RU2084544C1 - Method of restoring physico-mechanical properties of metal of reactor casings - Google Patents
Method of restoring physico-mechanical properties of metal of reactor casings Download PDFInfo
- Publication number
- RU2084544C1 RU2084544C1 RU94014550A RU94014550A RU2084544C1 RU 2084544 C1 RU2084544 C1 RU 2084544C1 RU 94014550 A RU94014550 A RU 94014550A RU 94014550 A RU94014550 A RU 94014550A RU 2084544 C1 RU2084544 C1 RU 2084544C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- metal
- restoring
- physico
- mechanical properties
- temperature
- Prior art date
Links
Landscapes
- Heat Treatment Of Articles (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области термической обработки высокопрочных или охрупченных (состарившихся) в процессе эксплуатации металлов и может быть использовано в энергетике (энергомашиностроении), в частности, при восстановлении физико-механических свойств охрупченных в процессе эксплуатации металлов корпусов энергетических реакторов атомных электростанций (АЗС), в области физики, механики, металлургии. Кроме того, оно может быть использовано для излучения охрупчивания металлов и восстановления их свойств. The invention relates to the field of heat treatment of high-strength or embrittled (aged) metals in the process of exploitation and can be used in power engineering (power engineering), in particular, when restoring the physicomechanical properties of the shells of nuclear power plants (NPPs), which are embrittled during operation of metals, in areas of physics, mechanics, metallurgy. In addition, it can be used for radiation embrittlement of metals and restoration of their properties.
На современных АЭС широкое распространение получили энергетические реакторы корпусного типа. Большинство корпусов энергетических реакторов представляют собой толстостенный цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем. Диаметр корпуса 3-4 м, высота 12 м, вес более 00 г. Корпус изготавливают как из углеродистых сталей, так и из высокопрочных хромо-ванадиево-молибденовых сплавов по достаточно сложной технологии с применением ковки, сварки и многократных термических обработок. At modern nuclear power plants, hull type power reactors are widely used. Most of the power reactor vessels are a thick-walled cylindrical vessel with an elliptical bottom. The case diameter is 3-4 m, the height is 12 m, and the weight is more than 00 g. The case is made of both carbon steel and high-strength chromium-vanadium-molybdenum alloys according to a rather complicated technology using forging, welding and multiple heat treatments.
В процессе эксплуатации в номинальном режиме материал корпуса подвергается воздействию внутреннего давления порядка 125-200 кгс/см2, температуры 250-300 oC и интенсивного облучения в районе расположения активной зоны реактора. В переходных и аварийных режимах корпус может подвергаться воздействию высоких термических напряжений, концентрированных нагрузок ударного типа, например, при разрывах трубопроводов или землетрясениях.During operation in the nominal mode, the shell material is exposed to internal pressure of the order of 125-200 kgf / cm 2 , temperature 250-300 o C and intense radiation in the area of the reactor core. In transient and emergency conditions, the housing may be exposed to high thermal stresses, concentrated shock-type loads, for example, during pipeline ruptures or earthquakes.
Внутренняя поверхность корпуса постоянно, а наружная в аварийных режимах омываются жидкими и газообразными средами, которые могут вызвать коррозию корпуса и изменить его внутреннюю структуру из-за диффузионного проникновения отдельных элементов внутрь металла. The internal surface of the housing is constant, and the external in emergency conditions is washed by liquid and gaseous media, which can cause corrosion of the housing and change its internal structure due to diffusion penetration of individual elements into the metal.
В результате процесса эксплуатации реактора происходит снижение сопротивления хрупкому разрешению (повышение критической температуры хрупкости -Тк) металла корпуса.As a result of the operation of the reactor, there is a decrease in resistance to brittle resolution (increase in the critical temperature of brittleness -T to ) of the body metal.
Повышение температуры Тк в соответствии с действующей нормативной документацией происходит за счет температурного (теплового) старения металла, циклического механического нагружения и под действием нейтронного потока. В сумме с исходной критической температурой хрупкости (Тко) указанные температурные градиенты определяют критическую температуру хрупкости металла, которая не должна превышать температуру металла корпуса во время его эксплуатации (Tэ).The temperature increase T to in accordance with the current regulatory documentation occurs due to temperature (thermal) aging of the metal, cyclic mechanical loading and under the influence of a neutron flux. In total with the initial critical temperature of brittleness (T ko ), the indicated temperature gradients determine the critical temperature of brittleness of the metal, which should not exceed the temperature of the metal of the body during its operation (T e ).
