RU2396361C1 - Способ восстановления физико-механических свойств металла корпусов энергетических реакторов ввэр-1000 - Google Patents
Способ восстановления физико-механических свойств металла корпусов энергетических реакторов ввэр-1000 Download PDFInfo
- Publication number
- RU2396361C1 RU2396361C1 RU2009136468/02A RU2009136468A RU2396361C1 RU 2396361 C1 RU2396361 C1 RU 2396361C1 RU 2009136468/02 A RU2009136468/02 A RU 2009136468/02A RU 2009136468 A RU2009136468 A RU 2009136468A RU 2396361 C1 RU2396361 C1 RU 2396361C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- temperature
- vessel
- metal
- water
- vessels
- Prior art date
Links
Landscapes
- Heat Treatment Of Articles (AREA)
Abstract
Изобретение относится к восстановлению физико-механических свойств металла корпусов энергетических реакторов. Для упрощения процесса восстановления физико-механических свойств после воздействия эксплуатационных факторов, снижения градиентов температур и количества дефектов в металле корпуса водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР)-100 осуществляют теплоизоляцию наружной стенки корпуса, размещают нагреватели внутри корпуса, нагревают стенки корпуса со стороны внутренней поверхности, выдерживают и охлаждают, при этом нагрев ведут до температуры 400-580°С со скоростью не более 20 град/ч, выдержку осуществляют в течение 100-150 часов при градиенте температур между наружной и внутренней поверхностями корпуса не более 15°С, охлаждение ведут со скоростью 20 град/ч до температуры 300°С и со скоростью 30 град/ч до температуры 100°С и далее с выключенными нагревателями.
Description
Изобретение относится к восстановительной термической обработке корпусов
водоводяных энергетических реакторов (ВВЭР) и направлено на повышение ресурса и обеспечение безопасной эксплуатации реакторов ВВЭР-1000.
Корпус реактора ВВЭР-1000 представляет собой толстостенный цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем, выполненный из стали. Высота корпуса 10-11 м, диаметр 4-5 м, масса ~300 т. Изготовление и полный цикл термической обработки (закалка и неоднократный высокий отпуск) осуществляется на специализированном предприятии.
В процессе эксплуатации материал корпуса реактора подвергается воздействию нейтронного потока плотностью ψ~1010 нейтр/см2сек при температуре 290°С. Главным следствием такого воздействия является снижение сопротивления хрупкому разрушению (повышение критической температуры хрупкости материала Тк), что приводит к ограничению срока эксплуатации корпуса реактора. Безопасный срок эксплуатации корпусов реакторов определяется продолжительностью их работы до момента достижения предельно допустимой величины Тк, определяемой путем расчета на сопротивление хрупкому разрушению ("Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок" ПНАЭ Г-7-002-86.1986 г. [1]).
Известен способ восстановления свойств материала корпусов энергетических реакторов, включающий нагрев в печи до температуры, превышающей температуру эксплуатации, выдержку и охлаждение, при этом нагрев ведут до температуры: Тотп - 20°С≥Тн≥Тэ+300°С, где Тэ - температура эксплуатации; Тн - температура нагрева, Тотп - температура отпуска материала корпуса в процессе производства, выдержку осуществляют в течение 1-10 ч, охлаждение ведут со скоростью 8-15 град/ч с печью до 300°С и далее на воздухе (RU 2081187 [2]).
Недостатком известного способа является то, что он не может быть применен для восстановительных отжигов корпусов реакторов ВВЭР-1000. Это обусловлено тем, что минимальная рекомендуемая в соответствии со способом температура восстановительного отжига составляет 590°С (т.к. температура эксплуатации корпусов этих реакторов составляет 290°С). Использование температур отжига ~590°С и более применительно к корпусам реакторов ВВЭР-1000 невозможно, поскольку один из отжигаемых сварных швов располагается близко к опорному бурту (выступу) на корпусе, который опирается на поддерживающую корпус реактора бетонную конструкцию. Этот бетон не приспособлен для работы при температурах, которые в этом случае будут воздействовать на него.
Наиболее близким к заявляемому по своей технической сущности является известный способ восстановления физико-механических свойств металла корпуса реактора, включающий нагрев, выдержку в течение заданного времени и охлаждение на воздухе. При этом нагрев ведут до Тн=(0,3-0,4)Тпл, выдержку осуществляют в течение времени, определяемого с учетом критериев длительной прочности металла и необходимой степени восстановления. Во время выдержки в объеме восстанавливаемого металла создают температурное поле с таким расположением максимальных и минимальных температур во времени, при котором происходит диффузное перемещение примесных элементов по объему металла до момента уменьшения локальных концентраций примесей, усреднения их по объему восстанавливаемого металла до допускаемых значений, и создают зоны сжатия, через которые пропускают электрический ток (RU 2084544). В соответствии с описанием со скоростью не более 20°С/ч разогревают заранее выбранную локальную область восстанавливаемого металла до температуры Тн=460-990°С, 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 30°С/ч.
