистанционном твердомере ДТ-4, позволяющим с высокой степенью точности получать и обрабатывать на ЭВМ диаграмму вдавливания в широком диапазоне нагрузок и скоростей деформирования. На базе изучения этих закономерностей разработана методика, позволяющая получить обобщенную диаграмму деформирования в области развитых пластических деформаций, определить стандартную величину твердости по Бринеллю, временное сопротивление, коэффициент деформационного упрочнения материала по непрерывной диаграмме вдавливания в координатах "нагрузка на индентор - улругопластическое сближение в контакте - время". Для практического использования метода разработаны дистанционные автоматические твердомеры ДТГК-2, ДТГК-4 для "горячих" камер по контролю облученных образцов, создана установка измерения твердости металла внутренней поверхности стенки корпуса ВВЭР.

Научная новизна работы состоит в следующем

- разработана методика безобразцового натурного определения состояния материалов в условиях облучения;

- разработан дистанционный автоматический твердомер для контроля радиационно активных образцов в "горячих" камерах;

- установлены корреляционные зависимости мезду механическими свойствами и значениями твердости корпусных сталей до и после облучения, получена зависимость изменения твердости от флюенса быстрых нейтронов;

- разработаны установки для дистанционного автоматического безобразцового контроля металла корпусов ВВЗреакторов в процессе эксплуатации;

- проведено натурное определение степени восстановления прочностных свойств металла корпусов шести действующих ядерных реакто-

- б -

ров первого поколения б процессе восстановительной термообработки сварного шва обечайки активной зоны.

Практическая ценность работы заключается в разработке и внедрении методики и приборов для ее реализации по автоматическому безобразцовому контролю материалов и элементов конструкций в условиях высокого радиационного ([юна. Лабораторный дистанционный твердомер ДТГК-2 используется в качестве средства измерения обученных образцов-свидетелей в "горячих" камерах. Методика безобразцового контроля и твердомеры ДТКК-3,ДТК-4,ДТК-4М внедрены в качестве штатного средства измерения при оценке состояния прочностных свойств металла корпусов ВВЭР в процессе восстановительного "отжига".

Суммарный э<$ект от внедрения и использования разработанных базовых приборов только при контроле металла корпусов ядерных реакторов Нововоронежской АЭС, Кольской АЭС, АЭС "Козлодуй" (Болгария) , АЭС "Бруно-Лейшнер" (Германия) составил 1 млн. руб. Апробация работы. Основные результаты работы доложены на:

- Всесоюзной конференции "Современные вопросы механики и технологии машинистроения" (г.Москва, 1986);

- Всесоюзной конференции "Проблемы надежности эксплуатации АЭС" (г. Нововоронеж, 1987);

- Всесоюзной научно-технической конференции "Методы и средства определения твердости металлов и изделий" (г.Иваново, 1990);

- Советско-французском семинаре "Мероприятия, направленные на повышение безопасности энергоблоков АЭС первого поколения" (г.Москва, -1990);

- Втором совместном СССР-США семинаре РГ-3 координационной комиссии по безопасности гражданских ядерных реакторов (г.Москва,

1990).

Публикация. Основное содержание диссертации опубликовано в 10 печатных работах, получены патентные справки на автоматический твердомер ДТ-4 из США, Германии, Финляндии, Полыш, Болгарии.

Структура и обьем работы. Диссертация состоит из предисловия, четырех глав, общих выводов, списка использованных источников, приложения и содержит 138 стр. , из них 40 рисунков и б таблиц. Список литературы включает 125 наименований.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ.

В первой главе освещено состояние вопроса и поставлены задачи исследования.

Возможные аварии сосудов давления корпусов ядерных реакторов вследствие старения металла в процессе эксплуатации АЭС грозят катастрофическими последствиями, поэтому вопросам их прочности и долговечности придается первостепенное значение.

Опыт эксплуатации ядерных реакторов показывает, что наибольший вклад в изменение свойств металла корпусов в опасную сторону вносит радиационное охрупчивание. Для безаварийной работы необходимо проводить периодический натурный контроль металла и при достижении опасного уровня механических свойств временно выводить ядерный реактор из эксплуатации с последующим восстснов-лением свойств металла путем термической обработки охрупченной части корпуса Этот факт получил отражение в работах А. Д. Амаева, Н. Е Алексеенко, И. R Горынина, В. А. Николаева, Kussmaul К. .Leitz С., Gerscha А. , Norris Е. В., Lopez Н. F. , J. R. Hawthorne и др.

