Transcript Обеспечение радиационной прочности корпусов и

ФГУП ЦНИИ КМ «Прометей»
ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ ПРОЧНОСТИ
КОРПУСОВ И ВНУТРИКОРПУСНЫХ УСТРОЙСТВ
АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ АЭС С ВВЭР
Докладчик: Заместитель генерального директора,
д.т.н., профессор Карзов Г.П.
2. ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПОНЯТИЯ «РАДИАЦИОННАЯ
ПРОЧНОСТЬ»
Прочность
хрупкое разрушение
●
Способность материала
конструкции противостоять
возникновению и развитию
разрушения в процессе
эксплуатации
α0
ПРОСТАЯ СХЕМА РАЗРУШЕНИЯ
αкр
Радиационная
прочность
αкр
Размер дефекта
Способность материала
конструкции противостоять
возникновению и развитию
разрушения в процессе
эксплуатации в условиях
воздействия на материал
радиационного облучения
●
●
α0
0раз 0
кр
кр
3. ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ ПРОЧНОСТИ
Обеспечение радиационной прочности достигается путем
создания системы противодействия возникновению и
развитию разрушения на всех этапах жизни конструкции:
•проектировании
•изготовлении
•эксплуатации
Основной характеристикой радиационной прочности
является срок безопасной эксплуатации конструкции.
4. ОСНОВНЫЕ ЭЛЕМЕНТЫ АТОМНОГО
ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА
Крышка
Управляющие
устройства
(верхний блок)
Корпус
Активная
зона
Внутрикорпусные
устройства
5. СИСТЕМА ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ
ПРОЧНОСТИ - БЕЗОПАСНОГО СРОКА СЛУЖБЫ КР И ВКУ
Проектирование
Изготовление
Эксплуатация
Научно-техническая
поддержка
Оптимизация
конструкции
Совершенствование
металлургической
технологии, повышения
чистоты металла
Эксплуатационный контроль
дефектов металла
Изучение физики
радиационных
повреждений металла
Выбор
материала
Совершенствование
технологии сварки и режимов
термической обработки
Программа образцовсвидетелей. Контроль темпа
радиационного повреждения
металла
Изучение механизмов и
разработка моделей
разрушения металла
Оптимизация
режимов
нагружения
Контроль качества металла.
Неразрушающий контроль
технологических дефектов
Разработка и реализация
компенсирующих
мероприятий: отжиг,
постановка кассет-экранов
Создание расчетных
методик определения
срока безопасной
эксплуатации
Формирование фактического срока
безопасной эксплуатации
Расчётное определение срока
безопасной эксплуатации при
проектировании и в процессе
эксплуатации
Неизвестен!!!
Так как не может быть определён
прямыми экспериментами
Является единственной, хотя и
косвенной оценкой. Должен быть
гарантированно меньше фактического
срока эксплуатации
6. СХЕМА ОБОСНОВАНИЯ ПРОЧНОСТИ И ДОЛГОВЕЧНОСТИ КР
на основании расчетно-экспериментальных методов
7. СХЕМА РАСЧЕТА КОРПУСА РЕАКТОРА
НА СОПРОТИВЛЕНИЕ ХРУПКОМУ РАЗРУШЕНИЮ
(УСЛОВИЯ НАГРУЖЕНИЯ КОРПУСА РЕАКТОРА ПРИ АВАРИЙНОМ ОХЛАЖДЕНИИ)
8. СХЕМА РАСЧЕТА КОРПУСА РЕАКТОРА
НА СОПРОТИВЛЕНИЕ ХРУПКОМУ РАЗРУШЕНИЮ
(ОПРЕДЕЛЕНИЕ ДОКРИТИЧЕСКОГО ФЛЮЕНСА НЕЙТРОНОВ)
K J  K JC

