RU2702882C1

RU2702882C1 - Способ восстановления механических свойств материала корпуса эксплуатирующегося ядерного реактора в отсутствие внешнего источника нагрева путём отжига

Info

Publication number: RU2702882C1
Application number: RU2018147530A
Authority: RU
Inventors: Александр Михайлович Крюков; Валерий Семенович Рубцов
Priority date: 2018-12-29
Filing date: 2018-12-29
Publication date: 2019-10-11

Abstract

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для управления сроком службы и превентивного предупреждения аварий на энергоблоках атомных электростанций (АЭС), причиной которых может стать внезапное разрушение или разгерметизация корпуса ядерного реактора. Способ восстановления механических свойств материала корпуса эксплуатирующегося ядерного реактора в отсутствие внешнего источника нагрева путем отжига включает повышение температуры водного теплоносителя до 300-345°С, выдержку при указанной температуре 50-150 часов и снижение температуры теплоносителя до температуры окружающей среды. Технический результат заключается в восстановлении проектных служебных характеристик материала корпуса ядерного реактора за счет уменьшения опасности внезапного хрупкого разрушения и разгерметизации корпуса ядерного реактора. 2 ил.

Description

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для управления сроком службы и превентивного предупреждения аварий на энергоблоках атомных электростанциях (АЭС), причиной которых может стать внезапное разрушение или разгерметизация корпуса ядерного реактора.

Аналогом предлагаемого способа является способ восстановления физико-механических свойств металла корпусов энергетических реакторов ВВЭР-1000, включающий размещение нагревателей внутри осушенного корпуса ядерного реактора и нагрева стенки корпуса со стороны внутренней поверхности до температуры 400-580°С (RU 2396361). Недостатком этого способа является необходимость нагрева корпуса до высоких температур, что приводит к повышению риска снижения сопротивления металла корпуса за счет термического охрупчивания стали в процессе отжига; риску отслоения наплавки на корпусе реактора при отжиге; необходимости удаления из корпуса внутрикорпусных устройств, обладающих высокой радиоактивностью; проведению расчетных и экспериментальных работ в обоснование прочности и надежности опорных конструкций, трубопроводов, изоляции, бетона и т.д.; длительной подготовительной работе результатом чего является низкая экономическая и энергетическая эффективность достижения конечного результата - восстановление проектных служебных характеристик материала корпуса и продление первоначального проектного ресурса на более длительный срок.

Также известно авторское свидетельство SU 1719443 А1, в котором описано техническое устройство для осуществления способа отжига корпуса ядерного реактора. Данное устройство предназначено для повышения качества термообработки материала корпуса и включает в себя крышку и каркас, электронагреватели, систему кронштейнов и раздвижные шторки и другие важные элементы. Однако практическое применение этого способа и устройства затруднено из-за его чрезмерной потребности в энергетических ресурсах, а достигаемый фактический результат по восстановлению первоначальных служебных свойств ядерного реактора и продления его срока эксплуатации за пределы первоначально назначенного рабочего ресурса при использовании указанного способа и устройства является недостаточным.

Также известен способ повышения стойкости конструкций к распространению трещин, включающий нагрев и охлаждение конструкции, например корпуса ядерного реактора, в направлении возможного распространения трещины. Затем осуществляют равномерный нагрев элемента конструкции до температуры То=Тн.в.ш 50-200 К. Последующее охлаждение производят в два этапа (RU 2041418). Описанное решение не позволяет повысить сопротивление хрупкому разрушению материала конструкций корпусов ядерных реакторов водяного типа с трещиной на ту величину, которая требуется для увеличения срока службы этого реактора за пределы проектного первоначального ресурса. Вместе с этим данный способ не позволяет дополнительно увеличивать сопротивление хрупкому разрушению корпуса реактора из-за увеличения предела текучести материала корпуса, обусловленного охрупчиванием его от нейтронного облучения в процессе длительной эксплуатации. Это происходит потому, что предел текучести материала при использовании известного способа при температуре регулируемого охлаждения остается высоким и возможности дальнейшего повышения в процессе эксплуатации предела текучести материала ограничены.

Техническая проблема изобретения решается восстановлением служебных свойств конструкционного материала корпусов ядерных реакторов после их длительного срока эксплуатации с практической целью - продолжение экономически целесообразной и безопасной эксплуатации за пределами первоначально назначенного срока их проектного ресурса для обеспечения благоприятных условий: обеспечения социально-приемлемого уровеня рисков энергетической, экономической и национальной безопасности страны и ее регионов.

Техническая проблема решается способом восстановления механических свойств материала корпуса эксплуатирующегося ядерного реактора в отсутствии внешнего источника нагрева путем отжига. Способ включает повышение температуры водного теплоносителя внутри корпуса реактора для нагрева корпуса реактора до 300-345°С, выдержку корпуса реактора при указанной температуре 50-150 часов и снижение температуры водного теплоносителя до температуры окружающей среды.