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.
Недостатком известного способа является сложность осуществления, связанная с последовательным локальным нагревом отдельных участков отжигаемой зоны корпуса реактора и возникновением вследствие этого нежелательных по величине внутренних напряжений в корпусе реактора, а также с наличием больших градиентов температур по толщине стенки корпуса из-за отсутствия теплоизоляции корпуса со стороны внешней поверхности. Это обстоятельство вызывает появление двух нежелательных эффектов: 1) появление дополнительных внутренних напряжений в материале корпуса реактора; 2) приводит к значительным различиям в полноте возврата свойств материала корпуса в наружных и внутренних слоях из-за значимых различий в температурах отжига. Кроме того, использование температур отжига выше ~590°С применительно к корпусам реакторов ВВЭР-1000 невозможно, поскольку один из отжигаемых сварных швов располагается близко к опорному бурту (выступу) на корпусе, который опирается на поддерживающую корпус реактора бетонную конструкцию. Этот бетон не приспособлен для работы при температурах, которые в этом случае будут воздействовать на него.
Заявляемый способ восстановления физико-механических свойств металла корпусов энергетических реакторов ВВЭР-1000 направлен на его упрощение, снижение градиентов температур и внутренних напряжений в процессе восстановительного отжига, повышение однородности возврата свойств различных по толщине слоев металла корпуса реактора при отжиге, а также на увеличение полноты возврата свойств металла корпуса реактора в результате восстановительного отжига.
Указанный результат достигается тем, что способ восстановления физико-механических свойств металла корпусов энергетических реакторов ВВЭР-1000, после воздействия эксплуатационных факторов, включает теплоизоляцию наружной стенки корпуса, размещение нагревателей внутри корпуса, нагрев стенки корпуса со стороны внутренней поверхности, выдержку и охлаждение, при этом нагрев ведут до температуры 400-580°С со скоростью не более 20 град/ч, выдержку осуществляют в течение 100-150 часов при градиенте температур между наружной и внутренней поверхностями корпуса не более 15-20°С, охлаждение ведут со скоростью не более 20 град/ч до температуры 300°С и со скоростью не более 30 град/ч до температуры 100°С и далее с выключенными нагревателями.
Использование теплоизоляции наружной стенки корпуса позволяет снизить радиальные градиенты температур до оптимальных значений, что способствует снижению различий в полноте возврата свойств металла наружных и внутренних слоев корпуса реактора вследствие восстановительного отжига. Это обусловлено тем, что при наиболее эффективных температурах отжига (560-580°С) обеспечивается практически полный возврат свойств. Именно наличие нагревателей внутри корпуса реактора (их размещение снаружи корпуса реактора невозможно в силу его конструктивных особенностей), а теплоизоляции на наружной поверхности корпуса позволяют удерживать температуру отжига по всей толщине стенки корпуса в пределах, которые обеспечивают максимальную полноту возврата свойств по всей его толщине при восстановительных отжигах.
Как показали расчетные оценки, нагрев следует вести до температуры 400-580°С со скоростью не более 20 град/ч. Это обусловлено тем, что при более высоких скоростях нагрева в корпусе реактора могут возникать опасные по величине внутренние напряжения из-за неравномерности нагрева отдельных элементов корпуса, поскольку нагревательное устройство (из-за отсутствия необходимости, а также по экономическим соображениям) располагается только в районе наиболее облученных (по высоте) участков корпуса реактора.
Выдержку целесообразно осуществлять в течение 100-150 часов для того, чтобы обеспечить стационарные условия отжига и его длительность, достаточную для реализации наиболее полного возврата свойств, который можно обеспечить при выбранной в указанном выше диапазоне температуре отжига.
Если выдержку осуществлять менее 100 часов, то возврат свойств отжигаемого металла корпуса реактора может пройти не в полной мере из-за неполного отжига вызывающих охрупчивание радиационно-индуцированных преципитатов, радиационных дефектов и зернограничных сегрегаций фосфора. Выдержка более 150 часов уже не оказывает влияние на эти процессы и становится экономически нецелесообразной. Выдержку необходимо осуществлять при градиенте температур между наружной и внутренней поверхностями корпуса не более 15-20°С. При большем градиенте полнота возврата свойств наружных слоев металла корпуса реактора будет заметно ниже, чем внутренних. Кроме того, большие градиенты температур могут привести к возникновению в материале корпуса реактора нежелательных по величине внутренних напряжений.