K J  0
Предельный F   T  TK 0
 A
флюенс:
F

a
K



n
Ресурс:
F
t

Ф – флакс нейтронов
9. ПРОБЛЕМЫ ПРОГНОЗИРОВАНИЯ ЗАВИСИМОСТИ KJC(T)
ДЛЯ СИЛЬНО ОХРУПЧЕННЫХ МАТЕРИАЛОВ
сталь 15Х2НМФА,
сильно охрупченное состояние
(термообработка)
металл сварного шва KS01,
сильно охрупченное состояние
(нейтронное облучение)
200
To= 57.1oC
- tests
300
Pf =0.5
160
K IC, K JC, MPam
K IC, K JC, MPam
400
Pf =0.95
200
100
Pf =0.5
To= 137oC
- tests
Pf =0.95
120
80
Pf =0.05
40
Pf =0.05
0
-200
-150
-100
-50
0
temperature, oC
50
100
150
0
-200
-100
0
100
temperature, oC
Кривые – прогноз по методам, использующим условие горизонтального сдвига
Точки – экспериментальные значения
Для сильно охрупченных материалов форма кривой KJC(T)
изменяется, следовательно, необходимо использовать методы,
которые учитывают это изменение.
200
10. ЛОКАЛЬНЫЙ ПОДХОД В МЕХАНИКЕ РАЗРУШЕНИЯ
Локальный подход – это "мост", который связывает микромеханизмы разрушения на
атомарном и дислокационном уровнях и макроразрушение материала.
физический механизм разрушения
хрупкое разрушение - скол, микроскол; вязкое – образование и рост микропор;
усталостное – усталостные повреждения; разрушение при ползучести – межзеренное
кавитационное повреждение
локальный критерий разрушения –
критерий разрушения, выраженный в терминах механики деформируемого твердого
тела, с внутренними параметрами, связанными с физическими механизмами
разрушения и структурой материала
механика разрушения
локальный подход
локальный критерий
Применение локального подхода в механике разрушения позволяет рассчитывать
предельное состояние и долговечность элементов конструкций
11. ЛОКАЛЬНЫЙ ПОДХОД В МЕХАНИКЕ ТРЕЩИН
Позволяет определять критические значения параметров механики
разрушения KIC, JC и зависимости, описывающие кинетику трещин, JR(a),
dL
dL
 f( K,...) ,
 f(C*,...), ...
dN
d
Общий принцип определения критических параметров
1. Материал представляется как конгломерат элементарных ячеек, для
которых сформулирован локальный критерий разрушения.
2. Рассчитывается НДС у вершины трещины и определяются параметры
нагружения (например, J или К), при которых выполняется критерий
разрушения
для
элементарной
ячейки
или
конгломерата
элементарных ячеек.
,
Р
Р
u
1
eq
J
Р
r
J/2
u
12. МЕТОД «UNIFIED CURVE» («Единая кривая»)
K JC , M П a м
1200
800
~
1 - d =6000 MПa
~ =8000 MПa
2-
d
~
3 - d =10000 MПa
~ =12000 MПa
4-
d
~
5 - d =15000 MПa
~
6 - d =20000 MПa
6
5
shelf
 K100
 KJC
K JC( med)  Kshelf
JC
JC( med)
1600
4
3
2
1
400
0
-200
-100
0
100
200
300
T, o C
Результаты расчета
по локальному критерию хрупкого
разрушения при различной степени
~
охрупчивания d
Методика МКc-КР-2000
(РД ЭО 0350-02)
3
2
~ =2500 MПa
1-
d
~
2 - d =3000 MПa
~ =3500 MПa
3-
d
~ =4000 MПa
4-
d
~
5 - d =4500 MPa
~ =5000 MPa
6-
d
1, 2
3
4
5
6
1
0
-200
-100
0
100
200
300
T, o C
Иллюстрация подобия кривых
(см. левый рисунок):
кривые «сворачиваются» в «Единую
кривую» при их нормировании на
некоторый уровень KJC=
13. МЕТОД «UNIFIED CURVE» («Единая кривая»)
Температурная зависимость вязкости разрушения для корпусных
реакторных сталей с различной степенью охрупчивания при В=25 мм и
Pf=0,5 описывается уравнением

