Conducting local cutout from the surface of the VVER-1000 reactor vessel

Олексій Геннадійович Руденко; Віктор Миколайович Воєводін; Сергій Васильович Гоженко; Павло Олександрович Міщенко

doi:10.15276/opu.1.57.2019.07

Автор(и)

Олексій Геннадійович Руденко Institute of Solid State Physics Materials and Technologies, National Science Center “Kharkov Institute of Physics and Technology” of the National Academy of Sciences of Ukraine https://orcid.org/0000-0002-4389-6252
Віктор Миколайович Воєводін Institute of Solid State Physics Materials and Technologies, National Science Center “Kharkov Institute of Physics and Technology” of the National Academy of Sciences of Ukraine https://orcid.org/0000-0003-2290-5313
Сергій Васильович Гоженко Institute of Solid State Physics Materials and Technologies, National Science Center “Kharkov Institute of Physics and Technology” of the National Academy of Sciences of Ukraine https://orcid.org/0000-0001-6190-1134
Павло Олександрович Міщенко Institute of Solid State Physics Materials and Technologies, National Science Center “Kharkov Institute of Physics and Technology” of the National Academy of Sciences of Ukraine https://orcid.org/0000-0001-6035-4968

DOI:

https://doi.org/10.15276/opu.1.57.2019.07

Ключові слова:

корпус реактора, зразки-свідки, радіаційне окрихчення, температура крихкості, дозова залежність

Анотація

Цілісність корпусу реактора є найважливішим елементом демонстрації працездатності атомної електростанції протягом не менше 80 років. Тривала експлуатація матеріалів при підвищених температурах виявляється у втраті пластичності та помітному зсуві інтервалу переходу від в'язкого руйнування до крихкого в області підвищеної температури. Окрихчення корпусу реактора ВВЕР пов’язано з багатьма факторами які відбуваються в результаті тривалої експлуатації. Радіаційне окрихчення є ключовим фактором, який визначає термін служби будь-якого реактора типу ВВЕР. З огляду на те, що ВВЕР були призначені для роботи протягом 40 років, існують проблеми, які необхідно вирішити, щоб зменшити невизначеність у застосуванні нормативних вимог. Існуючі підходи в атомній енергетиці України до оцінки в’язкості руйнування опромінених матеріалів корпусу реактора ґрунтуються на емпіричних кореляціях між параметрами тріщиностійкості та ударної в'язкості, що призводить до переоцінки терміну безпечної експлуатації корпусів реакторів. Для продовження терміну служби реакторів ВВЕР необхідні точні прогнози підвищення температури в’язко-крихкого переходу (ΔTK) для сталі корпусу реактора під дією нейтронного випромінювання, які знаходяться за межами існуючої бази даних. Наприклад, доза нейтронів в RPV буде, принаймні, подвоєна. З цим фактором пов'язані невизначеності щодо ефектів флаксу, ефектів щодо високого вмісту нікелю, невизначеності щодо застосування механіки руйнування і термічного відпалу. В даній роботі пропонується провести дослідження металу на в’язкість руйнування, безпосередньо отриманого з корпусу реактора, щоб вивчити прогноз ΔTK від терміну роботи, опромінення, температури і кількості циклів пуск/зупинка при випробуванні зразків меншого розміру. На сьогоднішній день експериментальні методи механіки руйнування дозволяють прямо визначати властивості матеріалів за допомогою випробувань малорозмірних зразків, що дає можливість визначитись з терміном експлуатації корпусу реактора. В ННЦ ХФТІ розроблено обладнання, методика та має досвід роботи, який дозволяє отримати додаткову інформацію при аналізі стану металу обладнання що тривалий час знаходиться в експлуатації.

Завантаження

Дані завантаження ще не доступні.

Біографії авторів

Віктор Миколайович Воєводін, Institute of Solid State Physics Materials and Technologies, National Science Center “Kharkov Institute of Physics and Technology” of the National Academy of Sciences of Ukraine

DSc, Prof.

Сергій Васильович Гоженко, Institute of Solid State Physics Materials and Technologies, National Science Center “Kharkov Institute of Physics and Technology” of the National Academy of Sciences of Ukraine

PhD

Посилання

Ерак Д.Ю., Журко Д.А., Папина В.Б. Интерпретация результатов ускоренного облучения мате-риалов корпусов реакторов ВВЭР-1000. Проблемы прочности. 2013. № 4. C. 51–63.

Чернобаева А.A., Платонов П.А. Особенности радиационного охрупчивания материалов корпу-сов реакторов в различных диапазонах флюенсов. ВАНТ, Серия Материаловедение и новые ма-териалы. 2009. Вып. 1(73). C. 206–219.

