СПОСОБ ВОССТАНОВЛЕНИЯ СВОЙСТВ МАТЕРИАЛА КОРПУСОВ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ Российский патент 1997 года по МПК C21D1/78 

Изобретение относится к восстановительной термической обработке корпусов водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) и направлено на повышение их ресурса и безопасности эксплуатации.

Корпус реактора типа ВВЭР представляет собой толстостенный цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем, выполненный из ферритоперлитной стали. Высота корпуса 10-12 м, диаметр 3-4 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=10¹⁰-10¹³ нейтр/см² при температуре 250-290^oC. Главным следствием такого воздействия является снижение сопротивления хрупкому разрушению (повышению критической температуры хрупкости материала T_к), что приводит к ограничению срока эксплуатации корпуса реактора. Безопасный срок эксплуатации корпусов реакторов определяется продолжительностью их работы до момента достижения предельно допустимой величины T_к, определяемой путем расчета на сопротивление хрупкому разрушению ("Нормы расчета на прочность элементов реакторов" М. "Металлургия", 1973 г.).

Одной из необходимых составляющих такого расчета является величина исходного (T_кс) металла корпуса реактора в состоянии поставки после штатного режима термической обработки. Однако для ряда корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения определение величины T_ко в состоянии поставки не проводилось (например, 1 и 2, блоки Кольской АЭС, 1 и 2 блоки АЭС "Козлодуи" и др.), определяли только величину ударной вязкости при комнатной температуре. Поэтому для таких корпусов реакторов невозможно определить величину допустимого смещения T_к вследствие нейтронного облучения, а сам расчет радиационного ресурса и срока эксплуатации содержит значительную долю неопределенности и субъективности.

Положение может быть исправлено путем вырезки темплетов (трепанов) из конкретного корпуса реактора, изготовлением из них необходимого количества образцов и их испытанием для определения T_ко после восстановительной термической обработки с целью устранения радиационных дефектов, возникающих в металле корпуса реактора в процессе его эксплуатации.

В отечественной и зарубежной практике известны различные способы восстановления работоспособности металлических материалов после различных режимов эксплуатации, в том числе и корпусов реакторов АЭС.

Ближайшим аналогом является способ восстановления свойств материала корпусов энергетических реакторов, включающий нагрев в печи до температуры, превышающей температуру эксплуатации, выдержку и охлаждение (РЖ "Металлургия, N2, 1979, реф. 241041).

Однако на основании исследований, выполненных авторами, к настоящему времени установлено, что отжиг радиационных дефектов продолжается и при нагреве выше 450^oC. На фиг. 1 показан процесс восстановления электросопротивления основного металла и металла сварного шва (X, O) корпуса реактора НВ-1 блока НВ АЭС после 20 лет эксплуатации в результате изохронного отжига длительностью τ 1 ч. Из полученных данных следует, что распад радиационных дефектов, вызывающих рост электросопротивления, продолжается до 600^oC, а далее наступает затухание в изменении свойств металла.

Помимо радиационного охрупчивания в результате длительного воздействия эксплуатационной температуры (270- 290^oC) у стали происходит тепловое охрупчивание вследствие перераспределения примесных элементов с ограниченной растворимостью в L-железе (P, Sb, Sn). Из классического металловедения известно, что устранение эффекта теплового охрупчивания требует нагрева в интервале 550-650^oC длительностью 1-2 ч. Следовательно, температура нагрева, указанная в способе-прототипе, явно недостаточна для полного восстановления физико-механических свойств металла корпуса реактора.

Техническим результатом является разработка универсального способа восстановительной термической обработки стальных изделий, в равной мере пригодной для различных объектов, подвергающихся нейтронному облучению плотностью Φ=10¹⁰-10¹³ см^-2 при температуре 250-290^oC. Выбор режима отжига диктуется следующими соображениями:
температура нагрева должна быть максимально высокой для того, чтобы полностью устранить последствия радиационного повреждения структуры металла, включая как радиационные дефекты, так и радиационно-индуцированные примесные кластеры, сегрегаты и зародыши вторичных фаз;
температура и длительность нагрева не должны быть настолько велики, чтобы вызвать изменения базовой структуры материала, в первую очередь морфологию карбидных фаз, сформировавшуюся на стадии производственной термообработки.

Технический результат достигается тем, что для получения первоначальных свойств металла корпусов ВВЭР производится нагрев образцов, изготовленных из металла данного корпуса реактора после определенного срока его эксплуатации до температуры, на 300-400^oC превышающей рабочую, но на 20^o ниже температуры отпуска корпуса реактора в процессе его производства, выдержка при выбранной температуре в течение 1-10 ч и последующее охлаждение образцов со скоростью, имитирующей скорость охлаждения корпуса реактора в промышленных условиях (8-15^o/ч до температуры 300^oC вместе с печью, далее на воздухе).

