Спосіб визначення впливу попереднього термомеханічного навантаження металевих матеріалів корпусів ядерних енергетичних реакторів

Спосіб визначення впливу попереднього термомеханічного навантаження (ПТН) металевих матеріалів корпусів ядерних енергетичних реакторів, що працюють під тиском, на підвищення їх опору крихкому руйнуванню, який включає дослідження серії зразків металевого матеріалу корпусу ядерного енергетичного реактора після отриманої металевим матеріалом визначеної дози нейтронного опромінювання, що відповідає тривалості і режимам експлуатації корпусу ядерного енергетичного реактора до відпалу, і серії зразків, що відповідає тривалості і режимам експлуатації корпусу ядерного енергетичного реактора після його відпалу за встановленими технологічними режимами, на визначення статичної в'язкості руйнування сталей і металів корпусів ядерних енергетичних реакторів, для кожної серії зразків будують діаграми в'язкості руйнування в координатах K1C, K C , K JC ТºК досліджуваних матеріалів в діапазоні експлуатаційних температур 293ºК - 598ºК та визначають максимальні значення характеристик в'язкості руйнування K C, K JC досліджених матеріалів, які використовують під час розрахунку оцінки впливу ПТН на підвищення опору сталей і металів корпусів ядерних енергетичних реакторів крихкому руйнуванню шляхом визначення оцінки критичного значення коефіцієнта інтенсивності напруги K f після ПТН із залежностей: (1) Кf=К1ПТН 2 3 41015 4 1 (1+ n ) ⎧ ⎡⎛ ⎤⎫ ) ⎡ ⎤⎪ δ ocm K ПТН (1 + υ ) ⎞ ⎟ (1 − 2υχ )2 (n +1 − (1 + υ)(1 − 2υχ )K ПТН ⎥ ⎪ K f = [2π(Xc + δ OCT / 4 )]1 2 ⎢1 + ⎬ ⎥ ⎨σ C 0 + H d ⎢ ⎜ ⎢⎜ 3 πX CEA ⎟ ⎥⎪ 2Е 2πХ С ⎠ ⎣ 4 X C + δ ocm ⎦ ⎪ ⎦⎭ ⎣⎝ ⎩ де χ = (4), ну від ПНС до ПД величина χ змінюється в діапазоні: 00,01%. рожніх касет - екранів для зниження флюенсу на Коли ця сталь після відпалу була випробувана стінку корпусу реактора. при температурі нижче То частка межзеренного Підігрів води в баках системи аварійного охоруйнування складала 100%. лоджування ділянки (САОЗ) до +55°С найлегше Ефективність відпалу знижується із збільшенреалізується, але не є достатнім, щоб значно збіням кількості нікелю в металі корпусів реакторів льшити радіаційний ресурс корпусів . ВВЕР -1000, що проявляється збільшенням зали 9 41015 10 шкової, після відпалу температури крихкості ТК0, великої товщини (до150мм) експериментальні дані Фіг.4. про вплив різних режимів ПТН на його ефективБільша схильність сталі 15ХНМФАА і її зварність не завжди можна коректно описати за допоних з'єднань до теплового окрихчування є причимогою відомих підходів до оцінки ефективності різних режимів за допомогою моделі Челла. ною обмеження максимальної температури 350°С. Експериментальні результати приведені на (Технічні умови 108-765) у складі корпусів реактоФіг.6, 7 показують, що значення Кf всіх досліджерів ВВЕР-1000. них корпусних сталей і металів зварних швів корЗбільшення змісту нікелю в реакторных сталях пусів ядерних енергетичних реакторів ВВЭР-1000 і для корпусів ВВЕР-1000 знижує ефективність відВВЭР-440 не залежать від того, як проводилася палу і збільшує схильність до відпускної крихкості. ПТН з розвантаженням зразка перед охолоджуТому перспектива розробки і використання ванням, або без розвантаження при охолоджувантехнології відпалу для реакторних сталей із змісні. том Сu>0,1, Р>0,02 і Ni>1% сьогодні неясна і вимаРезультати, наведені на Фіг.7 показують, що гає детальних досліджень. модель Челла [5], може прогнозувати