Охлаждение после выдержки следует вести со скоростью не более 20 град/ч до температуры 300°С и со скоростью не более 30 град/ч до температуры 100°С. Это позволяет избежать повторного возникновения (при охлаждении) зернограничных сегрегаций фосфора - развития отпускной хрупкости (особенно при использовании наиболее высоких и наиболее эффективных температур отжига из указанного диапазона). Кроме того, это позволяет обеспечить равномерное по объему охлаждение материала корпуса реактора и, соответственно, низкий уровень внутренних напряжений в материале корпуса в процессе охлаждения.
После достижения температуры 100°С нагреватели можно выключать, поскольку дальнейшее (естественное) охлаждение будет происходить с малыми скоростями и градиентами.
Сущность заявляемого способа поясняется примером его реализации.
Пример. В самом общем случае способ реализуется следующим образом. Внутри корпуса размещают электронагреватели. В качестве электронагревателей могут быть использованы любые из числа известных, которые могут быть установлены дистанционными средствами внутри корпуса реактора на требуемой высоте по всему периметру. Кроме того, с наружной стороны корпуса на той же высоте (напротив) должна быть установлены теплоизоляционные панели. Теплоизоляционные панели (выполненные с соответствующей кривизной) должны быть заполнены соответствующим теплоизолирующим материалом, который выдерживает высокие температуры и является диэлектриком (силикаты, шамотный кирпич, асбест и т.д.). Каждая из теплоизоляционных панелей может быть индивидуально закреплена любым из известных способов.
Для регулирования и удержания заданной температуры отжига могут быть применены различные датчики температуры, которые в совокупности со средствами управления позволят реализовать и контролировать требуемые режимы нагрева и охлаждения за счет изменения силы тока, подаваемого на электронагреватели при нагреве и тепловой выдержке, или за счет принудительного охлаждения с использованием принудительной вентиляции (при охлаждении).
Датчики температуры устанавливают и на наружной поверхности корпуса, под теплоизолирующими панелями, чтобы контролировать градиент температуры между наружной поверхностью корпуса и внутренней. Осуществляют нагрев до температуры 400-580°С со скоростью не более 20 град/ч, а затем выдержку в течение 100-150 часов при градиенте температур между наружной и внутренней поверхностями корпуса не более 15-20°С. После выдержки начинают охлаждение, которое ведут до температуры 300°С со скоростью 20 град/ч, а затем со скоростью 30 град/ч до температуры 100°С и далее с выключенными нагревателями. Исследования показали, что при использовании температур отжига ~400-420°С степень возврата температуры вязкохрупкого перехода составляет ~30-40%, при использовании температур отжига ~480-500°С - ~50-60%, а при использовании температур отжига ~560-580°С - ~100%. Такой характер возврата свойств при изменении температур отжига обусловлен тем, что при относительно низких температурах отжига ( до ~500°С) возврат свойств обусловлен возвратом радиационно-индуцированного упрочнения за счет отжига радиационных дефектов и радиационно-индуцированных преципитатов. При более высоких температурах отжига возврат свойств обусловлен исчезновением зернограничных сегрегаций фосфора.
Достижение необходимой степени восстановления металла корпуса обеспечивается и контролируется поддержанием на требуемом уровне параметров режимов технологических операций и дополнительно, если это необходимо, результатами испытаний облученных образцов-свидетелей корпуса реактора до и после восстановительных отжигов.
Claims (1)
- Способ восстановления физико-механических свойств металла корпуса водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР)-1000 после воздействия эксплуатационных факторов, включающий теплоизоляцию наружной стенки корпуса, размещение нагревателя внутри корпуса, нагрев стенки корпуса со стороны внутренней поверхности, выдержку и охлаждение, при этом нагрев ведут до температуры 400-580°С со скоростью не более 20°С/ч, выдержку осуществляют в течение 100-150 часов при градиенте температур между наружной и внутренней поверхностью корпуса не более 15-20°С, охлаждение ведут со скоростью не более 20°С/ч до температуры 300°С, затем со скоростью не более 30°С/ч до температуры 100°С, и далее - с выключенными нагревателями.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2009136468/02A RU2396361C1 (ru) | 2009-10-02 | 2009-10-02 | Способ восстановления физико-механических свойств металла корпусов энергетических реакторов ввэр-1000 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2009136468/02A RU2396361C1 (ru) | 2009-10-02 | 2009-10-02 | Способ восстановления физико-механических свойств металла корпусов энергетических реакторов ввэр-1000 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2396361C1 true RU2396361C1 (ru) | 2010-08-10 |
