ФГУП ЦНИИ КМ «Прометей»

2. ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПОНЯТИЯ «РАДИАЦИОННАЯ ПРОЧНОСТЬ»
ПРОСТАЯ СХЕМА РАЗРУШЕНИЯ
Способность материала конструкции противостоять возникновению и развитию разрушения в процессе эксплуатации в условиях воздействия на материал радиационного облучения
Радиационная прочность
Способность материала конструкции противостоять возникновению и развитию разрушения в процессе эксплуатации
Прочность

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

5. СИСТЕМА ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ ПРОЧНОСТИ - БЕЗОПАСНОГО СРОКА СЛУЖБЫ КР И ВКУ
Проектирование
Изготовление
Эксплуатация
Оптимизация режимов нагружения
Программа образцов-свидетелей. Контроль темпа радиационного повреждения металла
Эксплуатационный контроль дефектов металла
Изучение физики радиационных повреждений металла
Формирование фактического срока безопасной эксплуатации
Является единственной, хотя и косвенной оценкой. Должен быть гарантированно меньше фактического срока эксплуатации
Расчётное определение срока безопасной эксплуатации при проектировании и в процессе эксплуатации
Контроль качества металла. Неразрушающий контроль технологических дефектов
Создание расчетных методик определения срока безопасной эксплуатации
Научно-техническая поддержка
Совершенствование металлургической технологии, повышения чистоты металла
Совершенствование технологии сварки и режимов термической обработки
Разработка и реализация компенсирующих мероприятий: отжиг, постановка кассет-экранов
Изучение механизмов и разработка моделей разрушения металла
Неизвестен!!!
Так как не может быть определён прямыми экспериментами
Выбор материала
Оптимизация конструкции

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)

Предельный
флюенс:
Ресурс:
Ф – флакс нейтронов
8. СХЕМА РАСЧЕТА КОРПУСА РЕАКТОРА
НА СОПРОТИВЛЕНИЕ ХРУПКОМУ РАЗРУШЕНИЮ
(ОПРЕДЕЛЕНИЕ ДОКРИТИЧЕСКОГО ФЛЮЕНСА НЕЙТРОНОВ)

сталь 15Х2НМФА,
сильно охрупченное состояние (термообработка)
металл сварного шва KS01, сильно охрупченное состояние (нейтронное облучение)
Для сильно охрупченных материалов форма кривой KJC(T) изменяется, следовательно, необходимо использовать методы, которые учитывают это изменение.
Кривые – прогноз по методам, использующим условие горизонтального сдвига
Точки – экспериментальные значения
9. ПРОБЛЕМЫ ПРОГНОЗИРОВАНИЯ ЗАВИСИМОСТИ KJC(T)
ДЛЯ СИЛЬНО ОХРУПЧЕННЫХ МАТЕРИАЛОВ

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
Применение локального подхода в механике разрушения позволяет рассчитывать предельное состояние и долговечность элементов конструкций
локальный критерий
локальный подход
механика разрушения
10. ЛОКАЛЬНЫЙ ПОДХОД В МЕХАНИКЕ РАЗРУШЕНИЯ

Позволяет определять критические значения параметров механики разрушения KIC, JC и зависимости, описывающие кинетику трещин, JR(Δa),
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.
11. ЛОКАЛЬНЫЙ ПОДХОД В МЕХАНИКЕ ТРЕЩИН

Результаты расчета
по локальному критерию хрупкого разрушения при различной степени охрупчивания
Методика МКc-КР-2000
(РД ЭО 0350-02)
Иллюстрация подобия кривых
(см. левый рисунок):
кривые «сворачиваются» в «Единую кривую» при их нормировании на некоторый уровень KJC=Ω
12. 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
Параметр Ω – единственный параметр, который зависит от степени охрупчивания материала.
Параметр Ω уменьшается с увеличением степени охрупчивания материала.
13. МЕТОД «UNIFIED CURVE» («Единая кривая»)