Если это условие не выполняется, корпус реактора продолжают эксплуатировать либо на пониженной мощности, либо металл корпуса подвергают термической обработке и продлевают в результате ресурс службы корпуса, либо снимают корпус с эксплуатации. If this condition is not fulfilled, the reactor vessel is continued to be operated either at reduced power, or the metal of the vessel is subjected to heat treatment and prolonged as a result of the service life of the vessel, or the vessel is decommissioned.
Наиболее близким по технической сущности по сравнению с предлагаемым способом является способ восстановления внутренних поверхностей цилиндрических стальных деталей, включающий создание в стенке детали вдоль ее оси градиента температур непрерывно-последовательно индукционного нагрева до 750-770oC и охлаждения водой со скоростью 200-300oC/с.The closest in technical essence in comparison with the proposed method is a method of restoring the internal surfaces of cylindrical steel parts, including creating in the part wall along its axis a temperature gradient of continuously-sequentially induction heating to 750-770 o C and cooling with water at a speed of 200-300 o C /from.
С помощью способа-прототипа можно получить максимальную пластичность сталей и малое сопротивление пластической деформации, что в свою очередь позволит восстановить необходимые геометрические размеры внутренних поверхностей деталей. Using the prototype method, you can get the maximum ductility of steels and low resistance to plastic deformation, which in turn will restore the necessary geometric dimensions of the inner surfaces of the parts.
Недостатком способа-прототипа является неприемлемость для корпусов реакторов предлагаемых параметров нагрева и скоростей охлаждения металла как по общим конструктивным соображениям, так и по заложенной в прототипе необходимости доведения металла до пластического состояния, что недопустимо для корпусов реакторов. The disadvantage of the prototype method is the unacceptability for the reactor vessels of the proposed heating parameters and cooling rates of the metal, both for general structural reasons and for the inherent need to bring the metal to a plastic state, which is unacceptable for reactor vessels.
Технический результат предлагаемого изобретения заключается в повышении эффективности способа восстановления физико-механических свойств металла. The technical result of the invention is to increase the efficiency of the method of restoring the physico-mechanical properties of the metal.
Указанный технический результат достигается за счет того, что при восстановлении физико-механических свойств металла цилиндрических стальных деталей путем создания в стенке детали вдоль ее оси градиента температур нагрева и охлаждения нагрев ведут терморадиационным электронагревателем со стороны внутренней поверхности детали до температуры Тн=(0,3-0,4)Tпл, где Тн температура нагрева, oC, Tпл температура плавления восстанавливаемого металла, oC, выдерживают при температуре нагрева в течение времени, определяемого с учетом критериев длительной прочности металла и необходимой степени восстановления, и охлаждают воздухом, причем во время выдержки в объеме восстанавливаемого металла создают локальную область нагрева с температурой Тн, которую перемещают с временными остановками как вдоль оси детали, так и по окружности, и обеспечивают этим диффузионное перемещение примесных элементов по объему металла до момента уменьшения локальных концентраций примесей, усреднения их по объему металла до допускаемых значений и сжатие металла локальной области нагрева, через которую пропускают электрический ток.The specified technical result is achieved due to the fact that when restoring the physical and mechanical properties of the metal of cylindrical steel parts by creating a gradient of heating and cooling temperatures in the part wall along its axis, the heating is carried out by a thermo-radiation electric heater from the side of the part’s inner surface to a temperature T n = (0.3 -0,4) T mp, where the heating temperature T n, o C, T mp melting point of the metal being recovered, o C, maintained at the heating temperature for a time determined according to the criteria for tion metal strength and the required degree of recovery, and cool air, and during the dwell time in the amount of reducible metal generating a local heating region to a temperature T n, which is moved to temporary stoppages both along the axis of the part, and on the circumference and ensure that the diffusion of the impurity elements over the metal volume until the local concentrations of impurities decrease, their averaging over the metal volume to the permissible values, and metal compression of the local heating region, through which th electric current is passed.
Нагрев до температуры Тн и последующая выдержка при этой температуре обеспечивают необходимую для восстановления металла интенсивность и продолжительность протекания диффузионных процессов в объеме металла.Heating to a temperature T n and subsequent exposure at this temperature provide the intensity and duration of diffusion processes necessary for metal recovery in the metal volume.