Проведение такого контроля связано с разработкой таких методов и приборов, которые позволили бы проводить периодические измерения механических свойств металла действующих ядерных реакторов, не нарушая целостности их поверхности, быстро, с дос-

- 8 -

таточной степенью надеяиости и достоверности.

Среди многообразия методов и технических средств неразруша-ющего контроля, пригодных для решения этой задачи, методы, основанные на измерении характеристик твердости с последующим определением по ним ряда механических свойств, являются предпочтительными как наиболее простые, надежные, экспериментально проверенные и физически обоснованные. Значительные успехи в области теоретического и экспериментального исследования и использования этих методов связаны .с именами А.Ю. Ялтинского, КЕДавиден-кова, Ы. П. Иарковца, С. К Булычева, В. К. Григоровича, M С. Дрозда, С. С. Васаускаса, Г. П. Зайцева, Я. Б. Фридмана, D. Tabora, A. CTNeilla, S. R. Williamsa, С. H. Lee, К. L. Johnsona, H. A.Francisa.

Однако, существующие методы определения твердости имеют ряд недостатков, связанных со сложностью их натурной реализации при контроле металла оборудования, находящегося в условиях облучения. Поэтому возникает необходимость разработки такого метода, который позволил бы проводить измерения дистанционно, в автоматическом режиме и без специальной подготовки поверхности. Наиболее перспективным представляется применение метода, основанного на записи диаграммы внедрения индентора, позволяющего учесть специфические особенности процесса контактного деформирования и полностью автоматизировать процесс испытания.

В настоящей работе были поставлены следующие задачи:

1. Изучить закономерности процесса контактного деформирования при непрерывном внедрении шарового индентора;

2. На основе расчетно-экспериментальных исследований разработать методику дистанционного автоматического измерения стандартной твердости по Бринеллю НВ и ряда механических свойств по восстановленной диаграмме процесса одноосного деформирования испытуе-

мого материала;

3. Сконструировать и изготовить приборы для высокоточной натурной реализации методики непрерывного вдавливания шарового ин-дентора в радиационноактивные материалы;

4. Провести экспериментальные работы с использованием разработанных приборов по совершенствованию расчетных зависимостей методики для сталей корпусного класса различного химического состава, термообработки и дозы нейтронного облучения.

5. Провести натурные измерения твердости металла стенки корпуса ВВЭреактора до и после восстановительного "отжига" с целью определения степени восстановления механических свойств.

Во второй главе изучены закономерности упругопластическо-го контактного деформирования при вдавливании шарового инденто-ра. Аналитические исследования проводились методом конечного элемента с использованием программного комплекса ТЕНАС. Проведены сопоставления конечноэлементных решений задачи о вдавливании шарового индентора с экспериментальными кривыми внедрения для широкого круга материалов, включая сгаль 15Я2МФА, после различных режимов термообработки. Проведены расчеты напряженно-деформированного состояния для разных степеней деформации в зоне отпечатка и на их основе получены кривые внедрения. Упругопластическая задача решалась на основе упругопдастического течения с использованием условия текучести Губерта-Мизеса с изотропнюм упрочнением. На поверхности контакта задавалось условие идеального скольжения. Для оценки связанной с этим погрешности в одном варианте было задано также условие идеального сцепления, при этом разница в усилиях внедрения оказалась незначительной. Применялись треугольные и четырехугольные конечные элементы.

Анализ результатов решения задачи о вдавливании шарового ин-дентора показывает, что наибольшие градиенты компонент напряженно-деформированного состояния имеют место в окрестности границы в области контакта индентора с контртелом. Поэтому необходимо обеспечить в этой зоне достаточно мелкое разбиение, связывая его таким образом с глубиной внедрения. Были получены изолинии экви-

Р

валентной пластической деформации Е и компоненты тензора напряжений в цилиндрической системе координат.