 T  130  
K JC (med )  K shelf



1

tanh

 , МПа м
JС
 105  

где K shelf
=26 МПам; Т – температура в 0С
JС
500
K JC , MПa м
400
1,>2>3>4>5
2,Tк2
1,Tк1
3,Tк3
Tк1<Tк2<Tк3<Tк4<Tк5
4,Tк4
300
5,Tк5
K
 JC
shelf
200
Параметр  уменьшается
с увеличением степени
охрупчивания материала.
100
0
-100
Параметр  –
единственный параметр,
который зависит от
степени охрупчивания
материала.
-50
0
50
100
T, o C
150
200
250
300
14. СОПОСТАВЛЕНИЕ ЗАВИСИМОСТЕЙ KJC(T),
РАССЧИТАННЫХ ПО «MASTER CURVE» И «UNIFIED
CURVE»
ДЛЯ МАТЕРИАЛОВ КР ПРИ ВЫСОКОЙ СТЕПЕНИ ОХРУПЧИВАНИЯ
облученный материал
(VTT, Финляндия)
200
100
160
K IC, K JC, MPam
Pf =0.95
200
To= 86.9oC
- tests
Pf =0.5
K IC, K JC, MPam
K IC, K JC, MPam
300
To= 57.1oC
- tests
облученный материал
(ORNL, США)
Pf =0.5
300
400
Pf =0.95
200
100
Pf =0.05
Pf =0.5
To= 137oC
- tests
Pf =0.95
120
80
Pf =0.05
40
Pf =0.05
-150
-100
-50
0
50
100
0
-200
150
-100
temperature, oC
0
100
Pf =0.95
200
Pf =0.5
K IC, K JC, MPam
300
160
Pf =0.95
200
Pf =0.5
100
100
Pf =0.05
Pf =0.05
-100
-50
0
temperature, oC
50
100
150
0
-200
100
200
200
= 142 MPam
- tests
= 199 MPam
- tests
0
temperature, oC
300
-150
-100
temperature, oC
400
0
-200
0
-200
200
-100
0
temperature, oC
100
200
K IC, K JC, MPam
0
-200
K IC, K JC, MPam
UNIFIED CURVE
MASTER CURVE
охрупченный материал
(ЦНИИ КМ «Прометей»)
= 73.4 MPam
- tests
Pf =0.95
120
Pf =0.5
80
Pf =0.05
40
0
-200
-100
0
temperature, oC
100
200
15. СХЕМА ФОРМИРОВАНИЯ ТРЕБОВАНИЙ К МАТЕРИАЛАМ
ДЛЯ КОРПУСОВ АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ
Обеспечение требуемого
уровня качества
ТРЕБОВАНИЯ
К МАТЕРИАЛУ КОРПУСА
РЕАКТОРА
Уровень прочности КП-45
Rp0,2  440МПа;
Rm  540МПа
при Т = 350°С
Высокое сопротивление
хрупкому разрушению в
исходном состоянии
ТK0  -35°С
ТK  30°С
в конце срока
эксплуатации
Обеспечение срока службы
корпуса реактора на срок
не менее 60 лет
Обеспечение
необходимого уровня
свариваемости и
технологичности
Высокое сопротивление
тепловому и радиационному
охрупчиванию
16. РОССИЙСКИЕ СТАЛИ ДЛЯ КОРПУСОВ АТОМНЫХ
РЕАКТОРОВ
Марка стали,
базовая
композиция
15Х2МФА
0,12 %С, 2,8 % Cr,
0,8 % Мо, 0,2 % V
15Х2НМФА
0,12 % С; 2,3 % Cr
Ni(1,01,5)%
0,8 %Mo; 0,15% V
Максимальная
толщина
стенки, мм
Исходная
критическая
температура
хрупкости Тко,
°С
Температура
эксплуатации, °С
Проектный
флюенс,
н/см2
Значения
критической
температуры
хрупкости
на конец срока
эксплуатации,
°С
ВВЭР-440
- 32 шт.;
АЭУ ВМФ
1958
 300шт.; КП-40
АЭУ атомных
ледоколов
- 18 шт.
400
0
270
(22,4)1020
+70
1973 ВВЭР-1000
400
-25
290
(46)1019
+70
Год
начала
применения
Типы и
количество
установок
- 38 шт.
Категория
прочности
КП-45
Требования к сталям для корпусов нового поколения атомных реакторов
Все типы
2007 водо-водяных КП-45
АЭУ
560
-35
270290
51019 2,41020
30
17. ПОВЫШЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ СТОЙКОСТИ
СТАЛИ Cr-Mo-V КОМПОЗИЦИИ
ЗА СЧЕТ СНИЖЕНИЯ СОДЕРЖАНИЯ ПРИМЕСЕЙ P и Cu
Снижение содержания примесей за
счет совершенствования технологии
выплавки
50
0,4
P=0,020; Cu=0,30
40
Содержание Cu, S и P (10)
Коэффициент радиационного