Марголин Б.З., Юрченко Е.В., Морозов А.М., Пирогова Н.Е. Анализ связи между механизмами радиационного охрупчивания и влиянием флакса нейтронов применительно к материалам кор-пусов реакторов ВВЭР. Проблемы прочности. 2013. № 4. C. 27–50.

Руденко А.Г., Шиляев Б.А., Воеводин В.Н., Ожигов Л.С. Эволюция радиационного повреждения материалов конструкций реактора ВВЭР-1000. ВАНТ. 2008. № 2. C. 78–82

Evolution of the nanostructure of VVER-1000 RPV materials under neutron irradiation and post irradia-tion annealing / М.К. Miller, А.А. Chernobaeva, Y.I. Shtrombakh, K.F. Russell, R.K. Nanstad, D.Y. Erak, O.O. Zabusov. J. Nucl. Mat. 2009. 385. C. 615–620.

Связь служебных характеристик сталей корпусов ядерных реакторов с эволюцией их нанострук-туры под действием рабочих температур и облучения / Б.А. Гурович, Е.А. Кулешова, Д.А. Маль-цев, С.В. Федотова, А.С. Фролов. ВАНТ. 2013. № 2(84). C.3–10.

Ерак Д.Ю., Папина В.Б., Чернобаева А.А. Эффекты температурного старения в материалах свар-ных швов ВВЭР-1000. Материалы научн.-техн. конф. молодых специалистов 16 НПКб, 26–27 марта 2014 г. ОКБ ГИДРОПРЕСС.

Юханов В.А., Шур А.Д. Исследование термического старения корпусных сталей для атомных энергетических установок с целью обоснования ресурса оборудования на срок до 60 лет. Ми-ТОМ. 2006. №7(613). C. 23–27.

Гурович Б.А., Ерак Д.Ю., Журко Д.А., Кулешова Е.А., Чернобаева А.А. и др. Прогнозирование радиационного охрупчивания материалов корпусов ректоров ВВЭР-1000 при продлении срока службы. 9 МНТК Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР. Материалы научн.-техн. конф. 19–22 мая 2015 г. ОКБ ГИДРОПРЕСС. 2015.

Fukuya K. Current understanding of radiation-induced degradation in light water reactor structural ma-terials. Journal of Nuclear Science and Technology. 2013. Vol. 50, № 3, P. 213–254.

Accurate Determination and Benchmarking of Radiation Field Parameters, relevant for Pressure Vessel Monitoring (REDOS). Final Report EUR 21771 EN 2005 63 p.

Пугач А.М., Демехин В.Л., Буканов В.Н., Пугач С.М. Функционалы нейтронного потока воздей-ствующего на корпус реактора ВВЭР-440. Ядерна та радіаційна безпека. 2008. № 2. С. 28–31.

Голованов В.Н., Раецкий В.М. Эксперимент по уточнению кинетики радиационного охрупчива-ния металла на толщине корпуса реакторов ВВЄР-1000 и ВВЄР-1500 для уточнения степени консерватизма проектных решений. Материалы научн.-техн. конф. 23–25 мая 2005 г., ОКБ ГИД-РОПРЕСС. 2005.

Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора / М. Брумовский, В.Н. Голованов, В.М. Раецкий, М. Китка, Д.В. Козлов, Г.В. Шевляков. ВАНТ. 2007. № 2 .С. 113–118.

Cпосіб визначення критичної температури в’язко-крихкого переходу: пат. 97283, Україна: МПК14 G01N29/06, G01N29/14. № 21409040; заявл. 11.08.2014; опубл. 10.03.2015, Бюл. № 5. 4 с.

Ожигов Л.С., Митрофанов А.С., Толстолуцкая Г.Д. и др. Комплексные исследования металла ба-рабанов котлов тепловых электростанций. Теплоэнергетика. 2017. № 5. С. 40–47.

Alexander D.J., Klueh R.L. “Specimen Size Effects in Charpy Impact Testing” in Charpy Impact Test: Factors and Variables， ASTM STP 1072. J.M. Holt, Eds. American Society for Testing and Materials. Philadelphia. 1990.

Schubert L.E., Kumar A.S., Rosinski S.T., Hamilton M.L. Effect of Specimen Size on the Impact Prop-erties of Neutron Irradiated A533B Steel. J. Nucl. Mat. 1995. 225. С. 231–237.

Гринь Е.А., Анохов А.Е., Зеленский А.В., Федина И.В. Исследование металла барабанов паровых ко-тлов из стали 16ГНМ после длительной эксплуатации. Теплоэнергетика. 2010. №. 6 C. 37–42.