Создание в процессе выдержки в объеме металла локальной области нагрева и перемещение ее вдоль оси изделия и по окружности в сочетании с временными остановками обеспечивают диффузионное перемещение примесных элементов по объему металла до момента уменьшения их локальных концентраций, усреднений, усреднения их по объему металла до допустимых значений. The creation of a local heating region during soaking in the metal volume and moving it along the axis of the product and around the circumference in combination with temporary stops ensure the diffusion movement of impurity elements over the metal volume until their local concentrations, averaging, and averaging over the metal volume decrease to acceptable values.
Одновременно с обеспечением диффузионного перемещения примесей в локальной области нагрева, окруженной относительно холодным металлом, возникают зоны сжатия, через которые пропускают электрический ток. Под действием сжатия и электрического тока происходит уменьшение расстояний между атомами (ионами) кристаллической решетки металла, увеличение плотности электронного облака внутри металла и, как следствие, увеличение электромагнитных сил между атомами, уменьшение размеров образовавшихся в процессе старения пустот в металле или вообще их исчезновение-схлопывание. Simultaneously with the diffusion movement of impurities in the local heating region surrounded by relatively cold metal, compression zones arise through which electric current is passed. Under the action of compression and electric current, there is a decrease in the distance between the atoms (ions) of the crystal lattice of the metal, an increase in the density of the electron cloud inside the metal and, as a result, an increase in the electromagnetic forces between the atoms, a decrease in the size of voids formed in the process of aging of the metal, or even their disappearance-collapse .
В результате происходит восстановление физико-механических свойств металла, который только способом термического нагрева, выдержки и охлаждения и даже с помощью создания градиентов температур только вдоль оси детали либо совсем невозможно было бы восстановить, например, из-за значительного содержания примесей в его объеме или восстановить его с малой степенью восстановления из-за значительного содержания в его структуре дефектов в виде пустот. As a result, the physicomechanical properties of the metal are restored, which only by the method of thermal heating, holding and cooling, and even by creating temperature gradients only along the axis of the part would be completely impossible to recover, for example, due to the significant content of impurities in its volume or to restore its with a small degree of recovery due to the significant content in its structure of defects in the form of voids.
Восстановление металла предлагаемым способом можно показать на примере восстановления (отжига) металла корпуса энергетического реактора типа ВВЭР-440. The metal recovery by the proposed method can be shown by the example of metal recovery (annealing) of the body of a VVER-440 type energy reactor.
Перед восстановлением металла с учетом имеющихся данных по охрупчиванию металла корпуса на момент восстановления примерно определяют время и необходимую степень восстановления металла. Для этого используют результаты испытаний образцов-свидетелей и нормативные требования по критериям длительной прочности металла корпуса. Разрабатывают программу восстановления корпуса с учетом выполнения ее с использованием электронно-вычислительных машин (ЭВМ). Before metal recovery, taking into account the available data on embrittlement of the metal of the body at the time of recovery, the time and the necessary degree of metal recovery are approximately determined. To do this, use the test results of witness samples and regulatory requirements for the criteria of long-term strength of the metal body. A program is being developed to restore the housing, taking into account its implementation using electronic computers (computers).
Корпус реактора типа ВВЭР-440 состоит из сваренных между собой обечаек и эллиптического днища из высокопрочной стали 15Х2МФА. Марка сварочной проволоки СВ-10ХМФТ. The VVER-440 reactor vessel consists of shells welded together and an elliptical bottom made of high-strength steel 15Kh2MFA. Welding wire brand SV-10HMFT.
Нагрев металла восстанавливаемой части корпуса производят с помощью терморадиационных электронагревателей, которые размещают внутри корпуса. Электронагреватели состоят из нескольких секций и позволяют с помощью ЭВМ автоматически, а при необходимости и в ручном режиме, осуществлять процессы нагрева, выдержки и охлаждения. Контроль температуры металла производят с помощью термопар. Внутрикорпусные устройства при этом и теплоноситель в корпусе отсутствуют. При необходимости охлаждения наружной поверхности корпуса используют штатные станционные воздушные системы. Metal heating of the restored part of the body is carried out using thermo-radiation electric heaters, which are placed inside the body. Electric heaters consist of several sections and allow using a computer to automatically, and if necessary in manual mode, carry out heating, aging and cooling processes. Metal temperature control is performed using thermocouples. At the same time, there are no internal devices and the coolant in the case. If necessary, cooling the outer surface of the housing using regular station air systems.