охрупчивания, AF
Влияние примесей
на радиационное охрупчивание
30
P=0,012; Cu=0,10
20
10
0
160
P=0,007; Cu=0,07
0,3
0,2
0,1
0
200
240
280
320
Температура облучения, С
a)
1960
1970
1980
Cu
1990
P
b)
2000
S
18. ЭВОЛЮЦИЯ СТАЛЕЙ ДЛЯ КОРПУСОВ
ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ
КП-40
Сталь 15Х2МФА
hmax = 400
КП-45
AF = 15.0
hmax = 400
Снижение содержания
вредных примесей
КП-40
КП-45
AF = 14.0
Снижение содержания
вредных примесей
КП-45
Сталь 15Х2МФА-А
мод. А
hmax = 480
Замена
Mo на W
Увеличение
содержания
Ni (0,6-0,8%)
КП-45
hmax = 520
AF = 12.0
hmax = 400
AF = 23
Сталь 15Х2НМФА
кл. 1
hmax = 400
AF = 12.0
Сталь 15Х2МФА-А
мод. Б
Сталь 15Х2НМФА-А
Снижение содержания
Ni до 1,3%
Нормирование содержания
Ni (0,2-0,4%)
КП-45
AF = 29 30
Снижение содержания
вредных примесей
Сталь 15Х2МФА-А
hmax = 400
Сталь 15Х2НМФА
КП-4045
Сталь
с быстрым спадом
наведенной
активности
15Х2В2ФА-А
hmax = 400
AF = 12.0
AF = 21
19. ИЗГОТОВЛЕНИЕ ОБЕЧАЙКИ ЗОНЫ ПАТРУБКОВ
В рамках проекта «Проведение комплекса работ по обеспечению возможности
изготовления корпусов реакторов ВВЭР из стали марки 15Х2МФА-А модификации А
категории прочности КП-45», финансируемого концерном «Росэнергоатом», была
изготовлена и исследована опытно-промышленная обечайка зоны патрубков
реактора ВВЭР-1000 из слитка массой 235,0 т.
20. МЕХАНИЧЕСКИЕ СВОЙСТВА МЕТАЛЛА ОЗП
Cталь марки 15Х2МФА-А мод. А обеспечивает уровень прочности, соответствующий
категории прочности КП-45 с запасом 50-30 МПа после основной термической
обработки и дополнительных отпусков по минимальному и максимальному циклам.
Это создает возможность проведения дополнительных технологических отпусков
(например, при усложнении конструкции или ремонте).
Исходная критическая температура хрупкости составляет минус 75 - минус 950С.
700
Требования к пределу прочности КП-45
Предел прочности при 350 0С,
Предел текучести при 350 0С, МПа
600
500
400
Требования к пределу текучести КП-45
300
200
Основная т/о + мин.
цикл PWHT
Основная т/о + макс.
цикл PWHT
100
0
Основная т/о
1проба
2 проба
1проба
2 проба
Сталь обладает
хорошей
отпускоустойчивостью снижение прочностных
характеристик после
доп. отпусков составляет
максимум
50 МПа;
различия в прочностных
характеристиках после
минимума и максимума
технологических
отпусков составляет
10-20 МПа.
21. СОПОСТАВЛЕНИЕ РАДИАЦИОННОГО
ОХРУПЧИВАНИЯ СТАЛЕЙ 15Х2НМФА-А,
15Х2МФА-А мод.А (Ni – 0,2÷0,4%) и мод.Б (Ni – 0,6÷0,8%)
ПРИ УСЛОВИЯХ РАБОТЫ РЕАКТОРА АЭС-2006
ТК, °С
80
Предельно допустимое
значение Тка
сталь 15Х2НМФА-А
40
AF = 23
Требования EUR: ТK = 30°C
AF = 12
стали
15Х2МФА-А мод.А (Ni – 0,2÷0,4%)
15Х2МФА-А мод.Б (Ni – 0,6÷0,8%)
0
TК0 = -35°C
-40
50
60 лет
100
Срок эксплуатации,
годы
22. ПРОЧНОСТЬ ВКУ РЕАКТОРОВ ВВЭР:
ПРОБЛЕМЫ И ПУТИ РЕШЕНИЯ
ОСНОВНЫЕ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫЕ ФАКТОРЫ,
ВЛИЯЮЩИЕ НА РАБОТОСПОСОБНОСТЬ ВКУ
Материал ВКУ - сталь Х18Н10Т
Нейтронное облучение
+
-излучение
трещиностойкость
Теплоноситель
I контура
радиационное
распухание
+
радиационная
ползучесть
усталость в
коррозионной
среде
Нагружение за счет
