Національний науковий центр

“Харківський фізико-технічний інститут”

РЕВКА Володимир Миколайович

УДК 621.039.5

ОЦІНКА В’ЯЗКОСТІ РУЙНУВАННЯ КОРПУСНИХ СТАЛЕЙ РЕАКТОРА ВВЕР-1000:

ДОСВІД ДОСЛІДЖЕННЯ ЗРАЗКІВ-СВІДКІВ

01.04.21 – радіаційна фізика та ядерна безпека

Автореферат дисертації на здобуття наукового ступеня
кандидата фізико-математичних наук

Харків – 2003

Дисертацією є рукопис.

Робота виконана в Інституті ядерних досліджень НАН України, м. Київ.

Науковий керівник доктор фізико-математичних наук, професор

Гринік Едуард Улянович,

Інститут ядерних досліджень НАН України,

завідувач відділом радіаційного матеріалознавства.

Офіційні опоненти: доктор фізико-математичних наук,

Воєводін Віктор Миколайович,

Інститут фізики твердого тіла, матеріалознавства і

технологій ННЦ “Харківський фізико - технічний інститут”начальник відділу

доктор технічних наук,

Новогрудський Леонід Самуїлович,

Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України,

провідний науковий співробітник.

Провідна установа Державний науково-технічний центр з ядерної та

радіаційної безпеки Державного комітету ядерного

регулювання України, відділення конструкційної

надійності та матеріалів ЯУ, м. Київ.

Захист відбудеться 22 вересня 2003 р. о 16.00 годині на засіданні спеціалізованої вченої ради Д64.845.01 при Національному науковому центрі “Харківський фізико - технічний інститут” за адресою: 310108, м. Харків, вул. Академічна, .

З дисертацією можна ознайомитись у бібліотеці Національного наукового центру “Харківський фізико - технічний інститут” за адресою: 310108, м. Харків,
вул. Академічна, 1.

Автореферат розісланий 20 серпня 2003 р.

Вчений секретар
спеціалізованої вченої ради

Айзацький М.І.

ЗАГАЛЬНА ХАРАКТЕРИСТИКА РОБОТИ

Актуальність теми. На даний час в Україні знаходиться в експлуатації 11 ядерних реакторів типу ВВЕР-1000. Основною матеріалознавчою проблемою енергетичного реактора даного типу є деградація в’язкості руйнування корпусних матеріалів внаслідок впливу нейтронного опромінення, яка проявляється у зсуві температури крихкості в бік підвищених температур. Особливо гостро ця проблема стоїть для корпусів реакторів (КР), зварні шви (ЗШ) яких мають підвищений вміст нікелю.

Нормативні залежності для прогнозу величини зсуву температури крихкості корпусних матеріалів реактора типу ВВЕР-1000, ґрунтуються, головним чином, на результатах, отриманих на опромінених в дослідницьких реакторах зразках. Такі результати, як виявилось в останні декілька років, не завжди коректно характеризують зміни характеристик в’язкості руйнування металу КР в умовах довготривалого опромінення в енергетичному реакторі внаслідок відмінностей у густині потоку нейтронів.

На час атестації металу КР вважалось, що чутливість до нейтронного опромінення сталей з вкрай малим вмістом домішок міді та фосфору не залежить від концентрації атомів нікелю. По цій причині нормативний підхід до оцінки величини температурного зсуву не враховує знайдений в останні роки ефект нікелю. Крім того, результати випробувань зразків-свідків (ЗС) продемонстрували, що чутливість зварних швів КР типу ВВЕР-1000 до нейтронного опромінення визначається не тільки нікелем, і що для пояснення картини радіаційного окрихчування матеріалів необхідно враховувати вплив інших легуючих елементів. Таким чином, дослідження ЗС дають унікальну можливість відповісти на запитання, чи коректно нормативні дозові залежності зсуву температури крихкості характеризують поведінку корпусних сталей в умовах довготривалого опромінення.

Ще однією важливою проблемою для реакторів типу ВВЕР-1000 вважається достовірне визначення в’язкості руйнування конструкційних матеріалів корпусу реактора. До теперішнього часу в’язкість руйнування корпусних матеріалів оцінюється за допомогою кореляційного методу, що ґрунтується на результатах динамічних випробувань зразків типу Шарпі. Як виявилось, непряме визначення в’язкості в деяких випадках суттєво занижує параметри тріщиностійкості, що може привести до неоправданих обмежень в експлуатаційних режимах та радіаційному ресурсі КР. Використання нового статистичного методу Майстер кривої дозволяє більш точно визначити в’язкість руйнування корпусних матеріалів і уникнути надмірного консерватизму при розрахунках крихкої міцності корпусу реактора. В зв’язку з цим з’являється потенційна можливість подовжити термін експлуатації енергоблоків з реакторами типу ВВЕР-1000.

Дисертація присвячена розв’язанню нової науково-технічної задачі, що виявляється у визначенні параметрів в’язкості руйнування корпусних сталей реактора ВВЕР-1000 в умовах тривалої експлуатації за допомогою зразків-свідків з використанням нової статистичної методології Майстер кривої.

Зв’язок роботи з науковими та галузевими темами. Експериментальні дані отримані в рамках штатної Програми зразків-свідків, яка виконується для забезпечення безаварійної експлуатації ядерних блоків промислових АЕС з реакторами типу ВВЕР-1000 в Україні. Результати досліджень використані у розробках Інституту ядерних досліджень НАН України з теми “Розробка фізичних основ створення радіаційно-стійких сталей для енергетичних реакторів нового покоління” (державний реєстраційний № 0197U016413, шифр 290/1.3.8) і теми “Визначення механізмів впливу легуючих елементів на радіаційне дефектоутворення в реакторних сталях” (державний реєстраційний № 0100U005115, шифр 48/300).