На рис.1 приведена диаграмма внедрения, построенная непосредственно по данным, полученным из машинной диаграммы непрерывного вдавливания шарового индентора на приборе ДТ-4( кривая 1), откорректированная диаграмма внедрения (кривая 2), в которой исключены составляющие глубины внедрения, связанные с упругим деформированием исследуемого материала и других элементов системы. Конечноэлементные расчеты проводились для заданных глубин внедрения, охватывая весь рабочий диапазон кривой внедрения. Отклонение расчетных значений усилия внедрения от экспериментальной кривой внедрения составляет около 10%, что говорит о достаточно высокой точности выбранной конечноэлементной расчетной методики.

На базе конечноэлементного решения изучено влияние различных коэффициентов упрочнения и степени пластической деформации в зоне отпечатка на взаимосвязь напряжения и текучести при линейном напряженном состоянии Rs и средним контактным давлением Рср. по формуле:

Pep - 3*(Rso + Е'* $ * d/D) где: Rso - начальный предел текучести материала, Е*- модуль упрочнения, S - коэффициент пластичности, d - диаметр отпечатка, D - диаметр шара индентора.

Такой анализ показал, что для упрочняьшшхся материалов с различными исходными свойствами нельзя установить единую фунциональную зависимость между Rs и Рср. , и она должна определяться только для определенных классов материалов (.табл. -1 .

Один из методов установления феноменологической зависимости между напряженно-деформированным состоянием при испытаниях на растяжение и вдавливание шарового индентора основан на использовании методики непрерывного вдавливания шарового индентора.

Типичный вид диаграммы вдавливания шарового индентора в координатах "нагрузка Р - упругопластическое сближение в отпечатке (глубина вдавливания) t" представлен на рисунке 1. Непрерывная диаграмма вдавливания состоит из трех участков: участка на-гружения, выдержки под нагрузкой и разгрузки, тем самым сделан переход от регистрации одного лишь значения твердости к изучению всей кинетики локального контактного деформирования материала как при ГОСГовских образцовых испытаниях на одноосное растяжение или сжатие. На этой основе диссертантом был разработан феноменологический подход, позволяющий получать из кинетической диаграммы вдавливания шарового индентора стандартную диаграмму растяжения ( Rs - Ei ). Подход основан на прямом сопоставлении сходственных коэффициентов в уравнениях, описывающих диаграмму растяжения и вдавливания. Обе диаграммы деформирования могут быть представлены согласующимися соотношениями:

ш

растяжение: Rs - А * Ei

п

вдавливание: Рш - В * (h/r)

где А и В, шип- сходственные коэффициенты, зависящие от состояния материала,

Таблица I

РЕЗУЛЬТАТ!! РАСЧЕТА МКЭ НАПРИКИМО-даОРМИРОВАМЮГО СОСТОЯНИЯ ПРИ В1ЩДРЕПИИ ШАРА D = 5 ММ В УПРУГО-ПЛАСТИЧЕСКУЮ СРВДУ С РАЗЛИЧНЫМИ ЛИНЕЙНЫМ УПРОЧНЕНИЕМ

Глубина внедрения в мм Расчетные величины Е' = 760 МПа Е' = 1520 МПа Е' = 2280 МПа Е' = 4560 МПа Е ' = 9120 МПа

R6o. МПа RSo . МПа RSo , МПа RSO . МПа R&0 . МП»

190 380 760 190 380 760 190 380 760 190 380 760 300 380 760

0,15 Рср., МПа 817 1300 2390 997 1400 2500 1060 1630 2570 1240 1810 2780 1920 2150 3100

242 432 812 294 484 864 346 536 916 501 691 1071 923 1003 1383

Рср. Rs. 3,39 3,02 2,94 3,40 2,90 2,90 3,07 3,04 2,81 2,47 2,62 2,60 2,08 2,14 2,24

0,30 Рср., МПа 883 1500 2470 1070 1670 2670 1270 1800 2820 1530 2160 3200 2500 2770 3820

мпа 265 455 835 339 529 909 413 603 983 637 827 1207 1194 1274 1654

Рср. Rs 3,32 3,30 2,96 3,16 3,16 2,94 2,90 2,98 2,87 2,41 2,62 2,65 2,09 2,18 2,31

Зависимость глуби™ внедрения жйстяого сферического мндеитора диаиетре* 2,5 ых от уешит вдавлипання в упругопластичесное кентргело (сталв13Х2>*®Л,эакеляа.отгтуек при 650*С)

1 0 ¡1,1. 0,2 0,3 0,4 0,5

ГЛУБИНА 1ИЕДР1КИЯ,«» 1-исзсодная кривая внедрения; 2-пластическая составляет* глубины внедрения. Крестики соответствует расчётным значениям усилия внедрения.