разогрева и
расхолаживания
реактора+вибрация
коррозионное
растрескивание
износ
23. ПОЧЕМУ НЕОБХОДИМО АНАЛИЗИРОВАТЬ
КОНСТРУКЦИОННУЮ ПРОЧНОСТЬ И
РАБОТОСПОСОБНОСТЬ ВКУ
Сильное нейтронное облучение приводит к:
возникновению значительных напряжений из-за
градиента распухания
недопустимым изменениям формы и размеров
элементов
снижению трещиностойкости (JC) более чем в 10 раз
снижению сопротивлению усталостному
разрушению и коррозионному растрескиванию
РАБОТОСПОСОБНОСТЬ ВКУ
МОЖЕТ БЫТЬ НАРУШЕНА
24. МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКИЕ И МЕТОДИЧЕСКИЕ ЗАДАЧИ,
РЕШЕНИЕ КОТОРЫХ НЕОБХОДИМО ПРИ СОЗДАНИИ
МЕТОДИКИ РАСЧЕТА ПРОЧНОСТИ ВКУ
Материаловедческие задачи
Методические задачи
Радиационное распухание (в зависимости от
температуры и повреждающей дозы нейтронного
облучения).
Радиационная ползучесть (в зависимости от
температуры и скорости набора повреждающей дозы
нейтронного облучения).
Вязкость разрушения (в зависимости от температуры
эксплуатации,
температуры
облучения
и
повреждающей дозы нейтронного облучения).
Расчет
напряженно-деформированного
состояния
элементов
ВКУ
при
термомеханическом
нагружении
с
учетом
нейтронного облучения.
Прочность по критерию зарождения трещины при
коррозионном растрескивании (в зависимости от
повреждающей дозы нейтронного облучения).
Сопротивление усталости в зависимости от
температуры облучения, повреждающей зоны с учетом
влияния коррозионной среды.
Скорость
роста
трещины
по
механизму
коррозионного растрескивания (в зависимости от
нагрузки
и
повреждающей
дозы
нейтронного
облучения).
Скорость роста усталостной трещины на воздухе и
в коррозионной среде (в зависимости от циклической
нагрузки, частоты нагружения и повреждающей дозы
нейтронного облучения).
Условия реализации фазового превращения как
функции распухания
Формулировка
предельного
состояния
элемента ВКУ по критерию нестабильного
развития
трещины
с
учетом
фазового
превращения
Методология
расчета
повреждений
по
механизмам коррозионного
растрескивания при длительном статическом
нагружении и усталости при циклическом
нагружении.
25. РАСПУХАНИЕ СТАЛИ Х18Н10Т
dF
 0,2  4 сна/год
dt
dF
 5  20 сна/год
dt
60
Sw/exp[-1,5.10-4(Tобл- 470)2], %
Sw/exp[-1,804.10-4(Tобл-470)2], %
100
10
1
0.1
50
40
30
20
10
0
0.01
1
10
повреждающая доза, сна
rh =1,80410-4 oC-2
100
0
20
40
60
повреждающая доза, сна
rl =1,510-4 oC-2
n=1,88; Тmax= 470оС; с=1,03510-4
80
100
26. СИЛЬНАЯ ДЕГРАДАЦИЯ ХАРАКТЕРИСТИК МАТЕРИАЛА ВКУ.
СВЯЗЬ МЕЖДУ РАДИАЦИОННЫМ ОХРУПЧИВАНИЕМ И
РАСПУХАНИЕМ
ПОВЕРХНОСТЬ РАЗРУШЕНИЯ ОБРАЗЦОВ ИЗ ОСНОВНОГО МЕТАЛЛА СТАЛИ Х18Н10Т,
ОБЛУЧЕННЫХ ДОЗОЙ 49 сна, Tобл= 400-450°C
a) Tисп = 20°C
b) Tисп = 495°C
27. МОДЕЛЬ РАЗРУШЕНИЯ МАТЕРИАЛА ПОСЛЕ
γ → α ПРЕВРАЩЕНИЯ
28. ПАРАМЕТРЫ ОБЛУЧЕНИЯ, ПРИВОДЯЩИЕ К
γ → α ПРЕВРАЩЕНИЮ И ВОЗНИКНОВЕНИЮ
ХРУПКО-ВЯЗКОГО ПЕРЕХОДА В АУСТЕНИТНОЙ СТАЛИ
140
120
F, сна
сна
D,
100
(α+ γ)
фазы
(есть хрупко-вязкий
переход)
S w  (Tобл ,D,
для флакса
60
40
γ -фаза
в основном
(хрупко-вязкий переход
20
отсутствует)
0
300 320 340 360 380 400 420 440 460
T
Tобл
°C
обл,, °C
dD
 5  10  8
dt