Мета та задачі дослідження. Метою роботи є визначення в’язкості руйнування корпусних матеріалів реактора ВВЕР-1000 в процесі експлуатації з урахуванням нових знань про вплив нікелю на чутливість корпусних сталей до опромінення та досягнень в розумінні закономірностей крихкого руйнування феритних сталей в температурному діапазоні крихко-в’язкого переходу.

Об’єктом дослідження є низько вуглецеві мало леговані сталі марки 15Х2НМФА-А з ферито - перлітною металографічною структурою, що використовуються для виготовлення корпусів реакторів типу ВВЕР-1000. Досліджувані сталі мають в своєму складі нікель і є унікально чистими по відношенню до домішок міді та фосфору.

Предметом дослідження є в’язкість руйнування корпусних сталей реактора ВВЕР-1000 в опроміненому та неопроміненому стані.

Для досягнення поставленої мети потрібно було з’ясувати, чи коректно нормативні дозові залежності зсуву температури крихкості характеризують параметри в’язкості руйнування опромінених корпусних матеріалів реактора ВВЕР-1000, зокрема зварних швів, що мають підвищений вміст нікелю. Також було вивчено практичне застосування нового статистичного підходу (т.зв. метод Майстер кривої) до оцінки в’язкості руйнування корпусних сталей марки 15Х2НМФА-А та їх зварних з'єднань. Проведено порівняльний аналіз концепції Майстер кривої та нормативного підходу з точки зору визначення тріщиностійкості корпусних матеріалів реактора ВВЕР-1000. Крім того, емпіричним шляхом з’ясовано зв’язок між величинами зсуву кривих Шарпі та температурних залежностей в’язкості руйнування, що обумовлені нейтронним опроміненням.

Наукова новизна дослідження. Ґрунтуючись на результатах дослідження, отримано наступні нові знання:

1. Вперше виявлено, що в процесі тривалої експлуатації корпусу реактора типу ВВЕР-1000 для зварного шву з підвищеним вмістом нікелю (1,72 % ваг.) та помірною концентрацією атомів марганцю (0,74 % ваг.) нормативні дозові залежності ступеню окрихчування є консервативними, тобто адекватно характеризують зміни параметрів в’язкості руйнування під впливом опромінення. Для зварного шву з підвищеним вмістом нікелю (1,88 % ваг.) та марганцю (0,97 ваг.) швидкість зростання критичної температури крихкості металу перевищує нормативну величину. Раніше вважалося, що чутливість до нейтронного опромінення зварних швів реактора ВВЕР-1000 з підвищеною концентрацією атомів нікелю більша, ніж це передбачено проектом. Результати досліджень зразків-свідків показують, що для надійної оцінки ступеню радіаційного окрихчування необхідно враховувати спільний вплив нікелю та марганцю.

2. Вперше використана нова статистична методологія Майстер кривої для оцінки в’язкості руйнування корпусних сталей реактора ВВЕР-1000 і експериментально доведено, що її можна успішно застосовувати для досліджуваних матеріалів як у вихідному стані, так і після опромінення до флюенсу швидких нейтронів (Е > 0,5 МеВ) 31023 нм-2.

3. Вперше продемонстровано, що для корпусних матеріалів реактора ВВЕР-1000 в неопроміненому стані критична температура крихкості ТК0 , отримана за допомогою ударних випробувань зразків Шарпі, в деяких випадках є надмірно консервативним параметром для оцінки статичної в’язкості руйнування.

4. Шляхом порівняння нормативних підходів USNRC (США) и ПНАЕ (Росія) експериментально доведено, що зсув кривої в’язкості руйнування внаслідок опромінення можна адекватно характеризувати за допомогою результатів ударних випробувань зразків Шарпі, за умови врахування границі міцності матеріалу.

Практичне значення одержаних результатів. Результати дисертаційної роботи розширюють уявлення про вплив легуючих елементів на закономірності РО корпусних сталей марки 15Х2НМФА-А та їх зварних з'єднань при довготривалому опроміненні в умовах енергетичного реактора.

Аналіз отриманих результатів дозволив зробити висновок про те, що тільки вміст нікелю не пояснює цілком картини радіаційного окрихчування зварних швів корпусу реактора ВВЕР-1000, і що ефект нікелю необхідно розглядати, беручи до уваги концентрацією атомів марганцю. Отже, результати роботи можуть бути використані для розробки нових нормативних залежностей зсуву критичної температури крихкості для прогнозу степені РО корпусних матеріалів з урахуванням їх хімічного складу. Крім того, результати досліджень дають цінну інформацію для матеріалознавців, які розробляють перспективні матеріали для ядерної енергетики.

Завдяки статистичного аналізу експериментальних даних по в’язкості руйнування показано, що методика Майстер кривої може бути успішно застосована до корпусних сталей реактора типу ВВЕР-1000. Використання статистичного методу Майстер кривої дасть можливість коректно характеризувати в’язкість руйнування корпусних матеріалів, що важливо для достовірної оцінки стану металу КР типу ВВЕР-1000 в процесі експлуатації.

Концепція Майстер кривої дає можливість уникати надмірного консерватизму при визначенні в’язкості руйнування корпусних сталей у порівнянні з діючим нормативним підходом ПНАЕ. Практичне застосування нового статистичного підходу до оцінки крихкої міцності КР може стати вирішальним фактором у виборі стратегії подовження строку служби реактора типу ВВЕР-1000.