Рис. 1

Р1 ">

Р2

Р1 ->

Р2

КД

>>

да

кд

>>

АЦП

->

АЦП

кк

ни

УСО -> эвы -> УОИ

л- <-

Р - датчики

КД - коммутатор датчиков

АЦП - аналого-цифровой преобразователь

КК - коммутатор каналов

УСО - устройство сохранения

Ш - накопитель информации

УОИ - устройство отображения информации

ДС - двухкоординагный самописец

Блок с*ема твердомера ДТ-4 Рис. 2

- 14 -

и Рш - напряжение течения при растяжении и вдавливании соответственно, Е1 - деформация при растяжнии, Ь/г - относительная деформация при вдавливании

(!ч -пластическая глубина вдавливания, г - радиус индентора).

Для любого состояния металла параметры А и ш меняются почти линейно с В и п соответственно, и соотношение, описывающее диаграмму деформирования при растяжении, может быть записано в общей форме, включая термины И!, Е1, В, п, г. Для корпусых сталей в различных состояниях термообработки и облучения для

шаоа диаметром 2,5мм получено соотношение:

(0.122-0. 0825*п)

¡^3 - (0. 253*В-11. 58)*Е1 Это общее выражение можно использовать с достаточно высокой точностью для построения диаграммы процесса одноосного деформирования по диаграмме непрерывного вдавливания шарового индентора.

В третьей главе представлены приборные средства для реализации методики непрерывного статического вдавливания инденторов различной формы с последующим определением ряда механических свойств. Были разработаны и изготовлены принципиально новые высокоточные автоматические твердомеры серии ДТ. Работа твердомеров основана на записи и математической обработке диаграмм вдавливания шара, конуса и пирамиды в координатах: "напряжение - деформация", "нагрузка - глубина вдавливания", "нагрузка - время", "глубина вдавливания - время", а также для измерения при заданной нагрузке восстановленной и невосстановленной глубин отпечатков.

Конструкция прибора ДТ-4 (рис.2) позволяет обеспечивать

программирование режимов испытания (например, постоянство скорости нарастания нагрузки на инденгор или глубины вдавливания, проведение циклического нагружения). При этом осуществляется обратная связь по каналам информации: нагрузка - глубина вдавливания - скорость. Подготовка и проведение испытаний осуществляется оператором с помощью пульта управления или блока ввода-вывода данных посредством микро-ЭВМ. в диалоговом режиме.

Для проведения стандартных испытаний некоторых групп конструкционных сталей основного оборудования АЭС микропроцессорная система снабжена "жесткими" программами расчета Обработка результатов испытаний проводится автоматически с выводом на графопостроитель или распечаткой протокола испытаний.

Высокий уровень автоматизации приборов, а также использование в качестве регистрирующих систем радиационно стойких датчиков позволяет использовать их для дистанционных измерений в ра-диационноагрессивных средах, так приборы марки ДТ-2,4(рис. 3) успешно применяются для исследования облученных образцов в "горячих" камерах, а приборы марки ДГК-4 (рис.4) - для контроля степени восстановления свойств металла корпусов ВВЭР в процессе "отжига".

Приборы серии ДГ выставлялись на всесоюзных и международных выставках (ВДНХ-88, ТЕСТЭНСПО-88, ИНТЕРАТОЫКОНТРОЛЬ-89, ФИ-ЕРА ШЛАНО-90), где получили высокую оценку специалистов и были отмечены серебряной и золотой медалью ВДНХ и дипломом первой степени Международной выставки ИНТЕРАГ0МК0НГР0ЛЬ-89.