Известно, что временной фактор оказывает меньшее влияние на восстановление свойств облученных материалов по сравнению с температурой отжига. На фиг. 2 представлены результаты исследования авторов по восстановлению твердости основного металла и металла сварного шва корпуса реактора 1 блока HB АЭС в результате изотермического отжига длительностью 0,1-100 ч: о○- исходное состояние; + после облучения флюенсом 8•10¹⁹ см^-2 при 270^oC; . после облучения и отжига при 650^oC, 2 ч. Видно, что основные изменения происходят в первые часы отжига (до 10 ч), при этом, чем выше температура отжига, чем меньше требуется времени для достижения насыщения в изменении твердости облученных материалов. По мнению авторов, для получения первоначальных свойств отжиг облученных материалов при указанных выше температурах следует проводить в интервале 1-10 ч.

Пример 1. Требуется выбрать режим отжига для определения первоначальных свойств основного металла и металла сварного шва корпус реактора ВВЭР-440 (рабочая температура 270^oC). Сталь 15Х2МФА после закалки подвергают отпуску при температуре 690±10^oC ( ТУ 5.961-11061-77), а ее сварные соединения при температуре 670±10^oC ("Правила и нормы в атомной энергетике", ПНАЭ Г-7-009-89. Атомэнергоиздат, 1991). Поэтому для основного металла температура отжига должна быть не выше 670^oC, а для металла сварного шва 650^oC.

Длительность отжига (τ) должна быть 1 ≅ τ ≅ 10 ч..

Пример 2. Требуется выбрать режим отжига для определения первоначальных свойств металла корпуса реактора ВВЭР-1000. Корпуса реакторов ВВЭР-1000 изготавливают из стали 15Х2НМФА, для которой температура отпуска равна 670±10^oC (ТУ 108.765-78), а для ее сварных соединений - 650±10^oC (табл. N 5ПН АЭГ-7-009-89). Следовательно, для основного металла температура нагрева должна быть не выше 650^oC, для металла шва - 630^oC. Длительность отжига (τ) должна быть 1 ≅ τ ≅ 10 ч.

На фиг. 3-4 приведены результаты опытов по определению первоначальных свойств облученных материалов (критической температуры хрупкости) путем отжига по предлагаемому способу. С целью проверки корректности выбранного режима восстановительного отжига опыты проводили на металле с известным значением T_ko в состоянии поставки. Из фиг. 3 видно, что в результате нейтронного облучения в реакторе Кольской АЭС флюенсом 8•10¹⁹ см^-2 критическая температура хрупкости стали 15Х2МФА (пл. 105272)C 30^oC (в состоянии поставки) сместилась вправо до -10^oC (обозначения те же, что на фиг. 2). После 2-ч отжига при 650^oC наблюдаем обратное смещение T_k влево до -80^oC, т. е. в результате указанного отжига T_k облученной стали полностью совпала с первоначальной величиной T_ko -30^oC.

На фиг. 4 показаны результаты испытания образцов металла сварного шва стали 15Х2МФА в исходном и облученном состояниях, а также после отжига при 650^oC предварительно облученных образцов в реакторе Кольской АЭС (8•10¹⁹ см^-2): наружный (○), промежуточный (□), поднаплавочный слои и основной металл (Δ) Видно, что T_k образцов после 650-градусного отжига также полностью совпала с первоначальной величиной T_ko 30^oC этого материала до облучения.

Таким образом, предложенный способ восстановительной термообработки облученных материалов позволяет определять величину T_ko материалов действующих корпусов ВВЭР в случае отсутствия этой величины в технической документации. В результате этого повышается достоверность расчетов, определяющих безопасный срок эксплуатации корпусов реакторов в целом, а также обеспечиваются безопасные условия работы обслуживающего персонала и исключаются загрязнения окружающей среды.

Использование: изобретение относится к восстановительной термической обработке корпусов водо-водяных энергетических реакторов и направлено на повышение их ресурса и безопасности эксплуатации. Сущность изобретения: универсальность способа, в равной мере пригодного для различных объектов, подвергающихся нейтронному облучению. Приведены результаты экспериментов по восстановлению свойств твердости и критической температуры хрупкости материала - T_к в зависимости от температуры и длительности отжига, а также эффективность восстановления T_к стали 15X2МФА и металла ее сварного шва, облученных флюенсом 8•10¹⁹ нейтр/см² (E≥0,5 Мэв), в результате отжига по предлагаемому способу. 4 ил.

Способ восстановления свойств материала корпусов энергетических реакторов, включающий нагрев в печи до температуры, превышающей температуру эксплуатации, выдержку и охлаждение, отличающийся тем, что нагрев ведут до температуры: Т_о т п 20^oС ≥ Т_н ≥ Т_э + 300^oС, где Т_э температура эксплуатации; Т_н - температура нагрева, Т_о т п 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^oС и далее на воздухе.