Family
ID=42699040
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2009136468/02A RU2396361C1 (ru) | 2009-10-02 | 2009-10-02 | Способ восстановления физико-механических свойств металла корпусов энергетических реакторов ввэр-1000 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2396361C1 (ru) |
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2557386C1 (ru) * | 2014-05-22 | 2015-07-20 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Способ восстановления физико-механических свойств внутрикорпусных устройств водо-водяного энергетического реактора ввэр-1000 |
RU2559598C2 (ru) * | 2013-11-18 | 2015-08-10 | Акционерное общество " Научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт энергетических технологий "АТОМПРОЕКТ" (АО "АТОМПРОЕКТ") | Способ восстановления изделий из низкоуглеродистой перлитной стали после эксплуатации |
WO2016108730A1 (ru) * | 2014-12-30 | 2016-07-07 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Способ отжига активной зоны ядерного реактора и ядерный реактор |
RU2702882C1 (ru) * | 2018-12-29 | 2019-10-11 | федеральное бюджетное учреждение "Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности" (ФБУ "НТЦ ЯРБ") | Способ восстановления механических свойств материала корпуса эксплуатирующегося ядерного реактора в отсутствие внешнего источника нагрева путём отжига |
RU2823039C1 (ru) * | 2023-11-15 | 2024-07-17 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Способ эксплуатации корпуса импульсного растворного ядерного реактора |
-
2009
- 2009-10-02 RU RU2009136468/02A patent/RU2396361C1/ru active
Cited By (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2559598C2 (ru) * | 2013-11-18 | 2015-08-10 | Акционерное общество " Научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт энергетических технологий "АТОМПРОЕКТ" (АО "АТОМПРОЕКТ") | Способ восстановления изделий из низкоуглеродистой перлитной стали после эксплуатации |
RU2557386C1 (ru) * | 2014-05-22 | 2015-07-20 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Способ восстановления физико-механических свойств внутрикорпусных устройств водо-водяного энергетического реактора ввэр-1000 |
WO2016108730A1 (ru) * | 2014-12-30 | 2016-07-07 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Способ отжига активной зоны ядерного реактора и ядерный реактор |
RU2596163C2 (ru) * | 2014-12-30 | 2016-08-27 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Способ отжига активной зоны ядерного реактора и ядерный реактор |
EA034959B1 (ru) * | 2014-12-30 | 2020-04-10 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Способ отжига активной зоны ядерного реактора и ядерный реактор |
RU2702882C1 (ru) * | 2018-12-29 | 2019-10-11 | федеральное бюджетное учреждение "Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности" (ФБУ "НТЦ ЯРБ") | Способ восстановления механических свойств материала корпуса эксплуатирующегося ядерного реактора в отсутствие внешнего источника нагрева путём отжига |
RU2823039C1 (ru) * | 2023-11-15 | 2024-07-17 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Способ эксплуатации корпуса импульсного растворного ядерного реактора |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
RU2396361C1 (ru) | Способ восстановления физико-механических свойств металла корпусов энергетических реакторов ввэр-1000 | |
RU2502028C2 (ru) | Высокотемпературная печь для отжига рулонов тонколистового проката | |
JP2003290987A (ja) | 熱間等方圧プレス装置および熱間等方圧プレス方法 | |
JP5394926B2 (ja) | 径方向−軸方向−リング圧延装置で継目なく製造されたリングの熱機械的処理方法 | |
US2477796A (en) | Heat-treating furnace | |
CN103667665B (zh) | 高铬铸钢离心复合工作辊差温热处理方法 | |
CN101705340A (zh) | 一种脉冲电流热处理方法及装置 | |
CN107881303A (zh) | 钢材球化退火工艺 | |
CN110066973A (zh) | 大型Nb3Sn线圈热处理多级均温系统及其控温方法 | |
CN202650568U (zh) | 一种核反应堆容器综合保护装置 | |
CN102260841B (zh) | 一种具有α/β双态组织锆铌合金的制备方法 | |
CN215050534U (zh) | 真空退火炉 | |
RU2456370C2 (ru) | Способ паротермического оксидирования стальных изделий и печь для его осуществления | |
CN106636580B (zh) | 一种热处理实验装置 | |
CN213357692U (zh) | 一种轴承圈的热处理设备 | |
CN202786362U (zh) | 用于取向电工钢热处理的hitt单卷堆垛罩式退火炉 | |
JP2005221132A (ja) | 誘導加熱炉の炉壁構造 | |
CN103591793A (zh) | 一种真空烧结炉 | |
CN104599729B (zh) | 一种用于干燥反应堆堆芯干保护的方法 | |
CN107598161A (zh) | Mox芯块烧结气氛控制方法 | |
RU2557386C1 (ru) | Способ восстановления физико-механических свойств внутрикорпусных устройств водо-водяного энергетического реактора ввэр-1000 | |
CN102703677A (zh) | 用于取向电工钢热处理的hitt单卷堆垛罩式退火炉 | |
US20170130316A1 (en) | Low pressure induction carburization | |
CN102095310B (zh) | 一种双室双温管式气氛综合电阻炉及其使用方法 | |
CN205874494U (zh) | 一种光亮退火炉 |