Автоматический дистанционный твердомер ДТ-4 прошел метрологическую аттестацию во ВНИИ физико-технических и радиотехнических измерений и допущен в качестве рабочего средства измерения к применению. . '

1- узел нагружения; 2- датчик контроля глубины вдавливания индентора! 3- датчик контроля усилия вдавливания индентора; 4— си/гаизмерительный упругий элемент! 5- индентор; 6-устройс-тво автоматического вертикального перемещения образца) 7-отол горизонтальной подачи образца} 8- опорная рама? 9- пульт ручного управления 5 1.0- компьютер.

Рио.З

- м -

ДИСТАНЦИОННЫЙ АВТОМАТИЧЕСКИЙ ТВЕРДОМЕР ДТК-4 ДЛЯ КОНТРОЛЯ МЕТАЛЛА КОРПУСА ВОДО-ВОДЯНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА В-233.

1- устройство крепления и доставки твердомера; 2- шаровой опорйый шарнир; 3- магнитная опора! 4- силовая рама;

5- измерительная головка твердомера с камерой наведения;

6- каретка перемещения измерительной головки твердомера;

7- корпус ядерного ВВЭ реактора.

Рио. 4

- 18 -

В четвертой главе изложены результаты экспериментальных исследований. Были проведены экспериментальные исследования возможности применения безобразцовых методов твердости для контроля механических свойств конструкционных сталей, состаренных в усливиях эксплуатации атомных реакторов. В качестве исследуемых материалов использовались стали трубопроводов реактора АМБ Белоярской АЭС после 100000 часов эксплуатации. Сравнение результатов, полученных методом испытания образцов и безобразцовыми методами, показывает, что для исследованных сталей (после 100000 часов эксплуатации) погрешность при использовании стандартизованных безобразцовых методов не превышает для предела текучести и временного сопротивления 10для относительного поперечного сужения 16%, для удлинения 30%.

Представленные результаты свидетельствуют о том, что безобразцовые методы, основанные на использовании значений твердости НВ и согласно ГОСТ 22761-77 и ГОСТ 22762-77, обладают достаточной для практического применения точностью в случае оценки предела текучести и временного сопротивления. При определении характеристик пластичности эти методы могут быть рекомендованы только для сравнительных качественных оценок. Повышение точности определения этих характеристик требует использования более совершенных методов безобразцового контроля, таких, как метод, основанный на непрерывном вдавливании шарового инденгора.

Аналогичные исследования по определению стандартных механических свойств по значениям твердости проведены для корпусных сталей ВВЭР и их сварных соединений. Всего было исследовано более 40 разных материалов этого класса после различных термообработок. стандартные испытания на растяжение проводили на испыта-

тельных машинах 1ГГЗ-100 (ФРГ), йнстрон-1185 (Англия). Испытания на твердость проводили на приборе ДТЛ-4 с автоматической записью и расшифровкой диаграммы вдавливания, а также на твердомере МЭИТ-7 с определением значений НВ в соответствии с ГОСТ 22761-77. Установление корреляционных зависимостей между пределом текучести ЯрО. 2 , временным сопротивлением Яш и стандартной твердостью по Бринеллю НВ проводилось на основе расчета по методу наименьших квадратов по программе линейного регрессионного анализа (ЗЖ. По результатам рачета были установлены следующие корреляционные зависимости

Яш - 3.5НВ-85; (к-0. 97)

ЯрО.2 -3.15 НВ-116 ; (3-0,96) где Я - коэффициент множественной корреляции.

На рис.5 и 6 представлены усредненные графики этих зависимостей. Исходя из того, что погрешности при определении прочностных характеристик по значениям НВ для этих зависимостей невелики, данные формулы следует рекомендовать для практического использования.

фи испытаниях образцов на твердость проводилась запись и математическая обработка диаграммы вдавливания. Результаты обработки этих диаграмм позволили с высокой точностью провести проверку предположения о возможности простого, физически обоснованного определения временного сопротивления по формуле: !?т - 1/3 * Нтах

где твердость Нтах определяется в точке ее максимального значения, для чего использовали специальную программу обработки кривой нагрузки сглаживающим сплайном с определением первой и второй восстановленной производной функции. Погрешность определения временного сопротивления по этой формуле также не превышает 10%.

