RU2396361C1 - Способ восстановления физико-механических свойств металла корпусов энергетических реакторов ввэр-1000 - Google Patents

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 Т_к), что приводит к ограничению срока эксплуатации корпуса реактора. Безопасный срок эксплуатации корпусов реакторов определяется продолжительностью их работы до момента достижения предельно допустимой величины Т_к, 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: Т_отп - 20°С≥Т_н≥Т_э+300°С, где Т_э - температура эксплуатации; Т_н - температура нагрева, Т_отп - 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 Т_н=(0,3-0,4)Т_пл, 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 Т_н=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)

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.