Техническим результатом заявляемого решения является восстановление проектных служебных характеристик материала корпуса ядерного реактора за счет уменьшения опасности внезапного хрупкого разрушения и разгерметизации корпуса ядерного реактора, заполненного водяным теплоносителем под высоким давлением и, как следствие, повышение надежности и ресурса энергоблоков ядерных реакторов условиях многокомпонентной неопределенности процессов радиационного, термического, механического, коррозионного и пр. воздействия на материал корпуса реактора в течение длительного периода эксплуатации, повышение энергетической эффективности, безопасности труда, снижение радиационной нагрузки на персонал при практической реализации технологических процессов отжига и восстановления первоначального высокого уровня служебных характеристик корпусов ядерных реакторов в процессе их длительной безопасной эксплуатации.

Решение этой проблемы достигается тем, что за счет повышения температуры водного теплоносителя корпус реактора нагревается до температуры 300-345°С, выдерживается при заданной температуре 50-150 часов и охлаждается до температуры окружающей среды.

Особенностью предлагаемого способа отжига корпуса реактора является отсутствие внешнего источника нагрева. Главные циркуляционные насосы, являющиеся элементами реактора, разогревают водный теплоноситель, который, находясь внутри корпуса, удерживает температуру отжига 300-343°С по всей толщине стенки корпуса в пределах, обеспечивающих максимальную полноту возврата механических свойств металла. Внутрикорпусные устройства в процессе отжига могут оставаться внутри корпуса, температура и давление теплоносителя при отжиге остаются в пределах расчетных эксплуатационных значений.

Изобретение поясняется чертежами.

Фиг. 1. Ослабление радиационного охрупчивания сплава корпуса реактора в результате отжига.

Фиг. 2. Зависимость остаточного сдвига Тк от содержания меди после отжига при 343°С.

В процессе эксплуатации ядерного реактора под воздействием облучения происходят изменения механических свойств стали, которые являются результатом микроструктурных процессов, происходящих в металле в результате воздействия на него нейтронов с высокой кинетической энергией. Однако процесс радиационного охрупчивания корпусных сталей обратим и может быть существенно ослаблен в результате термического отжига радиационных дефектов. Реализация отжига снижает значение критической температуры хрупкости (Т_к), основного расчетного параметра при оценке сопротивления металла хрупкому разрушению, и тем самым позволяет продолжить безопасную эксплуатацию ядерного реактора, фиг. 1.

В результате анализа была выявлена зависимость остаточного после отжига сдвига критической температуры хрупкости (ΔT_res) от содержания в материале корпуса меди. Данная характеристика является важным показателем эффективности отжига, поскольку именно она определяет стартовую позицию Т_к материала корпуса при последующей за отжигом эксплуатации энергоблока. Полученная зависимость ΔT_res после отжига при 343°С от содержания меди приведена на фиг. 2.

Из анализа представленных на фиг. 2 данных следует, что отжиг при температуре 343°С эффективно восстанавливает Т_к облученных материалов с низким содержанием меди (Cu <0,1 мас. %).

Согласно современным представлениям о природе радиационного повреждения металла, основными механизмами радиационного охрупчивания корпусных сталей являются:

- Упрочнение матрицы путем образования точечных дефектов и дислокационных петель;

- Упрочнение стали в результате образования медных кластеров/преципитатов размером 1-3 нанометров.

При этом вклад медных кластеров/преципитатов в общее радиационное повреждение стали стремится к насыщению при высоком флюенсе, а вклад матричных дефектов описывается линейной зависимостью от квадратного корня из флюенса нейтронов. Энергия активации (устойчивость к воздействию температуры) матричных радиационных дефектов значительно ниже, чем кластеров и преципитатов.

Проведенный анализ показал, что низкотемпературный «мокрый» отжиг при температуре 300-345°С существенно снижает степень радиационного охрупчивания корпусов реакторов из сплава с низким содержанием меди (<0,1 мас. %). Большая часть упрочняющих матрицу радиационных точечных дефектов и дислокационных петель растворяется при этой температуре. Остаточное после отжига охрупчивание определяется только уцелевшими в процессе отжига медными преципитатами. Скорость радиационного охрупчивания стали при последующем за отжигом облучении ниже, чем при первичном и определяется образованием только матричных дефектов.

Пример.

В процессе эксплуатации реактора в результате воздействия флюенса нейтронов ~5×1019 см-2 происходит повышение Т_к металла, содержащего 0,08% меди, на 120°С. За счет работы главных циркуляционных насосов, являющимися элементами реактора, температура корпуса в области активной зоны была повышена до 340°С. При данной температуре корпус выдерживался 150 часов. В результате отжига остаточное повышение Тк по сравнению с началом эксплуатации не более 60°С, т.е. уменьшилось не менее чем на 50%.

Claims

Способ восстановления механических свойств стального корпуса эксплуатирующегося ядерного реактора в отсутствие внешнего источника нагрева путем отжига, характеризующийся тем, что отжиг осуществляют путем повышения температуры водного теплоносителя до 300-345°С, выдержки при указанной температуре 50-150 часов и охлаждения водного теплоносителя до температуры окружающей среды.