експерименВідомий позитивний вплив ПТН реакторних тальні результати досліджених сталей, якщо після сталей з тріщинами на підвищення їх опору крихПТН проводилися випробування без розвантаженкому руйнуванню. У нормативних документах ня (пунктир з крапкою на Фіг.7). У випадку, якщо Guidance on the reactor pressure vessel PTS asпісля ПТН, проводилося повне розвантаження, sessment for WWER Nuclear Power Plants. Internaрозрахунок величини Кf по моделі Челла [5], проtional Atomic Energy Agency WWER-SC-157,1996 гнозує величини Кf значно нижче за значення Кf, and ASME regularity gaide 1992 Section XI-Division 1 отримані експериментально(пунктир без крапок і рекомендують використовувати позитивний вплив крива суцільна лінія на Фіг.7) ПТН при аварійних ситуаціях, під час затоку води Це повязано з тим, що модель Чела не враходо корпусу реактора, для охолоджування його аквує залишков пластично затупленіе вершини трітивної зони, і виключення можливості руйнування щини, після розвантаження. корпусу реактора. Дослідження впливу повного розвантаження Результати порівняння експериментальних зразка з тріщиною після ПТН на зміну форми верданих з розрахунковими оцінками характеристик шини тріщини показало, що тріщина при розватав'язкості руйнування реакторних сталей після ПТН женні закривається позаду її вершини, і вершина (Кf ), виконаними з використанням згаданих модетріщини залишається затупленою. У випадку, якщо лей, наведені на Фіг.5, [3, 4] показали, що розрапісля ПТН проводилося повне розвантаження, хункові оцінки значень Кf цих сталей співпадають з розрахунок величини Кf по моделі Челла прогнозує експериментальними величинами Кf, отриманими величини Кf значно нижче за значення Кf, отримані тільки при низьких значеннях КПТН. При збільшенні експериментально (пунктир без крапок і суцільна КПТН розрахункові оцінки значень Кf знаходяться лінія на Фіг.3). Це пов'язане з тим що модель Челзначно нижче за значення Кf, отримані експеримела [5] не враховує залишкове пластичне затупленнтально. Тому використання моделей Челла [5], ня δОСТ. вершини тріщини після розвантаження Каррі [6], Сміта [7] для розрахункових оцінок значень Кf сталей корпусів реакторів після ПТН веде зразка. до недооцінки значень Кf для практичних розрахуЕкспериментальні результати наведені на нків. Фіг.3 показують, що залежність значення Кf від Аналіз результатів експериментальних дослівеличини значення К1 при ПТН (КПТН) всіх досліджених корпусних сталей і металів зварних швів джень впливу режимів ПТН ефекту розмірів зразкорпусів ядерних енергетичних реакторів ВВЕРків, форми і розмірів тріщин корпусних сталей і 1000 і ВВЕР-440 практично лінійна. металів зварних швів корпусів ядернних енергетиЦе підтверджується і експериментальними речних реакторів ВВЭР-1000 и ВВЭР-440, опублікозультатами досліджень впливу величини КПТН на ваних в роботах [8-12], показав, що опір теплостійзначення Кf після ПТН для сталей А508 і А533, які ких сталей крихкому руйнуванню після застосовуються для виготовлення корпусів ядертермомеханічного навантаження залежить від біних енергетичних реакторів типу PWR і експерильшої кількості факторів, зокрема таких, як режими ментальними результатами для сталі 15Х2НМФАПТН, температура ПТН, розміри конструктивних А, показаними на Фіг.4. елементів, придатних ПТН, підростання тріщини Результати, наведені на Фіг.8 показують, що у при ПТН і т.