RU2081187C1

RU2081187C1 - Method for recovering properties of material of power reactor casings

Info

Publication number: RU2081187C1
Application number: RU93038565A
Authority: RU
Inventors: В.И. Баданин; В.А. Николаев; Н.Н. Алексеенко; В.В. Рыбин; И.В. Горынин; М.Ф. Рогов; Ю.Г. Драгунов; П.А. Платонов; А.М. Крюков; Я.И. Штромбах; М.А. Соколов; А.Д. Амаев
Original assignee: Центральный научно-исследовательский институт конструкционных материалов "Прометей"
Priority date: 1993-07-27
Filing date: 1993-07-27
Publication date: 1997-06-10

Abstract

FIELD: power engineering. SUBSTANCE: invention relates to recovering thermal treatment of casings of water-water power reactors and is aimed at increasing their endurance and operating safety. Experimental results are presented regarding recovery of hardness and critical temperature of material shortness in dependence on temperature and tempering time as well as efficiency in recovering steel and its weld seam metal irradiated with fluency 8•10¹⁹ neutr/sq.cm (E ≥ 0.5 MeV) resulted from tempering in accordance with method of invention. EFFECT: achieved appropriateness of method to various objects subjected to neutron irradiation.

Description

Изобретение относится к восстановительной термической обработке корпусов водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) и направлено на повышение их ресурса и безопасности эксплуатации. The invention relates to heat recovery treatment of pressurized water reactors (VVER) and is aimed at increasing their resource and operational safety.

Корпус реактора типа ВВЭР представляет собой толстостенный цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем, выполненный из ферритоперлитной стали. Высота корпуса 10-12 м, диаметр 3-4 м, масса 300 т. Изготовление и полный цикл термической обработки (закалка и неоднократный высокий отпуск) осуществляется на специализированном предприятии. The VVER-type reactor vessel is a thick-walled cylindrical vessel with an elliptical bottom made of ferritoperlite steel. The height of the hull is 10-12 m, the diameter is 3-4 m, and the mass is 300 tons. Production and the full cycle of heat treatment (hardening and repeated high tempering) are carried out at a specialized enterprise.

В процессе эксплуатации материал корпуса реактора подвергается воздействию нейтронного потока плотностью ψ=10¹⁰-10¹³ нейтр/см² при температуре 250-290^oC. Главным следствием такого воздействия является снижение сопротивления хрупкому разрушению (повышению критической температуры хрупкости материала T_к), что приводит к ограничению срока эксплуатации корпуса реактора. Безопасный срок эксплуатации корпусов реакторов определяется продолжительностью их работы до момента достижения предельно допустимой величины T_к, определяемой путем расчета на сопротивление хрупкому разрушению ("Нормы расчета на прочность элементов реакторов" М. "Металлургия", 1973 г.).During operation, the material of the reactor vessel is exposed to a neutron flux of density ψ = 10 ¹⁰ -10 ¹³ neutr / cm ² at a temperature of 250-290 ^o C. The main consequence of this effect is a decrease in brittle fracture resistance (increase in the critical temperature of brittleness of the material T _k ), which leads to a limitation of the life of the reactor vessel. The safe life of the reactor vessels is determined by the duration of their operation until they reach the maximum permissible value of T _k , determined by calculating the resistance to brittle fracture ("Norms for calculating the strength of reactor elements" M. Metallurgy, 1973).

Одной из необходимых составляющих такого расчета является величина исходного (T_кс) металла корпуса реактора в состоянии поставки после штатного режима термической обработки. Однако для ряда корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения определение величины T_ко в состоянии поставки не проводилось (например, 1 и 2, блоки Кольской АЭС, 1 и 2 блоки АЭС "Козлодуи" и др.), определяли только величину ударной вязкости при комнатной температуре. Поэтому для таких корпусов реакторов невозможно определить величину допустимого смещения T_к вследствие нейтронного облучения, а сам расчет радиационного ресурса и срока эксплуатации содержит значительную долю неопределенности и субъективности.One of the necessary components of this calculation is the value of the initial (T _cc ) metal of the reactor vessel in the delivery state after the normal heat treatment. However, for a number of first-generation WWER-440 reactor vessels, the determination of T _ko in the delivery state was not carried out (for example, 1 and 2, units of the Kola NPP, 1 and 2 of the Kozlodui NPP units, etc.), only the impact strength at room temperature was determined temperature. Therefore, for such reactor vessels it is impossible to determine the value of the permissible bias T _to due to neutron irradiation, and the calculation of the radiation resource and lifetime is a significant part of the uncertainty and subjectivity.

