Лекция 5 Корпуса реакторов Хрупкое и вязкое

Лекция 5 Корпуса реакторов

Хрупкое и вязкое разрушение

Концепция механики разрушения

Обобщенные категории механики разрушения для тел, имеющих трещину

Основополагающие принципы линейно-упругой механики разрушения

Схема определения срока службы КР Critical fluence Life time : t = F ( years )— —— 3 F K 0 a K A TT F чч чч — neutron flux T K =T K -T K 0 =A F F 1/3 K, I K IC K (thermoshock, FEM calculation)Ithe curve for the end of service life K IC the K curve in initial state IC T K 0 T* maximum possible DBTT shift TT a K a

Схема определения сдвига Т k по ударным испытаниям До облучения После облучения T Критериальный уровень Флюенс, FУд арная вязкость, K

Контейнер ОС Шахта. Центр активной зоны Стенка корпуса реактора. Поток на ОС Поток нейтронов на ОС в 10 -20 раз выше чем на внутренней поверхности стенки КР «Флакс»

0. 070. 080. 090. 100. 110. 120. 130. 140. 150. 160. 170. 180. 19 -50 -40 -30 -20 -10 0 10 20 30 40 50 60 70 80 F=4 x 1019, cm-2 (E>0. 5 Mev) d=TK(low flux)-TK(high flux), o. C Cu, %Эффект флакса зависит от содержания Cu Cu в в материале. . Положительный эффект при содержании Cu Cu больше ~0. 1 00 % %

Закономерности охрупчивания материалов корпусов ВВЭР-44020406080100120140160180200220240260280 20 40 60 80 100 120 140 160 180 200 220 240 260 280 Первичное облучение Cu-0. 24%, P-0. 040% TK(эксперимент), o. C T K=800(C P+0. 07 C Cu)F 1/3 T K(47 Дж) T K( норматив) Сварной шов: TT KK = 800×(P+0. 07 ×Cu) × (( FF × 10 -18 -18 )) 11 /3 /3 (c(c мм -2 -2 )) Основной металл: TT KK = = 1818 ×× (( F× 10 -18 -18 )) 11 /3/3 (c (c мм -2 -2 ))

РЕШЕНИЕ ПРОБЛЕМ 80 -х Снижение плотности потока нейтронов на корпусе реактора — Установка кассет-экранов в активную зону

РЕШЕНИЕ ПРОБЛЕМ 80 -х • Проведение восстановительного отжига

Схема радиационного охрупчивания сварного шва КР НВАЭС-3 Отжиг 420 о С

Проведение восстановительного отжига корпусов реакторов ВВЭР-440/230 Блок Начало работы Отжиг Режим отжига НВАЭС-3 1971 1987 430 20 С 150 ч НВАЭС-3 1991 475 15 С 100 ч НВАЭС-4 1972 1991 475 15 С 150 ч Кол. АЭС-1 1973 1989 475 15 С 150 ч Кол. АЭС-2 1974 1989 475 15 С 150 ч Общее число отожженных корпусов ВВЭР —

Схема РО материалов СШ КР ВВЭР-440/230 до и после отжига 475 оо С 150 часов I 2 C – “ консервативная ” модель I 2 L – “ горизонтальный сдвиг ” I 2 V – “ вертикальный сдвиг ”

Вырезка темплетов для оценки реального состояния материалов корпусов реакторов ВВЭР-440/230 If T k 5 5 0°C: T k 10 10 = 53. 5 + 0. 94 T k 5 5 + 2. 62 10 -4 (T k 5 5 ) 2 , °C If T k 5 5 0°C: T k 10 10 = 53. 5 + 1. 00 T k 5 5 + 1. 37 10 -4 (T k 5 5 ) 2 , °C 5 × 5 10 ×

Результаты исследования материала темплетов позволили продлить ресурс НВАЭС-3 и НВАЭС-4 до 45 лет и отказаться от вырезки темплетов в 2011 году

Обобщенные результаты исследований ОС МШ Ров. АЭС-

АЭС с ВВЭР-

Зависимость радиационного охрупчивания разрабатывается на основе исследования образцов-свидетелей и образцов из исследовательских программ Контейнерная сборка ОС Исследовательская сборка

Недостатки программы ОС ВВЭР-1000 Недостатки программы ОС ВВЭР-1000 Образцы-свидетели облучаются неравномерно

Технология реконструкции применяе тстс я для обеспечения представительности результатов программ ОС ВВЭР-

Основная проблема: РО МШ с высоким Ni достигло допустимого уровня. Бал. АЭС-1 Кал. АЭС-

Новая модель РО ВВЭР-1000: Ftk TTT ч ч ч ч ч ч OTOT T Ttt t t th t tt bΔT(t)ΔTexp inf 0. 8 0 FF F F AΔTчч ч ч Для ОМ A F =1, 45 о С Для МШ A F = α 1 exp ( α 2 С экв ); С экв =С Ni +С Mn –α 3 С Si 1 = 0, 703; 2 = 0, 883; 3 = 3, 885 t при T кт inf t. T 0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110 120 130 -30 -20 -10 0102030 TF(расчет) — TF(эксперимент) , °C Флюенс, 1022 нейтрон/м 2 (E>0. 5 Мэ. В)

Рост Т к при термическом старении МКР ВВЭР-1000 значительно больше закладываемого в расчет на СХР и достигает ~ 40°С даже на базе 120 -130 тыс. ч.

Развитие работ по обеспечению безопасной эксплуатации новых блоков Развитие современных методов исследований Новая программа ОСУвеличение внутреннего диаметра реактора корпуса для снижения дозовой нагрузки на корпус Усовершенствов ание нормативно-техн ической документации. Усовершенствов ание материалов корпусов Регламентация по содержанию Ni. Ni в в обечайках и сварных швах АЗ и и PP и и Cu. Cu вв обечайках зоны патрубков. Разработка новых сталей Разработка новых моделей радиационного охрупчивания

Сопоставление радиационного охрупчивания сталей 15 Х 2 НМФА-А и 15 Х 2 МФА-А при условиях работы реактора АЭС-2006 60 лет T К A T К 0 = -35°C -40 04080 50 10015 Х 2 НМФА-А 15 Х 2 МФА-АТ К , °С A F = 12 A F = 23 7°C Увеличение диаметра корпуса F • 10 19 , н / см

Общая схема определения остаточного ресурса с позиций СХР Расчет флюенса нейтронов * учет реальной истории энерговыработки и фактических схем загрузки АЗ *прогноз накопления флюенса нейтронов Прогнозное значение Т К (t, F) Ресурс – обоснованный срок безопасной эксплуатации Прогноз скорости радиационного охрупчивания (дозовая зависимость Т К (t, F) )Анализ радиационного охрупчивания материала КР *начальное состояние *данные ОСБлок 1 ( «условия нагружения» ) Блок 2 ( «состояние материалов» ) Максимальное допускаемое (по критериям прочности) значение Т КАРасчетное обоснование целостности КР * Вывод режимов * Теплогидравлические расчеты * Расчеты ГУ (перемешивание) * Расчеты температурных полей и напряжений * Постулируемый дефект * Коэффициенты запаса * Анализы по механике разрушения Не зависит от свойств материала Определяется исходными свойствами материалов и темпом их деградации при эксплуатации КР