і. У процесі досліджень ефекту ПТН всьому діапазоні зміни Кf/КWPS мінімальне значенбуло встановлено, що він обумовлений трьома ня Кfmin/КWPS не опускається нижче за одиницю. Ці основними факторами: затупленям вершини трірезультати також обґрунтовують лінійну залежщини при ПТН, наведеням системи залишкових ність значень Кf після ПТН від величини КПТН. стискальних напруг при розвантаженні і деформаційному зміцнені матеріалу перед вершиною тріПриклад 1 : Виготовляли серії зразків металещини, яке веде до збільшення критичної напруги вого матеріалу корпуса ядерного енергетичних реакторів ВВЕР-1000 та ВВЕР-440 після отриманої мікросколу σС. Але до цього часу залишається металевим матеріалом визначеної дози нейтронневизначеним кількісний вклад кожного із перераного опромінювання, що відповідає тривалості і хованих факторів у підвищення опору крихкому режимам експлуатації корпуса ядерного енергетируйнуванню теплостійких сталей після певних речного реактора до відпалу і серії зразків, що відпожимів ПТН. Особливо це стосується ролі затупвідає тривалості і режимам експлуатації корпуса лення вершины тріщини при ПТН, що не було доядерного енергетичного реактора після його відсліджено. Встановлено, що отримані на зразках 11 41015 12 палу за встановленими технологічними режимами. 4. Loss E. J., Gray Jr. RA, Hawthorne J. R., Досліджували згадані серії зразків на визначення Significance of warm pre-stress to crack initiation during thermal shock. Nucl. Engn. Des 1978:46:395статичної в'язкості руйнування. Випробування зра408. зків для внецентренного розтягування товщиною 5. ChellG. G., Haigh/. R.t Vitek V. A Theory of 25мм і 50мм проводили на сервогідравлічній виWarm Prestressing: Experimental Validation and the пробувальній установці “Тідропульс-400кН” виробIndications for Elasic Plastic Failure Criteria // Int. J. ництва фірми “Schenk”, яка дозволяє прикладати Fract. - 17, N 1. - P. 61-81. статичне навантаження до 400кн. Випробування 6. Curry D. A. A Model for Predicting the зразків на триточковий вигин завтовшки 150мм проводили на гідравлічній випробувальній устаноInfluence of Warm Prestressing and Strain Ageing on вці ЦД 200/400Пу. На основі досліджень будували the Cleavage Fracture Toughness of Ferritic Steels // для кожної серії зразків діаграми в'язкості руйнуInt. J. Fract. - 1983. - 22. - P. 145-159. 7. The effects of warm pre-stressing on cleavage вання в координатах К1С, КС, КJС - Т°К досліджуваfracture. Part 2: finite element alysis. Engineering них матеріалів в діапазоні експлуатаційних темпеFracture Mechanics 71 (2004) 2033 -2051, D.J. Smith ратур 293°К - 598°К. Одержані значення a'*, S. Hadidimoud a, H. Fowler b л Department ol характеристик в'язкості руйнування КС, КJС досліMechanical Engineering, University of Bristol, джених зразків матеріалів використовували для Queen's Building, University Walk. Bristol BS8 1TR, розрахунку оцінки впливу ПТН. Результати порівConsultancy Limited, Bristol UKbFrazer-\ash няння розрахунків величини Кf по рівняннях 1 і 2 BS5J5TE, UK. пропонованого способу залежно від величини 8. Pokrovsky V. V., V. T. Troshchenko, V. G. КПТН з результатами значень Kf, визначених під Kaplunenko, V. Yu. Podkol'zin, V. G. Fiodorov & Yu. час випробування зразків різної товщини з корпусG. Dragunov A Promising method for enhancing них сталей і металів зварних швів корпусів реактоresistance of pressure vessels to brittle fracture // Int. рів ВВЕР-1000 після ПТН, наведені на Фіг.9 покаJ. Pres. Ves. & Piping. - 1994, - 