Апробація результатів дисертації. Основні матеріали дисертаційної роботи доповідались та обговорювались на щорічних наукових конференціях Інституту ядерних досліджень НАН України (21-27 січня 1997 р., 30 січня – 2 лютого 2001 р., м. Київ, Україна), міжнародній конференції Українського ядерного товариства “Безпека та захист АЕС” (8-12 вересня 1997 р., м. Одеса, Україна), нараді МАГАТЕ “Irradiation Embrittlement and Mitigation” (26-29 квітня 1999 р., м. Мадрид, Іспанія), міжнародній конференції Українського ядерного товариства “Модернізація АЕС з реакторами ВВЕР” (21-23 вересня 1999 р., м. Київ, Україна), міжнародній конференції “Plant Life Management and Plant Life Extension in Nuclear Facilities” PLIM-PLEX-1999 (3-5 листопада 1999 р., м. Мадрид, Іспанія), Українсько – Корейському семінарі “Досвід подовження строку експлуатації АЕС в Республіці Корея” (26-27 червня 2000 р., Інститут “Київенергопроект”, м. Київ, Україна), нараді МАГАТЕ “Irradiation Embrittlement and Mitigation” (14-17 травня 2001 р., м. Глосестер, Великобританія), 4-й Міжнародній конференції “The Integrity of Nuclear Components” (14-17 квітня 2002 р., м. Чеджу, Республіка Корея).

Публікації. Основні результати дисертації опубліковані в 6-ти статтях у наукових журналах [1 – 6], з яких 5 [1 – 5] відповідають вимогам ВАК України, а також в 2  х збірниках матеріалів конференцій [7, 8].

Особистий внесок здобувача. Вклад здобувача у роботу [1] заключається у проведенні металографічних досліджень зламів зразків типу Шарпі та аналізу результатів випробувань на статичних розтяг та ударний згин. У роботах 2, 3, 6, 7 автор дисертації особисто керував проведенням експериментів і виконав узагальнення та аналіз результатів досліджень, а також приймав участь у підготовці тих розділів статей, де мова йде про зміни характеристик міцності та в’язкості руйнування корпусних матеріалів внаслідок опромінення. Роботи 4,  з’явились завдяки тому, що здобувач оцінив в’язкість руйнування корпусних матеріалів реактора ВВЕР-1000 за допомогою нового методу Майстер кривої і порівняв нормативний підхід ПНАЕ і метод Майстер кривої з точки зору прямого визначення параметрів в’язкості руйнування. Текст статей був підготовлений головним чином Ревкою В.М. У роботі 8 здобувач самостійно виконав порівняльний аналіз нормативних методик USNRC (США) та ПНАЕ (Росія) з точки зору коректного визначення зсуву кривої в’язкості руйнування внаслідок опромінення і приймав участь у обговоренні та підготовці тексту докладу.

Структура і обсяг дисертаційної роботи. Дисертація складається із вступу, шести розділів та висновків. Повний обсяг дисертації становить 156 сторінок тексту, включаючи 37 рисунків та 27 таблиць (24 сторінки повністю зайняті рисунками і таблицями), та 85 посилань на використані джерела обсягом 10 сторінок.

ОСНОВНИЙ ЗМІСТ РОБОТИ

У вступі охарактеризовано стан матеріалознавчих проблем КР типу ВВЕР-1000, сформульовано мету та основні задачі, вирішення яких дало змогу досягти поставленої мети, визначено наукову новизну та практичну цінність отриманих результатів, а також особистий внесок здобувача в дисертаційні дослідження.

Перший розділ дисертації присвячений проблемі визначення в’язкості руйнування корпусних сталей марки 15Х2НМФА-А, що використовуються для виготовлення корпусу реактора типу ВВЕР-1000. У розділі приведена інформація про досліджувані сталі, роль основних легуючих елементів у забезпеченні необхідного рівня їх механічних і технологічних властивостей. Подано літературний огляд проблеми впливу хімічного складу на радіаційну стійкість корпусних сталей. Відзначено, що ефект нікелю для унікально чистих по відношенню до домішок міді та фосфору до кінця не вивчений і потрібні додаткові дані стосовно цієї проблеми. Проаналізовано, як нейтронне опромінювання діє на характеристики міцності та в’язкості руйнування.

Далі подано інформацію про існуючі підході до оцінки в’язкості руйнування корпусних сталей. Відмічено, що нормативний підхід в силу своєї кореляційної природи в деяких випадках суттєво недооцінює в’язкість руйнування матеріалів. На відміну від нормативної практики, нова статистична методологія Майстер кривої оцінює параметри тріщиностійкості на основі прямих випробувань зразків на в’язкість руйнування, що дає можливість достовірного визначення стану металу корпусу реактора в процесі довготривалої експлуатації.

У другому розділі подано опис штатної програми зразків-свідків для контролю за станом металу корпусу реактора типу ВВЕР-1000. Далі розглянуто сучасну нормативну практику визначення в’язкості руйнування корпусних матеріалів у вихідному стані та після реакторного опромінення. Також детально охарактеризовано методологію Майстер кривої, її вихідні постулати, фізичні гіпотези, на яких ґрунтується незмінність форми температурної залежності в’язкості руйнування та проблеми, пов’язані з використанням концепції Майстер кривої для моніторингу радіаційного окрихчування корпусних сталей.

Концепція Майстер кривої покладена в основу прямого експериментального методу визначення опору матеріалів крихкому руйнування. Метод ґрунтується на статистичній моделі крихкого руйнування феритних матеріалів, що була запропонована і експериментально обґрунтована професором K.Wallin та співробітниками VTT Manufacturing Technology (Фінляндія). Згідно цієї моделі розкид експериментальних даних по в’язкості руйнування в діапазоні температур крихко - в’язкого переходу за однакових умов описується співвідношенням:

, (1)

де - інтегральна вірогідність руйнування, KI – коефіцієнт інтенсивності напружень, Kmin – мінімально можливе значення в’язкості руйнування, K0 – приведена в’язкість руйнування, що залежить від температури та розміру зразка і відповідає 63,2 % інтегральної вірогідності руйнування.