Со скоростью не более 20oC/ч разогревают заранее выбранную локальную область восстанавливаемого металла до температуры Тн= 460-990oC, обеспечивают перемещение ее переключением секций электронагревателей с временными остановками в течение заранее рассчитанного времени в пределах 100-150 ч как вдоль оси корпуса, так и по его окружности. Охлаждение корпуса производят со скоростью не более 30oC/ч.At a speed of not more than 20 o C / h, a pre-selected local region of the recovered metal is heated to a temperature T n = 460-990 o C, it is moved by switching sections of electric heaters with temporary stops for a pre-calculated time within 100-150 hours along the axis case, and around its circumference. The cooling of the body is carried out at a speed of not more than 30 o C / h
При перемещении локальной области нагрева происходит перераспределение примесных элементов по объему металла до момента уменьшения локальных концентраций примесей и усреднения их по объему металла до допустимых значений. When moving the local heating region, redistribution of impurity elements over the metal volume occurs until the local concentrations of impurities decrease and their averaging over the metal volume to acceptable values.
Одновременно между локальными областями нагрева и окружающим менее нагретым металлом возникают градиенты температур, и как следствие, зоны сжатия металла локальной области нагрева, через которые пропускают электрический ток. Совместное воздействие сжатия на металл, увеличение внутри его объема плотности электронного облака и интенсификации диффузии примесных элементов под действием электрического тока обеспечивают более эффективное восстановление металла. Simultaneously, temperature gradients arise between the local heating regions and the surrounding less heated metal, and as a result, the metal compression zones of the local heating region, through which an electric current is passed. The combined effect of compression on the metal, the increase in the density of the electron cloud inside its volume and the intensification of the diffusion of impurity elements under the influence of electric current provide a more efficient reduction of the metal.
Достижение необходимой степени восстановления металла корпуса обеспечивается и контролируется поддержанием на требуемом уровне параметров режимов технологических операций и дополнительно, если это необходимо, результатами испытаний образцов-свидетелей, вырезанных из металла до и после его восстановления. Achieving the required degree of metal recovery of the body is ensured and controlled by maintaining at the required level the parameters of the modes of technological operations and, if necessary, additionally, by the results of tests of witness samples cut from metal before and after its recovery.
Использование предлагаемого способа восстановления свойств металла обеспечивает по сравнению с существующими способами следующие преимущества:
более высокую эффективность в части достижения необходимой степени восстановления металла, загрязненного неравномерно примесями и имеющего значительную степень старения;
с помощью предлагаемого способа возможно проведение большого объема научно-исследовательских работ по изучению физической природы охрупчиваания металлов и их восстановления.Using the proposed method of restoring the properties of the metal provides, in comparison with existing methods, the following advantages:
higher efficiency in terms of achieving the necessary degree of recovery of the metal, contaminated with uneven impurities and having a significant degree of aging;
using the proposed method, it is possible to carry out a large amount of research work on the physical nature of the embrittlement of metals and their recovery.