14. СОПОСТАВЛЕНИЕ ЗАВИСИМОСТЕЙ KJC(T),
РАССЧИТАННЫХ ПО «MASTER CURVE» И «UNIFIED CURVE»
ДЛЯ МАТЕРИАЛОВ КР ПРИ ВЫСОКОЙ СТЕПЕНИ ОХРУПЧИВАНИЯ

15. СХЕМА ФОРМИРОВАНИЯ ТРЕБОВАНИЙ К МАТЕРИАЛАМ
ДЛЯ КОРПУСОВ АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ
Т
K
≤
30
°С
в конце срока
эксплуатации
Обеспечение срока службы
корпуса реактора
на срок
не менее 60 лет
Высокое сопротивление
хрупкому разрушению в
исходном состоянии
Т
K
0
≤
-
3
5
°С
Высокое сопротивление
тепловому и радиационному
охрупчиванию
Обеспечение необходимого уровня свариваемости и технологичности
Обеспечение требуемого уровня качества

16. РОССИЙСКИЕ СТАЛИ ДЛЯ КОРПУСОВ АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ

a)
b)
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
Влияние примесей
на радиационное охрупчивание

18. ЭВОЛЮЦИЯ СТАЛЕЙ ДЛЯ КОРПУСОВ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ

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.

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.
20. МЕХАНИЧЕСКИЕ СВОЙСТВА МЕТАЛЛА ОЗП
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

22. ПРОЧНОСТЬ ВКУ РЕАКТОРОВ ВВЭР:
ПРОБЛЕМЫ И ПУТИ РЕШЕНИЯ
Нейтронное облучение
+
γ-излучение
Теплоноситель
I контура
Нагружение за счет разогрева и расхолаживания реактора+вибрация
трещиностойкость
усталость в коррозионной среде
коррозионное
растрескивание
радиационное
распухание
+
радиационная
ползучесть
износ
ОСНОВНЫЕ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫЕ ФАКТОРЫ,
ВЛИЯЮЩИЕ НА РАБОТОСПОСОБНОСТЬ ВКУ
Материал ВКУ - сталь Х18Н10Т

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
23. ПОЧЕМУ НЕОБХОДИМО АНАЛИЗИРОВАТЬ КОНСТРУКЦИОННУЮ ПРОЧНОСТЬ И РАБОТОСПОСОБНОСТЬ ВКУ
РАБОТОСПОСОБНОСТЬ ВКУ
МОЖЕТ БЫТЬ НАРУШЕНА

24. МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКИЕ И МЕТОДИЧЕСКИЕ ЗАДАЧИ, РЕШЕНИЕ КОТОРЫХ НЕОБХОДИМО ПРИ СОЗДАНИИ МЕТОДИКИ РАСЧЕТА ПРОЧНОСТИ ВКУ

25. РАСПУХАНИЕ СТАЛИ Х18Н10Т
n=1,88; Тmax= 470оС; с=1,035⋅10-4
rh =1,804⋅10-4 oC-2
rl =1,5⋅10-4 oC-2

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
для флакса сна/с:
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
Схема выгородки
Распределение температуры и флюенса нейтронов по толщине стенки выгородки
Хороший и плохой пример конструкции ВКУ с точки зрения γ → α превращения, приводящего к возникновению хрупко-вязкого перехода:
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

Созданные новые реакторные корпусные стали и соответствующие им сварные соединения позволяют практически снять ограничения срока службы корпусов атомных реакторов по условию радиационного охрупчивания металла.
Заданный комплекс эксплуатационных характеристик сталей обеспечивается в металлургических заготовках толщиной
до 525 мм.
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.
31. ЗАКЛЮЧЕНИЕ

32. ОСНОВНЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ РАБОТ
Промышленное освоение и всесторонняя аттестация сталей и сварных соединений для корпусов реакторов большой и средней мощности.
Разработка и всестороннее исследование высокорадиационностойкой стали для внутрикорпусных устройств реакторов большой мощности.
Совершенствование методов расчетного анализа повреждения конструкционных материалов в условиях работы атомных реакторов различного назначения и создание методов расчетного обеспечения их безопасного срока эксплуатации.
Материаловедческое сопровождение работ по продлению срока службы оборудования действующих атомных энергетических установок различного назначения.