80
(Sw)с = 7%
dD
)  (S w )c
dt
сна/с:
Sw  CDDnexp  r(Tобл  Тmax )2
Параметры уравнения для
стали Х18Н01Т:
СD=1.035·10-4 ,
n=1.88
Tmax=470°C
r=1,5·10-4 °С-2

29. ТРЕБОВАНИЯ К КОНСТРУКЦИИ ВКУ
С ТОЧКИ ЗРЕНИЯ γ → α ПРЕВРАЩЕНИЯ
теплоноситель
(вода)
D, сна
x
теплоноситель
(вода)
1
2
α+
γ
Схема выгородки
F, Tобл
γ
Tобл
Tобл, °C
Хороший и плохой пример конструкции ВКУ с
точки зрения γ → α превращения, приводящего к
возникновению хрупко-вязкого перехода:
F
x
Распределение температуры и флюенса
нейтронов по толщине стенки выгородки
1 – хорошая конструкция
2 – плохая конструкция
30. МАТЕРИАЛЫ ДЛЯ ВНУТРИКОРПУСНЫХ
УСТРОЙСТВ РЕАКТОРОВ ТИПА ВВЭР
применяемый материал — сталь Х18Н10Т
перспективный материал — сталь с повышенным
содержанием никеля с наноструктурой в виде доменов
ближнего порядка
31. ЗАКЛЮЧЕНИЕ
1. Созданные новые реакторные корпусные стали и
соответствующие
им
сварные
соединения
позволяют практически снять ограничения срока
службы корпусов атомных реакторов по условию
радиационного охрупчивания металла.
2. Заданный
комплекс
эксплуатационных
характеристик
сталей
обеспечивается
в
металлургических
заготовках
толщиной
до 525 мм.
3. Все разработанные новые реакторные стали,
сварочные материалы и технологии сварки
освоены в промышленном производстве, что
позволяет использовать их для изготовления
корпусов атомных реакторов в самом ближайшем
будущем.
32. ОСНОВНЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ РАБОТ
1.Промышленное освоение и всесторонняя аттестация
сталей и сварных соединений для корпусов реакторов
большой и средней мощности.
2.Разработка
и
всестороннее
исследование
высокорадиационностойкой стали для внутрикорпусных
устройств реакторов большой мощности.
3.Совершенствование
методов
расчетного
анализа
повреждения конструкционных материалов в условиях
работы атомных реакторов различного назначения и
создание методов расчетного обеспечения их безопасного
срока эксплуатации.
4.Материаловедческое
сопровождение
работ
по
продлению срока службы оборудования действующих
атомных энергетических установок различного назначения.
БЛАГОДАРЮ ЗА ВНИМАНИЕ!