58, - P.9-24 зують задовільну для практичного використання 9. Pokrovsky V. V., V. T. Troshchenko, G. A. точність розрахунків значень Кf залежно від велиKopchinsky, V. G. Kaplunenko, V. G. Fiodorov & Yu. чини К ПТН по рівнянням 1 і 2 пропонованого споG. Dragunov The Influence of Plastic Prestraining on собу. Brittle Fracture Resistance of Metallic Materials with Приклад 2 : Виготовляли серії зразків металеCracks/ /Fatig. Fracf. Eng. Mater. Struct. - Vol.18, вого матеріалу корпуса ядерного енергетичного No.6, - 1995. - P.731-746. реактора ВВЕР-1000 та ВВЕР-440, виконували їх 10. Покровский В. В., Каплуненко В. Г., Фёдодослідження, як і у прикладі 1. ров В. Г., Драгунов Ю. Г., Билей Д. В., Седнев В. А. На Фіг.9 представлені значення Кf, розраховаПредварительное термомеханическое нагружение не із рівняння (3) та отримані експериментально - перспективный метод увеличения радиационного для різних КПТН У процесі ПТН зразків завтовшки ресурса корпусов водо-водяных реакторов, рабо25 та 150мм. З Фіг.9 видно, що точність розрахунку тающих под давлением. Проблемы прочности значень Кf після ПТН цілком прийнятна для прак1998г. № 2, стр 38-55. тичного використання. 11. Покровский В. В., Иванченко А. Г. Влияние Приклад 3: Виготовляли серії зразків металережимов предварительного термомеханического вого матеріалу корпуса ядерного енергетичного нагружения на повышение сопротивления хрупкореактора ВВЕР-1000 та ВВЕР-440, виконували їх му рарушению теплоустойчивых сталей // Пробл. дослідження, як і у прикладі 1. На Фіг.10 представпрочности, 1999г., - №2 - с. 126-138. лені значення Кf, розраховані з рівняння 4 та 12. Pokrovsky V. V., Ivanchenko A. G., отримані експериментально для різних КПТН в проKovrizhkin Yu. L., Sednev V. A. Methods for цесі ПТН зразків завтовшки 25 і 150мм. На Фіг.10 estimation and enhancing of resistance of pressure видно, що точність розрахунку значень Кf після vessel materials to fracture at different stages of ПТН є цілком прийнятною для практичного викоservice taking into account actual dimensions of the ристання. Як видно Фіг.10, прогнозовані значення construction // International Symposium «Contribution 95%-і довірчі інтервали задовільно узгоджуються з of materials Investigation to the Resolution of експериментальними, які повністю лежать у плоProblems Encountered in Pressurized Water щині, обмеженою 95%-ковими довірчими інтерваReactors» Fontevraud IV, Lion, 14-18 September лами. 1998, Proceedings of Symposium, vol.1 - P.61-73. Джерела інформації: 13. Б. 3. Марголина, В. И. Костылев a, Э. 1. А. с. CPCPN 3794116, МПК 3 С21Д1/78, Кеймб, Формулировка локального критерия хрупопубл. 1988. кого разрушения в вероятностной постановке при 2. ТУ 108.765-78. ТУ 5.961-11060-77. - М: Стасложном термомеханическом нагружении. ндарти. - 1977. а - ЦНИИ КМ " Прометей " Санкт-Петербург, 3. Reed PAS, Knott J. F. Investigation of the role Россия. of residual stress in the warm pre-stress (WPS) effect б - Framatome ANP GmbH " Эрланген, Гермаpart I - experimental. Fatique Fract. Engng. Mater. ния. - Проблемы прочности 2005, № 1, с.24-42. Struct. 1996:19(4): 501-13. 13 41015 14 15 41015 16 17 Комп’ютерна верстка А. Крижанівський 41015 Підписне 18 Тираж 28 прим. Міністерство освіти і науки України Державний департамент інтелектуальної власності, вул. Урицького, 45, м. Київ, МСП, 03680, Україна ДП “Український інститут промислової власності”, вул. Глазунова, 1, м. Київ – 42, 01601