Rm 1200

1 000

300

о 3 0

^^^ i i

„«•-i "н г"' о / У

»'"и ~ 1 3 _ ^ m i s asp "^0 а ш ✓ и

1 1 <3 , 1

130

200

"240

250 280

Рис.5

330

320

340

360 Н9

0

180 200 220 240 260 280

РйС. 6.

300

320

340

3Ó0 НЭ

Однако, в отличие от формул, получаемых по результатам статистической обработки, эта зависимость обладает определенной универсальностью и по этой причине является более предпочтительной для использования, особенно при анализе плохо изученных групп материалов. По результатам этих статистических исследований и на базе литературных данных НПО "Энергия" в 1986 году была выпущена отраслевая инструкция по определению механических свойств металла оборудования АЭС безобразцовыми методами по твердости.

Также изучено влияние реакторного облучения на значения твердости металла корпусов и сварных швов сосудов давления ВВЭ реакторов. Исследования проводили на образцах-свидетелях, изготовленных из этих материалов, а также по результатам измерения твердости темплетов, вырезанных из сварного шва обечайки активной зоны корпуса реактора 1-го блока Бэвоворонежской АЭС. По результатам этих измерений получили зависимость изменения твердости дНВ от флюенса быстрых нейтронов Р в диапазоне изменений

- 19 20 2

последнего от 10 до 10 . нейтрон/см

-19 0.8 дНВ - 5* ( Р * 10 )

Наибольший практический интерес представляют результаты натурных измерений твердости НВ и временного сопротивления Яш,проведенные впервые в мировой практике на приборе ДТК-4 при контроле степени восстановления механических свойств металла шести действующих ВВЭреакторов первого поколения з процессе восстановительной термообработки "отжига" металла сварного шва N4 обечайки активной зона Результаты такого натурного контроля представлены в таблице 2.

АЗС номер блока Ь*есто зш«ера Значение HB до отжига Значение до стяига Значение HB после отжига Значение Rm после отжига НВср. обл НВср. отя К.тср.00л ftm cp. OÏX

Ново воронежская АЭС 3 блок основной металл сварной аюа 200; 205; 195; 195;£06. 245; 250; 255; 240. 69; 70; 67; 57; 70. 83:84; йб; 81. ISO;ISS;175;135 190; 200; ISS; 205. 63; 04:51:54. 66; 69; 67:70. 200 181 248 198 69 63 64 68

Кольская АЗС 1 блек основной металл сварной ¡ЙОЙ 2S6;219;221;228;218;221;216; 217;220;224;219;217;229;232; 233; 230; 230; 213:231:225; 223; 232. 24S;247;243;241;2*0:226; 231. 76:74:75; 77; 74; 74;75:76;74;74; 79;78:78;72;78; 79. -2; S3: Й2: ri2:81 ; 134:195:139; 201; EGO;. 133; 184:190; ISO; 183; 193; 187: 155; 193:191 ; 193; 193; 156: 130;193. 198;199;210:207;210;203;200; 201;201. 63; 57; 66; 69; 69:66 63; 66; 66; 66; 67:66: S3; 67; S6; 57; 68:63: 55; 39. oí?; 6Э; 71 ; 71 ; 71 ; 70:69: ¡59:59. 191 240 203 76 66 ßl 70

Кольская АЗС основной металл 223; 231; 232;225;235;229;222; 230:217. 77;78;79:80;80; 73; 74. 193;195;192;196;191; 193;189; 196;196;£02;197;156;132;1S3; 195. 67:67:66;63;66;67;66: 58; 67; 70; 68; 67; 67; 67; 67. 229 194 78 67

2 ОЛОК сварной шов 244;229 03; 78. 215;211;E07¡211:203;210;212; 219. 74;71;71:71;70;71;72; 75. 237 211 80 71

АЭС Вруно-Лейшнер основной металл сварной 230; 235; 225; 235; 215; 215; 225; 225; 235; 230; 230; 235; 235; 235; 215;225;220;230:230;230;23S. 78; 80; 76; 80; 73; 76:20; 78; 78; еО; 73;7б;75;76;78; 205; 205; 200; 2G0; £05:20S; 195; 200:200; 200; ZIG; 205; 200; 200; 200:205; 200; EOS-, 205; 205; 205; 195:190. 70; 70; 69:69:70; 70; 67; 69;69;69;71;70:69:69; 69 ; 70; 69; 70; 70; 70; 70; 67; во. 228 202 78 69