Модель включає в себе статистичну розмірну корекцію значень коефіцієнта інтенсивності напружень KJC у вигляді:

, (2)

де величини В1 та В2 є відповідними товщинами зразків (довжинами фронту тріщини) і KJC(Bi) пружно-пластичний еквівалент коефіцієнта інтенсивності напружень, визначений через величину J-інтегралу.

Майстер крива характеризує температурну залежність в’язкості руйнування феритних сталей в діапазоні крихко-в’язкого переходу для зразків товщиною 25 мм. Для приведеної в’язкості руйнування К0 Майстер крива має форму:

, (3)

де Т0 - температура, при якій медіана значень в’язкості руйнування KJC(med), які відповідають зразкам з товщиною 25 мм, дорівнює 100 МПам, при цьому К0 = 108 МПам.

Температуру Т0 визначають у відповідності до стандарту ASTM E 1921 у випадку, коли випробування проводяться при одній вибраній температурі. Коли ж зразки випробовуються в діапазоні температур, значення Т0 отримують методом максимальної правдоподібності, знаходячи числове рішення наступного рівняння:

. (4)

Тут символ Кронекера i дорівнює одиниці, коли зразок руйнується крихко і i = 0, коли крихкого руйнування у кінці випробування не відбувається.

З метою отримання коректних даних використовується процедура підгонки значень KJC за допомогою рівняння, що визначає максимальну в’язкість руйнування, що може бути достовірно визначена на зразках даної товщини та геометрії:

, (5)

де ys та Е – границя текучості та модуль Юнга при температурі випробувань відповідно, b0 - лігамент зразка (тобто, ширина зразка, не ослаблена тріщиною втоми), який повинен мати достатній розмір, щоб біля кінчика тріщини зберігалися умови плоско - деформованого стану при руйнуванні.

У третьому розділі подано інформацію про об’єкти дослідження, умови їх опромінення та експериментальні методики.

Матеріалами для досліджень є низько вуглецеві мало леговані сталі марки 15Х2НМФА-А з феритно - перлітною структурою, а також їх зварні з’єднання. Для зварювання цих сталей використовується стальна проволока марки Св_Х2Н2МФАА в поєднанні з флюсом марки ФЦ-16. Саме з таких сталей виготовлені КР енергетичних блоків № Хмельницької АЕС (ХАЕС-1), № Южно - Української АЕС (ЮУАЕС-3) та № Запорізької АЕС (ЗАЕС-1). Ці сталі мають вкрай малий вміст домішок міді та фосфору. Крім того, метал зварювальних швів КР блоків ХАЕС-1 та ЮУАЕС-3 містить підвищену концентрацію атомів нікелю (табл. ).

Таблиця 1

Хімічний склад сталей марки 15Х2НМФА-А та їх зварних швів |

Хімічний елемент, % ваг.

Матеріал | C | Si | Mn | Cr | Ni | Mo | Cu | S | P | V

ХАЕС-1

15Х2НМФАА | 0,15 | 0,33 | 0,48 | 2,07 | 1,12 | 0,53 | 0,06 | 0,009 | 0,007 | 0,1

Зварний шов | 0,06 | 0,26 | 0,97 | 1,8 | 1,88 | 0,65 | 0,02 | 0,007 | 0,006 | -

ЮУАЕС-3

15Х2НМФАА | 0,17 | 0,25 | 0,35 | 1,86 | 1,12 | 0,56 | 0,05 | 0,012 | 0,008 | 0,1

Зварний шов | 0,06 | 0,3 | 0,74 | 1,88 | 1,72 | 0,62 | 0,06 | 0,005 | 0,005 | -

ЗАЕС-1

15Х2НМФАА | 0,18 | 0,23 | 0,48 | 1,95 | 1,2 | 0,55 | 0,08 | 0,01 | 0,007 | 0,1

Зварний шов | 0,05 | 0,34 | 0,78 | 1,41 | 1,1 | 0,59 | 0,03 | 0,01 | 0,005 | -

Зміни механічних властивостей корпусних сталей внаслідок опромінення визначали за допомогою зразків-свідків. Контейнери з зразками-свідками опромінювалися в енергетичних реакторах блоків ХАЕС-1 та ЮУАЕС-3 потоками нейтронів інтенсивністю 1015 нм-2с-1 до флюенсів швидких нейтронів (Е > 0,5 МеВ) в діапазоні (0,5 3,1)1023 нм-2. Температура опромінення, яка оцінена за допомогою алмазних індикаторів, становила 300 2C. Нейтронні характеристики опромінювання визначалися за допомогою розрахунково  експериментальної методики, яка розроблена та успішно апробована в Київському інституті ядерних досліджень НАН України. Зразки-свідки металу корпусу реактора енергоблоку ЗАЕС-1 були в неопроміненому стані.

Для визначення механічних властивостей матеріалів як до, так і після опромінення використовувалися стандартні методи на статичний розтяг, ударний згин та тріщиностійкість по схемі трьохточкового прогину.

Характеристики міцності визначалися при випробуванні пропорційних циліндричних зразків (довжина робочої частини 30 мм, діаметр – 3 мм) на дистанційній універсальній розривній машині УМД-5 згідно стандартів ГОСТ 1497-73 и ГОСТ 9651-73. Швидкість руху активного захвату силового приводу була 1 ммхв-1, при цьому швидкість зростання напружень на лінійній ділянці діаграми розтягу становила 20 МПас-1. Зусилля, що відповідають границі текучості та границі міцності визначали з похибкою 4 кг.

Випробування проводились при кімнатній температурі та 350C. Температуру вимірювали за допомогою термопар хромель – алюмель з похибкою 1C. Стабільність підтримання температури випробувань була 3C.

