Содержание материала

Радиационное охрупчивание

Обеспечение безопасности эксплуатации атомных электростанций в значительной мере зависит от гарантии сопротивления хрупкому разрушению корпуса реактора, с учетом эффекта радиационного охрупчивания стали. Изменение вязкости разрушения материалов в процессе эксплуатации в расчете на сопротивление хрупкому разрушению учитывается введением сдвига исходной температурной зависимости вязкости разрушения на величину сдвига критической температуры хрупкости вследствие облучения.
В результате исследований было установлено, что склонность металла корпуса реактора к радиационному охрупчиванию определяется содержанием примесных элементов, в первую очередь меди и фосфора, а также зависит от структурного состояния металла.
На основании обработки имевшихся данных по радиационной стойкости стали 15Х2МФА и металла сварного шва (корпуса ВВЭР-440) была установлена эмпирическая зависимость коэффициентов радиационного охрупчивания от содержания примесей:
для основного металла
Af = 1100%Р-2, где % Р - процент содержания фосфора в металле;
для металла шва
Аf= 800%(Р+0,07%Си), где %Р и % Сu — процент содержания фосфора и меди в металле шва.
Анализ предлагаемых на основе приведенных зависимостей коэффициентов радиационного охрупчивания показал, что для основного металла значения Аf не ограничивают радиационный ресурс корпуса реактора. Значения коэффициентов радиационного охрупчивания металла сварного шва существенно превышают принятые в проекте, что требует внедрения дополнительных мероприятий для обеспечения безопасности эксплуатации корпусов реакторов в течение проектного ресурса и создания возможности продления срока службы корпусов реакторов.
Для корпусов реакторов ВВЭР-1000 используется сталь 15Х2НМФА-А (в области активной зоны) и сварочные проволоки Св-09ХГНМТА и Св- 12Х2Н2МАА, имеющие ограничение на содержание примесей.
По результатам исследований, проведенных при аттестации стали, коэффициент радиационного охрупчивания стали 15Х2НМФА-А подсчитывается по формуле:
AF=57,5(Cu+10P)+5±6,3
При содержании Сu менее 0,1% и Р менее 0,01% коэффициент Аf не превышает 23°С.
Для металла сварных швов стали 15Х2НМФА-А обеспечивается высокое сопротивление радиационному охрупчиванию (АР=20°С) при ограничении в наплавленном металле фосфора до 0,01 %-0,012% и меди до 0,18-0,1% при (Cu+10P)J0,2%.
Выполненный анализ результатов испытаний образцов-свидетелей материалов корпусов ВВЭР-1000 показал, что в настоящее время фактические значения критической температуры хрупкости не превышают предсказываемых по нормативным документам, однако охрупчивание металла сварного шва может быть в будущем фактором, ограничивающим срок эксплуатации корпуса реактора. В связи с этим, для новых проектов в нормативную документацию введено ограничение по содержанию никеля (NiJ 1,3%).
Принципиальная возможность повышения сопротивления корпусов реакторов хрупкому разрушению открывается при использовании термической обработки (отжига). Термодинамическая неустойчивость различных радиационных дефектов облученного металла приводит к устранению этих дефектов при нагреве и восстановлению свойств облученного металла. Использование отжига позволяет обеспечить эксплуатацию корпусов реактора без достижения потенциально опасного рубежа охрупчивания металла, что существенно повышает безопасность эксплуатации АЭС в течение проектного срока службы и открывает возможность продления эксплуатации корпуса реактора сверх проектного срока службы.
На восстановление свойств металла при термической обработке влияют эксплуатационные факторы (температура облучения, флюенс, спектр и плотность потока нейтронов), металлургические (состав легирующих элементов, содержание примесей, в первую очередь, Сu, Р), вид полуфабриката (поковка, лист, сварной шов), параметры отжига (температура и длительность).
Экспериментальные данные по степени восстановления свойств облученного материала путем отжига свидетельствуют о том, что, несмотря на имеющееся различие в степени восстановления для материалов с различным содержанием примесей, заданная степень восстановления свойств облученного металла может быть определена путем выбора необходимого температурно-временного режима термической обработки. В мае 1987г. выполнен первый опытно-промышленный отжиг сварного шва корпуса реактора ВВЭР-440 блока №3 Нововоронежской АЭС.
Принципиально важным вопросом для обоснования и продления ресурса корпусов ВВЭР является вопрос о соответствии изменения свойств материала корпуса при длительной эксплуатации при относительно низкой плотности потока нейтронов с результатами оценок изменения свойств на основе ускоренных испытаний при высокой плотности потока нейтронов на степень восстановления свойств металла корпуса реактора при отжиге. Выполненный анализ экспериментальных данных позволил установить эмпирическое соотношение, связывающее параметра отжига и эксплуатации, включая плотность потока нейтронов.
С учетом результатов анализа было принято решение о проведении последующих коммерческих отжигов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 при температуре 475±15°С, что позволило получить высокую степень восстановления их свойств.
Реализация отжига корпусов реакторов ВВЭР-440, типа 320 совместно с другими мероприятиями по повышению безопасности позволяет обеспечить надежную и безопасную эксплуатацию корпусов реакторов в течение проектного срока службы и создать основу для продления срока службы сверх проектного.