1 блок шов 245;245;240;245;£40; 240;245; 240. 63:S3:31:83;81; 81. 200; 205; 210; 190; 195; 195. 69 ; 70; 71 ; 66; 67; 67. 243 199 82 69

АЗС Бруно-Дэйшнер основной металл 233;225;227;221; 230;233;223; 235; 220; 235;236; 223; 226; 225; 230;234;222;217;228;223;232; 222;233;231;228. 79; 76; 77; 75; 78; 80; 78; 80; 60; 76; 78;80;76:74;77; 76; 79; 78:77. 212;217;218;211 ; 215;£17;213; £14;199;205;207;211;212;20Q; 213;200;Ell; 207;205;208;£07. 72:74:74; 71; 74; 74:73: 74 ; 68 ; 70; 71 ; 71 ; 72; 69; 73; 69:71; 71; 70; 71:71. 228 210 78 71

г олок сварной шов 234; 235:235; 242; 232; 240; 240; 237;247:242. 80; 80; SQ; 82;7fl; 80; 83; 32. 211;214;218;219;209;£02;215; 210-.210; 197;209; 211. 71 ; 74:75:7S; 71 ; 69; 74; 71;71:67; 71:71. 238 210 81 71

АЗС Коэлодуй основной металл £07; 206; 203; 210; 201 ; 201 ;202: 203;199:196;199;207;209;202; 196; 199. 71; 70;69;71;69; 69; S9; 68; 68; 71; 69;69. 189; 135; 194; 193; 199; 196; 1B9; 193; 190; 186; 133; 193; 192; 179; 185:192; 139; 190; 194; 133; 1S5. 66; 67; 67; 67; 69; 67; 65; 56; 66; 64; 63; 66; 66; 63; 64; 64. 203 190 69 66

1 блок оварной шов 2Я2; 237; 236; 233- 233; 230; 222; £21;193. 78: ЙО; SO; 79; 79; 75; 66. •: £03:203:201 ¡192; 190; 194; IS5; 130;1S5;201. 69; 69; 69; 36; 55; 65; 53; ôo; 67; 69. 226 197 •7*7 67 !

- 23 -

Пользуясь сертификатными данными завода-изготовителя (ПО Яжорский завод) , можно по формулам

Rm( облученное) -Rm( отожженное)

8с ----------------------------- * 100%

Rm( облученное) -Rm( исходное)

НВ( облученное) -НВ( исходное)

D -...........................

1/3

(F/Fo)

18 2 19 2

где Fo-10 п/см ; F-5*10 n/см для Е > 0.5 МэУ

определить коэффициент восстановлена временного сопротивления 8с и степень радиационного отЕерденоя материала D. Так, для основного металла & - 80%; D-8, а для сварного шва & - 70%; D-16. Эти результаты говорят о более высокой степени радиационного упрочнения металла сварного шва по-отношению к основному металлу обечайки активной зоны и о высокой эффективности восстановительной термообработки для корпусов реакторов, вырабатывающих свой ресурс по хрупкой прочности.

СВОДКА РЕЗУЛЬТАТОВ И ВЫВОДЫ.

1. На основе анализа исследований механических свойств металла действующего оборудования АЭС, работающего в условиях облучения, предложен безобразцовый метод контроля, основанный на записи диаграммы вдавливания шарового индентора

2. Разработан вариаант решения упругопластической контактной задачи о вдавливании шарового индентора в материалы с различной деформационной способностью. Изучено влияние исходного состояния материала на связь среднего контактного напряжения в отпечатке

с пределом текучести испытуемого материала для различных степеней деформации в зоне отпечатка.

3. Предложено уравнение, связывающее диаграммы деформирования при испытаниях на растяжение с параметрами диаграмм непрерывного вдавливания шарового индентора.

4. Разработана методика определения твердости НБ и ряда механических свойств металла оборудования АЭС, в том числе с учетом фактического состояния исследуемой поверхности.