Ударні випробування зразків типу Шарпі з розмірами 10х10х55 мм проводили за допомогою дистанційного маятникового копра КМД-30Д. Максимальна величина накопленої енергії копра 300 Дж. Похибка визначення поглиненої енергії 1,3 Дж. Швидкість молоту в момент удару становила 5,6 мс-1. Випробування проводились у відповідності до стандарту ГОСТ 9454-78.

Температури випробувань вибирались таким чином, щоб повністю охопити температурний діапазон переходу з крихкого стану до в’язкого, а також однозначно встановити величину верхнього шельфу кривої ударної в’язкості.

По результатам випробувань будували температурні залежності ударної в’язкості. Перехідну температуру для неопроміненого та опроміненого стану визначали на рівні ударної в’язкості 49 або 59 Джсм-2 в залежності від границі текучості матеріалу при кімнатній температурі згідно з ПНАЕ Г-7-002-86.

Перед випробуванням зразки розміщувались у кріокамері і витримувались там 15 хв. при заданій температурі. Температура вимірювалась за допомогою термопар хромель – копель з похибкою 1C.

Крім ударної в’язкості також визначався вигляд поверхні руйнування зразків, що характеризується поперечним розширенням зразка на грані, протилежній механічному надрізу, та долею в’язкої складової у зламі зразку.

Зсув температури крихкості внаслідок опромінення TF визначався як різниця між температурами переходу матеріалу в неопроміненому та опроміненому стані. З метою визначення коефіцієнту радіаційного окрихчування AF, що характеризує радіаційну стійкість матеріалів, дозові залежності величини TF апроксимували степеневою функцією виду:

TF = AF (Fn/Fo) n. (6)

Тут Fn - величина флюенсу швидких нейтронів (Е 0,5 МеВ), Fo = 1022 нм-2, показник n = 1/3. Формула застосовувалась згідно нормативного документу ПНАЕ Г-7-002-86 і дійсна в діапазоні флюенсів 11022 31024 нм-2.

Випробування зразків на в’язкість руйнування (тріщиностійкість) проводили у відповідності до стандартів ГОСТ 25.506-85 та ASTM E 1921. Для випробувань використовувалась універсальна розривна машина УМД-5, на яку було встановлено спеціальний реверс та навантажувальний ніж.

Максимальне зусилля PC та пластичну частину роботи руйнування AP визначали по експериментальним діаграмам “зусилля P – прогин зразку f”. Діапазон зусиль становив 0 1000 кг, похибка визначення зусилля 4 кг. Швидкість руху активного захвату становила 1 ммхв-1.

Випробувалися зразки на розвиток тріщини типу COD з розмірами 10х10х55 мм та номінальною довжиною тріщини втоми 5 мм. Дійсний розмір тріщини визначали після руйнування зразка за допомогою катетометру В-230 з похибкою  ,05 мм.

Під час випробування зразок знаходився в кріокамері, в яку подавався рідкий азот. Температура випробувань вимірювалась за допомогою термопари хромель – копель, привареної до нижньої частини навантажувального ножа.

Параметри тріщиностійкості корпусних матеріалів отримували, використовуючи методологію J – інтегралу та підходи нелінійної механіки руйнування згідно методу Майстер кривої. На основі експериментальних значень KJC визначали температуру Т0.

Для порівняння величини зсуву температурної залежності в’язкості руйнування та кривої Шарпі були використані дані для корпусних сталей реакторів західного типу, запозичені з літератури.

Четвертий розділ присвячений визначенню в’язких властивостей корпусних сталей марки 15Х2НМФА-А та їх зварних з’єднань в умовах опромінення енергетичного реактора згідно з діючою в Україні нормативною методикою.

Враховуючи знайдений раніше ефект нікелю для корпусних сталей реактора ВВЕР-1000 і той факт, що нормативний підхід не бере до уваги вплив хімічного складу на ступінь радіаційного окрихчування, були проведені дослідження по визначенню зсуву критичної температури корпусних матеріалів реактора енергоблоків ХАЕС-1 та ЮУАЕС-3.

Результати дослідження зразків-свідків показали, що, не дивлячись на підвищений вміст нікелю (1,72 % ваг.) у зварному шві корпусу реактора енергоблоку ЮУАЕС-3, коефіцієнт радіаційного окрихчування AF металу ЗШ не перевищує проектну величину і практично не відрізняється від величини AF для основного металу (див. рис. 1).

Для зварного шва корпусу реактора енергоблоку ХАЕС-1 швидкість зростання критичної температури крихкості внаслідок нейтронного опромінення в реальних умовах експлуатації більша, ніж передбачено нормативними положеннями (нормативна величина AF C). На рис. б видно, що емпірична дозова залежність, яка отримана шляхом наближення даних зразків-свідків, а також експериментальні точки лежать вище від нормативної кривої. В цьому випадку нормативна залежність дає неконсервативну оцінку стану матеріалу. Для основного металу експериментально визначена величина AF суттєво менша за нормативну (AF23C).

Очевидно, що тільки вміст нікелю не пояснює картини радіаційного окрихчування корпусних сталей, що спостерігається при довготривалому опромінені в умовах енергетичного реактора.

Чутливість корпусних матеріалів реактора ВВЕР-1000 до нейтронного опромінення можна пояснити, якщо вплив нікелю розглядати з урахуванням концентрації атомів марганцю. З літератури відомо, що легуючі елементи відіграють як самостійну роль в процесах радіаційного окрихчування корпусних сталей, так і шляхом

синергетичної взаємодії їх з домішками, наприклад, фосфору.