Положение может быть исправлено путем вырезки темплетов (трепанов) из конкретного корпуса реактора, изготовлением из них необходимого количества образцов и их испытанием для определения T_ко после восстановительной термической обработки с целью устранения радиационных дефектов, возникающих в металле корпуса реактора в процессе его эксплуатации.The situation can be corrected by cutting out the templates (trepans) from a specific reactor vessel, manufacturing the necessary number of samples from them and testing them to determine T _ko after reconstructive heat treatment in order to eliminate radiation defects that arise in the metal of the reactor vessel during its operation.

В отечественной и зарубежной практике известны различные способы восстановления работоспособности металлических материалов после различных режимов эксплуатации, в том числе и корпусов реакторов АЭС. In domestic and foreign practice, various methods are known for restoring the working capacity of metallic materials after various operating modes, including reactor vessel casings.

Ближайшим аналогом является способ восстановления свойств материала корпусов энергетических реакторов, включающий нагрев в печи до температуры, превышающей температуру эксплуатации, выдержку и охлаждение (РЖ "Металлургия, N2, 1979, реф. 241041). The closest analogue is a method of restoring the properties of the material of the reactor vessels, including heating in a furnace to a temperature exceeding the operating temperature, holding and cooling (RZ "Metallurgy, N2, 1979, ref. 241041).

Однако на основании исследований, выполненных авторами, к настоящему времени установлено, что отжиг радиационных дефектов продолжается и при нагреве выше 450^oC. На фиг. 1 показан процесс восстановления электросопротивления основного металла

и металла сварного шва (X, O) корпуса реактора НВ-1 блока НВ АЭС после 20 лет эксплуатации в результате изохронного отжига длительностью τ 1 ч. Из полученных данных следует, что распад радиационных дефектов, вызывающих рост электросопротивления, продолжается до 600^oC, а далее наступает затухание в изменении свойств металла.However, based on studies carried out by the authors, it has now been established that annealing of radiation defects continues even when heated above 450 ^° C. FIG. 1 shows the process of restoring the electrical resistance of the base metal

and weld metal (X, O) of the reactor vessel NV-1 of the NV NPP unit after 20 years of operation as a result of isochronous annealing of τ 1 hour duration. From the data obtained it follows that the decay of radiation defects causing an increase in electrical resistance continues to 600 ^o C, and then there is attenuation in a change in the properties of the metal.

Помимо радиационного охрупчивания в результате длительного воздействия эксплуатационной температуры (270- 290^oC) у стали происходит тепловое охрупчивание вследствие перераспределения примесных элементов с ограниченной растворимостью в L-железе (P, Sb, Sn). Из классического металловедения известно, что устранение эффекта теплового охрупчивания требует нагрева в интервале 550-650^oC длительностью 1-2 ч. Следовательно, температура нагрева, указанная в способе-прототипе, явно недостаточна для полного восстановления физико-механических свойств металла корпуса реактора.In addition to radiation embrittlement as a result of prolonged exposure to operating temperature (270-290 ^° C), steel embrittlement also undergoes thermal embrittlement due to redistribution of impurity elements with limited solubility in L-iron (P, Sb, Sn). From classical metal science it is known that the elimination of the effect of thermal embrittlement requires heating in the range of 550-650 ^o C for 1-2 hours. Therefore, the heating temperature specified in the prototype method is clearly insufficient to completely restore the physicomechanical properties of the metal of the reactor vessel.

Техническим результатом является разработка универсального способа восстановительной термической обработки стальных изделий, в равной мере пригодной для различных объектов, подвергающихся нейтронному облучению плотностью Φ=10¹⁰-10¹³ см^-2 при температуре 250-290^oC. Выбор режима отжига диктуется следующими соображениями:
температура нагрева должна быть максимально высокой для того, чтобы полностью устранить последствия радиационного повреждения структуры металла, включая как радиационные дефекты, так и радиационно-индуцированные примесные кластеры, сегрегаты и зародыши вторичных фаз;
температура и длительность нагрева не должны быть настолько велики, чтобы вызвать изменения базовой структуры материала, в первую очередь морфологию карбидных фаз, сформировавшуюся на стадии производственной термообработки.The technical result is the development of a universal method for the recovery heat treatment of steel products, equally suitable for various objects subjected to neutron irradiation with a density of Φ = 10 ¹⁰ -10 ¹³ cm ^-2 at a temperature of 250-290 ^o C. The choice of annealing mode is dictated by the following considerations:
the heating temperature should be as high as possible in order to completely eliminate the effects of radiation damage to the metal structure, including both radiation defects and radiation-induced impurity clusters, segregates and nuclei of secondary phases;
the temperature and duration of heating should not be so large as to cause changes in the basic structure of the material, primarily the morphology of the carbide phases formed at the stage of industrial heat treatment.