Актуальность предлагаемого способа станет более очевидной, если учесть, что в настоящее время в эксплуатации во всем мире находятся около 420 реакторов и, примерно, к 2000 году остро встанет вопрос о продлении лицензий на эксплуатацию многих из них по причине их старения. Например, в 2000 году прекратится действие лицензий на эксплуатацию 40 американских АЭС, а к 2014 году 47. По оценкам экономистов выигрыш от продления сроков их службы до 60 лет превысит 100 млрд. дол. США. The relevance of the proposed method will become more apparent when you consider that at present about 420 reactors are in operation worldwide and, approximately, by 2000, the issue of extending the licenses for the operation of many of them due to their aging will become an acute issue. For example, in 2000, licenses for the operation of 40 American nuclear power plants will cease, and by 2014 47. According to economists, the gain from extending their life to 60 years will exceed $ 100 billion. USA.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU94014550A RU2084544C1 (en) | 1994-04-19 | 1994-04-19 | Method of restoring physico-mechanical properties of metal of reactor casings |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU94014550A RU2084544C1 (en) | 1994-04-19 | 1994-04-19 | Method of restoring physico-mechanical properties of metal of reactor casings |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU94014550A RU94014550A (en) | 1996-02-27 |
| RU2084544C1 true RU2084544C1 (en) | 1997-07-20 |
Family
ID=20154968
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU94014550A RU2084544C1 (en) | 1994-04-19 | 1994-04-19 | Method of restoring physico-mechanical properties of metal of reactor casings |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2084544C1 (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2451756C2 (en) * | 2010-08-16 | 2012-05-27 | Семар Тимофеевич Басюк | Method of producing box-like structural element from aluminium alloy with cooling channels |
| RU2557386C1 (en) * | 2014-05-22 | 2015-07-20 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Method of recovery of physicomechanical properties of intra housing devices of water-to-water power reactor vver-1000 |
| RU2639751C1 (en) * | 2016-07-20 | 2017-12-22 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Тульский государственный университет" (ТулГУ) | METHOD FOR HEAT TREATMENT OF SHEETS OF Mn-Cu SYSTEM ALLOYS |
-
1994
- 1994-04-19 RU RU94014550A patent/RU2084544C1/en active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Отжиг корпуса реактора III блока Нововоронежской АЭС. Отчет о научно-исследовательской работе.- Подольск: 1992, УДК 621.039.536.2, N госрегистрации Ф 331371. * |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2451756C2 (en) * | 2010-08-16 | 2012-05-27 | Семар Тимофеевич Басюк | Method of producing box-like structural element from aluminium alloy with cooling channels |
| RU2557386C1 (en) * | 2014-05-22 | 2015-07-20 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Method of recovery of physicomechanical properties of intra housing devices of water-to-water power reactor vver-1000 |
| RU2639751C1 (en) * | 2016-07-20 | 2017-12-22 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Тульский государственный университет" (ТулГУ) | METHOD FOR HEAT TREATMENT OF SHEETS OF Mn-Cu SYSTEM ALLOYS |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Lou et al. | Oxide inclusions in laser additive manufactured stainless steel and their effects on impact toughness and stress corrosion cracking behavior | |
| US4229235A (en) | Heat-treating method for pipes | |
| US4576654A (en) | Heat treated tube | |
| Féron et al. | Behavior of stainless steels in pressurized water reactor primary circuits | |
| Lin et al. | Cavity microstructure and kinetics during gas tungsten arc welding of helium-containing stainless steel | |
| RU2084544C1 (en) | Method of restoring physico-mechanical properties of metal of reactor casings | |
| Was et al. | Effect of irradiation on stress-corrosion cracking and corrosion in light water reactors | |
| Hashimoto et al. | Annealing effect on microstructural recovery in 316L and A533B | |
| Li et al. | The effect of helium on welding irradiated materials | |
| Toribio et al. | Hydrogen embrittlement of the pressure vessel structural materials in a WWER-440 nuclear power plant | |
| EP0089436B1 (en) | Method of thermomechanically treating alloys | |
| Bruemmer et al. | Defect microstructures and deformation mechanisms in irradiated austenitic stainless steels | |
| Kim et al. | Measurement of microstructure and eutectic penetration rate on irradiated metallic fuel after high-temperature heating test | |
| RU2081187C1 (en) | Method for recovering properties of material of power reactor casings | |
| Lin et al. | Helium induced degradation in the weldability of an austenitic stainless steel | |
| JP2006078483A (en) | Zirconium alloy fuel cladding improved for operation in severe chemical reaction of water | |
| Zhiyong et al. | Void swelling and irradiation creep in austenitic and martensitic stainless steels under cyclic irradiation | |
| Chatterjee et al. | Ageing of zirconium alloy components | |
| Partezana et al. | Evaluation of Neutron-Irradiated Additively Manufactured Zircaloy-2 | |
| Jones et al. | Effect of gamma irradiation on stress corrosion behavior of austenitic stainless steel under ITER-relevant conditions | |
| US4652423A (en) | Magnetic induced heating for ferritic metal annealing | |
| JPS5852428A (en) | Heat treatment for improving stress of shaft | |
| Davis | Ferritic steel for use in nuclear energy—A report of the snowbird conference | |
| Hackenberg | Heat Treating of Uranium and Uranium Alloys | |
| McDonell et al. | High-performance uranium-metal fuels for Savannah River reactors |