Механізм самостійного впливу може бути пов’язаний з радіаційно – стимульованим утворенням виділень у решітці фериту, збагачених атомами Ni та Mn. Такий висновок зробили Auger P. та ін. під час дослідження корпусних сталей з малою концентрацією атомів Cu за допомогою методу польової іонної мікроскопії. Автори сповіщають, що в сталях, опромінених в рамках програми зразків-свідків, були знайдені металічні кластери нікелю з атомами Mn та Si і, що саме ці кластери відіграють головну роль в процесі радіаційного окрихчування матеріалу.

Іншу точку зору на закономірності РО корпусних сталей марки 15Х2НМФА_А можна знайти у роботах Крюкова А.М., Ніколаєва Ю.А. та ін., де ефект нікелю пов’язується з тим, що цей хімічний елемент відіграє не самостійну роль, а лише стимулює сегрегацію атомів фосфору біля границь зерен під час опромінення і тим самим сприяє погіршенню в’язких властивостей сталей. Вплив марганцю, скоріш за все, подібний впливу нікелю, і коли їх спільна концентрація перевищує деякий поріг, починає проявлятися шкідлива дія атомів фосфору.

Таким чином, результати випробувань ЗС корпусів реакторів блоків ХАЕС_та ЮУАЕС-3 свідчать, що для надійної оцінки стану зварних швів корпусу реактора ВВЕР-1000 потрібно враховувати спільний вплив нікелю та марганцю.

У п'ятому розділі розглянуто можливість використання нової статистичної методології Майстер кривої для характеристики в’язкості руйнування корпусних сталей реактора ВВЕР-1000 у опроміненому та неопроміненому стані.

Випробування зразків на тріщиностійкість та оцінку температури Т0 для неопромінених матеріалів КР блоку ЗАЕС-1 було виконано у відповідності до стандарту ASTM E1921. Параметри тріщиностійкості та значення Т0 для основного металу і металу зварного шва подано в табл. 2.

Таблиця 2

Параметри для визначення температури Т0 для корпусних матеріалів КР блоку ЗАЕС-1

Метал | Температура випробувань, C | К 0,

МПам | К JC(med), МПам | Т0, C

ОМ | -100 | 119 | 110 | -107

-120 | 90 | 84 | -106

ЗШ | -80 | 78 | 73 | -54

-100 | 56 | 53 | -41

По результатам випробувань були побудовані залежності в координатах Вейбулла. Показано, що експериментальні залежності добре характеризуються прямими Вейбулла з фіксованим показником b = 4 (див. рис. 2). Це свідчить про те, що статистичний розподіл Вейбулла задовільно описує розкид експериментальних значень KJC в однакових умовах відносно середнього значення.

Результати досліджень показали, що температурна залежність в’язкості руйнування корпусних реактора ВВЕР-1000 добре узгоджується з формою Майстер кривої. На рис. 3 показано дані по тріщиностійкості для основного металу та металу зварних швів блоків ХАЕС_1 і ЮУАЕС-3 у вихідному та опроміненому станах. Рис. демонструє, що статистичний розкид експериментальних даних відповідає величині довірчих інтервалів Майстер кривої.

У шостому розділі аналізується можливість використовувати статистичну методологію Майстер кривої для оцінки крихкої міцності КР типу ВВЕР-1000. В аналіз включено результати випробувань зразків-свідків у вихідному стані для основного матеріалу та металу ЗШ 6-ти корпусів енергетичних реакторів АЕС України. Шляхом статистичної переоцінки експериментальних даних по в’язкості руйнування отримано температури Т0. Виконано порівняння величин Т0 та ТK0 (критична температура крихкості неопроміненого матеріалу) як параметрів для індексації залежностей в’язкості руйнування KIC(KJC) на температурній осі.

Виявлено, що між величинами Т0 та ТK0 кореляція практично відсутня (див. рис. ). Показано також, що величина ТK0, отримана на основі результатів ударних випробувань, в деяких випадках є надмірно консервативною для оцінки тріщиностійкості корпусних сталей реактора ВВЕР-1000. Таким чином, нормативний підхід, що використовує температуру ТK0 в якості температурного індексу, не завжди коректно характеризує статичну в’язкість руйнування матеріалів.

Зроблено порівняння між нормативною температурною залежністю в’язкості руйнування та Майстер кривою, які були індексовані температурами ТК0 та Т0 відповідно і показано, що для зварного шва корпусу реактора енергоблоку ХАЕС-1 нормативний підхід суттєво занижує тріщиностійкість в порівнянні з реальним станом матеріалу. Розрахунок крихкої міцності корпусу, оснований на нормативних оцінках, може призвести до необґрунтованих обмежень в режимах експлуатації і строках служби реактора.

Результати дисертаційної роботи підтверджують висновки, отримані в науково-технічних звітах ряду дослідницьких організацій США, що Майстер крива та температура Т0 більш точно характеризують опір корпусних матеріалів крихкому руйнуванню, ніж діючі нормативні підходи.

В роботі було проведено порівняння ступеню радіаційного окрихчування, визначеного різними методами згідно нормативних підходів USNRC (США) та ПНАЕ (Росія). Результати ударних випробувань зразків Шарпі і статичних випробувань на тріщиностійкість були запозичені з літератури і використані, щоб оцінити зсуви відповідних температурних залежностей внаслідок опромінення.

Результати аналізу показали, що зсув кривої Шарпі на рівні 41 Дж (підхід USNRC) менше, ніж зсув кривої в’язкості руйнування. Це означає, що нормативний підхід USNRC може призвести до неконсервативної оцінки радіаційних ефектів. На відміну від нормативного положення США, норми ПНАЕ для визначення перехідної температури вимагають використовувати рівень поглиненої енергії, що залежить від границі міцності матеріалу. Порівняння зсувів TF і Т0 демонструє, що враховуючи зміну границі міцності матеріалів внаслідок опромінення, можна адекватно характеризувати зсув кривої в’язкості руйнування, використовуючи дані ударних випробувань зразків Шарпі.