Технический результат достигается тем, что для получения первоначальных свойств металла корпусов ВВЭР производится нагрев образцов, изготовленных из металла данного корпуса реактора после определенного срока его эксплуатации до температуры, на 300-400^oC превышающей рабочую, но на 20^o ниже температуры отпуска корпуса реактора в процессе его производства, выдержка при выбранной температуре в течение 1-10 ч и последующее охлаждение образцов со скоростью, имитирующей скорость охлаждения корпуса реактора в промышленных условиях (8-15^o/ч до температуры 300^oC вместе с печью, далее на воздухе).The technical result is achieved in that in order to obtain the initial properties of the metal of the VVER vessels, samples made from the metal of this reactor vessel are heated after a certain period of its operation to a temperature 300-400 ^o C higher than the working one, but 20 ^o lower than the tempering temperature of the reactor vessel the process of its production, holding at the selected temperature for 1-10 hours and subsequent cooling of the samples at a speed that simulates the cooling rate of the reactor vessel under industrial conditions (8-15 ^o / h to the pace 300 ^o C together with the furnace, then in the air).

Известно, что временной фактор оказывает меньшее влияние на восстановление свойств облученных материалов по сравнению с температурой отжига. На фиг. 2 представлены результаты исследования авторов по восстановлению твердости основного металла и металла сварного шва корпуса реактора 1 блока HB АЭС в результате изотермического отжига длительностью 0,1-100 ч: о○- исходное состояние; + после облучения флюенсом 8•10¹⁹ см^-2 при 270^oC; . после облучения и отжига при 650^oC, 2 ч. Видно, что основные изменения происходят в первые часы отжига (до 10 ч), при этом, чем выше температура отжига, чем меньше требуется времени для достижения насыщения в изменении твердости облученных материалов. По мнению авторов, для получения первоначальных свойств отжиг облученных материалов при указанных выше температурах следует проводить в интервале 1-10 ч.It is known that the time factor has a lesser effect on the restoration of the properties of irradiated materials compared with the annealing temperature. In FIG. 2 presents the results of a study by the authors on the restoration of the hardness of the base metal and the weld metal of the reactor vessel 1 of the HB unit of nuclear power plants as a result of isothermal annealing for a duration of 0.1-100 hours: o ○ - initial state; + after irradiation with a fluence of 8 • 10 ¹⁹ cm ^-2 at 270 ^o C; . after irradiation and annealing at 650 ^o C, 2 hours. It can be seen that the main changes occur in the first hours of annealing (up to 10 hours), the higher the annealing temperature, the less time required to achieve saturation in the change in hardness of the irradiated materials. According to the authors, to obtain the initial properties, annealing of irradiated materials at the above temperatures should be carried out in the range of 1-10 hours.

Пример 1. Требуется выбрать режим отжига для определения первоначальных свойств основного металла и металла сварного шва корпус реактора ВВЭР-440 (рабочая температура 270^oC). Сталь 15Х2МФА после закалки подвергают отпуску при температуре 690±10^oC ( ТУ 5.961-11061-77), а ее сварные соединения при температуре 670±10^oC ("Правила и нормы в атомной энергетике", ПНАЭ Г-7-009-89. Атомэнергоиздат, 1991). Поэтому для основного металла температура отжига должна быть не выше 670^oC, а для металла сварного шва 650^oC.Example 1. It is required to select the annealing mode to determine the initial properties of the base metal and the weld metal of the VVER-440 reactor vessel (operating temperature 270 ^o C). After quenching, steel 15X2MFA is tempered at a temperature of 690 ± 10 ^o C (TU 5.961-11061-77), and its welded joints at a temperature of 670 ± 10 ^o C ("Rules and regulations in nuclear energy", PNAE G-7-009- 89. Atomenergoizdat, 1991). Therefore, for the base metal, the annealing temperature should not be higher than 670 ^o C, and for the weld metal 650 ^o C.

Длительность отжига (τ) должна быть 1 ≅ τ ≅ 10 ч.. The duration of annealing (τ) should be 1 ≅ τ ≅ 10 hours.