5. Для практического внедрения метода разработаны, аттестованы и внедрены твердомеры серии дг. Приборы этой серии имекя высокую степень автоматизации процессов измерения и обработки результатов и позволяют проводить испытания облученных материалов в условиях "горячих" камер и натурный контроль металла корпусов ВВЗР в процессе эксплуатации. Твердомеры отмечены золотой и серебряной медалями ВДНХ и международной выставки "Интератомкон-троль-89".

6. Проведены измерения характеристик твердости образцов сталей корпусов БВЭР и трубопроводов АЭС в различных состояниях термообработки и после облучения различными дозами нейтронов. По результатам этих измерений получены зависимости изменения твердости от флюенса быстрых нейтронов, установлены корреляционные соотношения между значениями твердости по Бринеллю HB и прочностными свойствами исследуемых сталей.

7. Предложенный метод и технические средства (прибор, система крепления и доставки к месту измерения) использованы для натурного контроля степени восстановления прочностных свойств металла сварных швов активной зоны корпусов действующих БВЭР в процессе восстановительной термообработки - "отжига" на III блоке Нововоронежской АЭС (СССР), I и II блоках АЭС "Бруно-Лейшнер" (Германия), I блоке АЭС "Козлодуй" (Болгария). Результаты измерений были использованы при принятии решения о возможности дальнейшей эксплуатации указанных реакторов.

- 25 -

Основные результаты диссертации опубликованы в работах

1. Гетман А.Ф., Бакиров М. Б. Исследование безобразцовых методов контроля механических свойств оборудования энергетических реакторов в условиях длительной эксплуатации. - Труды Московского энергетического института, М.: 1987, Выпуск 137, с.99-103.

2. Гетман А. Ф., Бакиров М. Б. Не разрушающий контроль механических свойств металла корпусов реакторов типа ВВЭР в процессе восстановительного отжига. / В сб. Совершенствование уровня эксплуатации АЭС. - Е: Атомиздат, 1989, с. 145-149.

3. Гетман А. Ф., Бакиров М. Б. Контроль твердости корпуса ВВЭР в процессе восстановительного отжига. - Сборник докладов 1го Всесоюзного совещания "Проблемы надежности и безопасности эксплуатации АЭС". - НВАЭС, июнь, 1987, том 2, ДСГО574 от 31.05.88, Минатомэнерго СССР, с. 327-336.

4. Бакиров М. Б. Построение диаграмм деформирования методом вдавливания шарового индентора. - Там же, с. 337-344.

5. Амаев А. Д., Бакиров Ы Б., Соколов М. А. Построение диаграммы деформирования стали марки 1522МФА методом непрерывного вдавливания шарового индентора. - ИАЭ-4942/11, Препринт, М.: 1989.

6. Гетман А. Ф., Бакиров М. Б., Таборко И. А. Новый прибор и методика для определения твердости и механических свойств материалов. - Тезисы докладов Всесоюзной научно-техничской конференции "Методы и средства определения твердости металлов и изделий", Г.Иваново, 1990, с. 13-14.

7. А. с. N1439451 СССР. Способ определения характеристик механических свойств материала в изделии. М. Б. Бакиров, Б. И. Грибов,. В. В. Конюхов. Заявка N4217976; Заявлено 31. 03. 87; Опубл. 22. 07.88.

8. А. с. N1499014 СССР. Механизм преобразования вращательного движения- в поступательное. В. Е Конюхов, Б. И. Грибов, М. Б. Бакиров, А. Е Клименок. Заявка N4353656; Заявлено 30.12.87; Опубл. 08. 04. 39.

9. Положительное решение на Заявку N4345854/31-28. Способ измерения динамической твердости материалов. М. М. Астахов, М. Б. Бакиров, А. Ф. Гетман, А. Е Логинов, Л. П. Лошманов. Заявлено 18.12. 87.

10. Положительное решение на Заявку N4449540/25-28. Твердомер. Ы. Б. Бакиров, А. Ф. Гетман, В. И. Грибов, А. А. Бордюговский, А. П. Клименок. Заявлено 22.04. 88.

Подписано к печати 15.11.90. Об"ем 1.0. п. л. Тираж 100 экз. Заказ N Ь&Э Типография ВНИИ АЭС НПО "Энергия".