ВИСНОВКИ

У дисертації наведене нове розв’язання наукової задачі, що виявляється у визначенні параметрів в’язкості руйнування корпусних сталей реактора ВВЕР-1000 в умовах тривалої експлуатації за допомогою зразків-свідків з використанням нової статистичної методології Майстер кривої.

Для вирішення цієї проблеми проведена аналітична оцінка радіаційно-стимульованих змін характеристик в’язкості корпусних матеріалів (основний метал та метал зварного шва) 3-х блоків АЕС України. Крім того, переоцінені результати статичних випробувань зразків типу COD на розвиток тріщини та визначено параметри в’язкості руйнування металу корпусу реактора згідно з новою статистичною методологією Майстер кривої. Також проведено порівняльний аналіз концепції Майстер кривої та діючого нормативного методу ПНАЕ щодо оцінки в’язкості руйнування корпусних матеріалів. Крім того, в роботі було проведено порівняння ступеню радіаційного окрихчування, визначеного різними методами згідно нормативних підходів USNRC (США) та ПНАЕ (Росія).

Новий підхід до оцінки в’язкості руйнування корпусних сталей в процесі реакторного опромінення дає можливість адекватно характеризувати в’язкість руйнування корпусних матеріалів, уникаючи надмірно консервативних оцінок, притаманних нормативному підходу, а отже коректно прогнозувати стан металу корпусу реактора та визначати термін його безпечної експлуатації.

Важливою особливістю дисертаційної роботи є те, що результати отримані при випробування зразків-свідків металу корпусу реактора діючих енергоблоків АЕС України, що перебували в умовах довготривалого опромінення в енергетичному реакторі.

Проведені експериментальні та аналітичні дослідження в результаті дають можливість зробити такі висновки:

1. Вперше виявлено, що в процесі тривалої експлуатації корпусу реактора типу ВВЕР-1000 нормативні дозові залежності ступеню радіаційного окрихчування металу зварного шва, не зважаючи на підвищений вміст нікелю (1,72 % ваг.), є консервативними для цього матеріалу, тобто адекватно характеризують зміни параметрів в’язкості руйнування під впливом опромінення. Для зварного шву з підвищеним вмістом нікелю (1,88 % ваг.) та марганцю (0,97 ваг.) швидкість зростання критичної температури крихкості металу перевищує нормативну величину. Раніше вважалося, що нормативні дозові залежності ступеню радіаційного окрихчування не є консервативними для металу зварних швів з підвищеним вмістом нікелю (> 1,5 % ваг.), тобто нормативні криві в цьому випадку перестають бути верхніми граничними лініями для експериментальних точок. Результати досліджень зразків-свідків вказують на те, що для надійної оцінки ступеню радіаційного окрихчування необхідно враховувати спільний вплив нікелю та марганцю.

2. Експериментально визначена температурна залежність в’язкості руйнування корпусних матеріалів реактора ВВЕР-1000 добре узгоджується з формою Майстер кривої, як у вихідному стані, так і після опромінення до флюенсу нейтронів 31023 нм-2. В роботі показано, що статистична модель крихкого руйнування в області температур крихко-в’язкого переходу і 3-х параметричний розподіл Вейбулла, на яких ґрунтується концепція Майстер кривої, адекватно характеризують розкид експериментальних даних по тріщиностійкості. Отже, метод Майстер кривої може успішно використовуватись для оцінки в’язкості руйнування корпусних матеріалів реактора ВВЕР-1000.

3. Вперше для корпусних сталей реактора ВВЕР-1000 показано, що критична температура крихкості матеріалів у вихідному стані ТК0 є неефективним параметром в якості температурного індексу. Нормативні температурні залежності коефіцієнта інтенсивності напружень, що індексовані температурою ТК0 в деяких випадках суттєво недооцінюють в’язкість руйнування неопромінених корпусних сталей, зокрема зварних швів з підвищеним вмістом нікелю та марганцю. Розрахунок крихкої міцності корпусу, оснований на нормативних оцінках, може призвести до необґрунтованих обмежень в режимах експлуатації і строках служби реактора. Приймаючи до уваги результати дисертаційної роботи і ґрунтуючись на досвіді інших країн, що експлуатують реактори з водою під тиском, є підстави вважати, що методологія Майстер кривої може зіграти вирішальну роль у виборі стратегії подовження терміну безпечної експлуатації енергетичних реакторів типу ВВЕР-1000.

4. Вперше експериментально продемонстровано, що нормативний підхід ПНАЕ дозволяє адекватно характеризувати зсув кривої статичної в’язкості руйнування, використовуючи дані ударних випробувань зразків Шарпі та враховуючи при цьому зростання границі міцності матеріалу внаслідок опромінення. Таким чином, для оцінки зсуву температури Т0 внаслідок опромінення можна застосовувати величину TF, отриману згідно нормативного підходу ПНАЕ.

СПИСОК ОПУБЛІКОВАНИХ ПРАЦЬ

1. Гриник Э.У., Чирко Л.И., Гульчук Ю.С., Дрогаев О.В., Ревка В.Н. Влияние нейтронного облучения на физико-механические свойства стали 15Х2НМФАА // ВАНТ, сер. ФРП и РМ. – 1998. – Вып. 1(67), 2(68). – С. 63-64.

2. Гриник Э.У., Чирко Л.И., Гульчук Ю.С., Дрогаев О.В., Ревка В.Н. Анализ программы образцов-свидетелей металла корпуса реактора ВВЭР-1000 // Ядерная и радиационная безопасность. – 2000. – № 4. – С. 60-65.