Пример 2. Требуется выбрать режим отжига для определения первоначальных свойств металла корпуса реактора ВВЭР-1000. Корпуса реакторов ВВЭР-1000 изготавливают из стали 15Х2НМФА, для которой температура отпуска равна 670±10^oC (ТУ 108.765-78), а для ее сварных соединений - 650±10^oC (табл. N 5ПН АЭГ-7-009-89). Следовательно, для основного металла температура нагрева должна быть не выше 650^oC, для металла шва - 630^oC. Длительность отжига (τ) должна быть 1 ≅ τ ≅ 10 ч.Example 2. It is required to choose an annealing mode to determine the initial properties of the metal of the VVER-1000 reactor vessel. VVER-1000 reactor vessels are made of 15Kh2NMFA steel, for which the tempering temperature is 670 ± 10 ^o C (TU 108.765-78), and for its welded joints 650 ± 10 ^o C (Table N 5PN AEG-7-009-89 ) Therefore, for the base metal, the heating temperature should not be higher than 650 ^o C, for the weld metal - 630 ^o C. The annealing time (τ) should be 1 ≅ τ ≅ 10 hours.

На фиг. 3-4 приведены результаты опытов по определению первоначальных свойств облученных материалов (критической температуры хрупкости) путем отжига по предлагаемому способу. С целью проверки корректности выбранного режима восстановительного отжига опыты проводили на металле с известным значением T_ko в состоянии поставки. Из фиг. 3 видно, что в результате нейтронного облучения в реакторе Кольской АЭС флюенсом 8•10¹⁹ см^-2 критическая температура хрупкости стали 15Х2МФА (пл. 105272)C 30^oC (в состоянии поставки) сместилась вправо до -10^oC (обозначения те же, что на фиг. 2). После 2-ч отжига при 650^oC наблюдаем обратное смещение T_k влево до -80^oC, т. е. в результате указанного отжига T_k облученной стали полностью совпала с первоначальной величиной T_ko -30^oC.In FIG. 3-4 shows the results of experiments to determine the initial properties of irradiated materials (critical temperature of fragility) by annealing according to the proposed method. In order to verify the correctness of the selected regime of reductive annealing, the experiments were performed on a metal with a known value of T _ko in the delivery state. From FIG. Figure 3 shows that as a result of neutron irradiation in the reactor of the Kola NPP with a fluence of 8 • 10 ¹⁹ cm ^{-2, the} critical temperature of brittleness of steel 15Kh2MFA (pl. 105272) C 30 ^o C (in the delivery state) shifted to the right to -10 ^o C (the same designations , as in Fig. 2). After 2 hours of annealing at 650 ^o C, we observe a reverse shift of T _{k to the} left to -80 ^o C, i.e., as a result of the indicated annealing, T _{k of} irradiated steel completely coincided with the initial value of T _ko -30 ^o C.

На фиг. 4 показаны результаты испытания образцов металла сварного шва стали 15Х2МФА в исходном и облученном состояниях, а также после отжига при 650^oC предварительно облученных образцов в реакторе Кольской АЭС (8•10¹⁹ см^-2): наружный (○), промежуточный (□), поднаплавочный

слои и основной металл (Δ) Видно, что T_k образцов после 650-градусного отжига также полностью совпала с первоначальной величиной T_ko 30^oC этого материала до облучения.In FIG. Figure 4 shows the results of testing samples of the weld metal of steel 15Kh2MFA in the initial and irradiated states, as well as after annealing at 650 ^o C pre-irradiated samples in the reactor of the Kola NPP (8 • 10 ¹⁹ cm ^-2 ): external (○), intermediate (□) subfused

layers and base metal (Δ) It can be seen that T _{k of the} samples after 650-degree annealing also completely coincided with the initial value T _ko 30 ^o C of this material before irradiation.

Таким образом, предложенный способ восстановительной термообработки облученных материалов позволяет определять величину T_ko материалов действующих корпусов ВВЭР в случае отсутствия этой величины в технической документации. В результате этого повышается достоверность расчетов, определяющих безопасный срок эксплуатации корпусов реакторов в целом, а также обеспечиваются безопасные условия работы обслуживающего персонала и исключаются загрязнения окружающей среды.Thus, the proposed method of heat recovery treatment of irradiated materials makes it possible to determine the value of T _{ko of} materials of the existing VVER hulls in the absence of this value in the technical documentation. As a result of this, the reliability of the calculations determining the safe life of the reactor vessels as a whole is increased, as well as the safe working conditions of the operating personnel are ensured and environmental pollution is eliminated.

Claims

Properties recovery process material housings power reactor comprising heating in a furnace to a temperature above the operating temperature, holding and cooling, characterized in that the heating is carried out until the temperature: T _o _t _n 20 ^o C ≥ _TH ≥ T _e + 300 ^o C, where T _e operating temperature; T _n is the heating temperature, T _o _t _p is the tempering temperature of the body material during the production process, exposure is carried out for 1-10 hours, cooling is carried out at a speed of 8-15 deg./h with an oven up to 300 ^o C and then in air.