3. Гриник Э.У., Чирко Л.И., Ревка В.Н., Гульчук Ю.С., Дрогаев О.В. Определение ресурса безопасной эксплуатации корпуса реактора путем испытаний образцов-свидетелей // Збірник наукових праць Інституту ядерних досліджень. – 2001. – № 1(3). – С. 111-116.

4. Гриник Э.У., Ревка В.Н., Чирко Л.И. Применение методологии Мастер кривой для оценки вязкости разрушения корпусных сталей реактора ВВЭР-1000 // Ядерная и радиационная безопасность. – 2002. – № 4. – С. 32-37.

5. Гриник Э.У., Чирко Л.И., Ревка В.Н. Анализ методологии Мастер кривой с точки зрения оценки целостности корпуса реактора ВВЭР-1000 // ВАНТ. – 2003. – № 3. – С. 79-82.

6. Вишневский И.Н., Гриник Э.У., Чирко Л.И., Дрогаев О.В., Ревка В.Н., Фокт Ж., Бертран Р., Тролля К. Радиационное охрупчивание корпусных сталей украинских АЭС // ВАНТ. – 2000. – № 4. – С. 57-60.

7. Grynik E., Chyrko L., Revka V., Drogayev O., Foct J., Bertrand R., Trollat C. and Massoud J.-P. Influence of nickel on irradiation embrittlement of Ukrainian NPP vessel steel // Proc. of the IAEA Specialists Meeting “Irradiation embrittlement and Mitigation”, IWG-LMNPP-99/2, 26 – 29 April 1999, Madrid, Spain. – Vienna (Austria). – 1999. – P. 386-393.

8. Lee J.H., Kim S.H., Park Y.W., Revka V.M., Grynik E.U. A simplified approach for estimation of T0 shift due to irradiation embrittlement // Proc. of the 4th International Workshop on the Integrity of Nuclear Components, April 14 – 17, 2002. – Jeju (Korea). – 2002. – P. 265-274.

АНОТАЦІЯ

Ревка В.М. Оцінка в’язкості руйнування корпусних сталей реактора ВВЕР-1000: досвід дослідження зразків-свідків. – Рукопис.

Дисертація на здобуття наукового ступеню кандидата фізико-математичних наук за спеціальністю 01.04.21 – радіаційна фізика та ядерна безпека. – ННЦ “Харківський фізико-технічний інститут”, м. Харків, Україна, 2003 р.

Дисертаційна робота присвячена проблемі визначення в’язкості руйнування корпусних матеріалів реактора ВВЕР-1000. Показано, що в процесі тривалої експлуатації корпусу реактора типу ВВЕР-1000 для зварного шву з підвищеним вмістом нікелю (> 1,5 ваг) та помірною концентрацією атомів марганцю (0,74 ваг) нормативні дозові залежності ступеню радіаційного окрихчування адекватно характеризують зміни параметрів в’язкості руйнування під впливом опромінення. Для металу зварного шву з підвищеним вмістом нікелю та марганцю (0,97 ваг.) ступінь радіаційного окрихчування перевищує нормативну величину. Експериментально доведено, що нова статистична методологія Майстер кривої може успішно застосовуватися для прямого визначення в’язкості руйнування корпусних сталей реактора ВВЕР-1000 у вихідному та опроміненому стані. Показано, що нормативний підхід в деяких випадках суттєво недооцінює в’язкість руйнування корпусних матеріалів. Продемонстровано, що якщо враховувати границю міцності матеріалів, то зсув кривої Шарпі внаслідок опромінення може бути використаний, щоб адекватно охарактеризувати зсув кривої в’язкості руйнування.

Ключові слова: ВВЕР-1000, корпус реактора, корпусні сталі марки 15Х2НМФА-А, зразки-свідки, нікель, марганець, радіаційне окрихчування, в’язкість руйнування, статистичний підхід, Майстер крива.

АННОТАЦИЯ

Ревка В.Н. Оценка вязкости разрушения корпусных сталей реактора ВВЭР-1000: опыт исследования образцов-свидетелей. – Рукопись.

Диссертация на соискание научной степени кандидата физико-математических наук по специальности 01.04.21 – радиационная физика и ядерная безопасность. – ННЦ “Харьковский физико-технический институт”, г. Харьков, Украина, 2003 г.

Диссертационная работа посвящена проблеме определения вязкости разрушения корпусных материалов реактора ВВЭР-1000 с помощью образцов-свидетелей с учетом новых знаний о влиянии никеля на степень радиационного охрупчивания, а также принимая во внимание достижения в понимании механизмов хрупкого разрушения ферритных сталей в области температур хрупко-вязкого перехода.

В диссертации показано, что в процессе длительной эксплуатации корпуса реактора типа ВВЭР-1000 для сварного шва с повышенным содержанием никеля (> 1,5 вес) и умеренной концентрацией атомов марганца (0,74 вес) нормативные дозовые зависимости степени радиационного охрупчивания адекватно характеризуют изменения параметров вязкости разрушения материала под воздействием облучения. Для металла сварного шва с повышенным содержанием никеля и марганца (0,97 вес) скорость возрастания критической температуры хрупкости превышает нормативную величину. Следовательно, для корректного прогнозирования состояния металла корпуса реактора на конец проектного срока эксплуатации дозовые зависимости степени охрупчивания корпусных материалов должны учитывать совместное влияние никеля и марганца.

В диссертационной работе показано, что экспериментально наблюдаемая температурная зависимость вязкости разрушения корпусных материалов реакторов ВВЭР-1000 хорошо согласуется с формой Мастер кривой, как в исходном состоянии, так и после облучения до флюенса нейтронов 1023 нм-2. Статистическая модель хрупкого разрушения в переходной области и 3-х параметрическое распределение Вейбулла,