Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора

Результаты испытания облученных образцов металла JRQ показывают, что слой металла, в котором достигается наибольшее значение критической температуры хрупкости TkF, находится в середине «стенки корпуса реактора». Для «однородного металла JRQ», взятого из внутренней части плиты, наибольшее значение Tk...

Ausführliche Beschreibung

Gespeichert in:

Bibliographische Detailangaben
Datum:	2007
Hauptverfasser:	Брумовский, М., Голованов, В.Н., Раецкий, В.М., Китка, М., Козлов, Д.В., Шевляков, Г.В.
Format:	Artikel
Sprache:	Russian
Veröffentlicht:	Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України 2007
Schriftenreihe:	Вопросы атомной науки и техники
Schlagworte:	Материалы реакторов на тепловых нейтронах
Online Zugang:	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/110674
Tags:	Tag hinzufügen Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Zitieren:	Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора / М. Брумовский, В.Н. Голованов, В.М. Раецкий, М. Китка, Д.В. Козлов, Г.В. Шевляков // Вопросы атомной науки и техники. — 2007. — № 2. — С. 113-118. — Бібліогр.: 15 назв. — рос.

Institution

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	irk-123456789-110674
record_format	dspace
spelling	irk-123456789-1106742017-01-06T03:03:49Z Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора Брумовский, М. Голованов, В.Н. Раецкий, В.М. Китка, М. Козлов, Д.В. Шевляков, Г.В. Материалы реакторов на тепловых нейтронах Результаты испытания облученных образцов металла JRQ показывают, что слой металла, в котором достигается наибольшее значение критической температуры хрупкости TkF, находится в середине «стенки корпуса реактора». Для «однородного металла JRQ», взятого из внутренней части плиты, наибольшее значение TkF достигается на «внутренней поверхности корпуса реактора». Ослабление радиационного повреждения металла JRQ на «толщине стенки корпуса реактора» зависит от исходного состояния металла: для внешних слоев ослабление равно ~ 65ºС, для внутренних слоев ~ 42ºС. Ранжирование моделей изменения TkF и поглощенной энергии верхнего шельфа возможно в интервалах флюенса нейтронов (Е>1 МэВ) <0,3∙10¹⁹см⁻² и >4∙10¹⁹см-⁻². Результаты показывают важность учета состояния металла, ослабления потока и изменения энергетического спектра реакторных излучений на толщине корпуса реактора при проведении аттестационных экспериментов и уточнении времени эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР. Результати випробування опромінених зразків металу JRQ показують, що шар металу, у якому досягається найбільше значення критичної температури крихкості Tk, перебуває в середині «стінки корпуса реактора». Для «однорідного металу JRQ», узятого із внутрішньої частини плити, найбільше значення Tk досягається на «внутрішній поверхні корпуса реактора». Ослаблення радіаційного ушкодження металу JRQ на «товщині стінки корпуса реактора» залежить від вихідного стану металу: для зовнішніх шарів ослаблення дорівнює 65ºС, для внутрішніх шарів 42ºС. Ранжирування моделей зміни Tk і поглиненої енергії верхнього шельфу можливо в інтервалах флюенса нейтронів (Е>1 Мев) <0,3·10¹⁹см⁻². і >4·10¹⁹см⁻².. Результати показують важливість обліку стану металу, ослаблення потоку й зміни енергетичного спектра реакторних випромінювань на товщині корпуса реактора при проведенні атестаційних експериментів і уточненні часу експлуатації корпусів реакторів ВВЕР. Results of testing of the irradiated JRQ steel specimens show that a steel layer, where the highest critical embrittlement temperature TkF is achieved, is located in the middle of the “reactor vessel wall”. As for the “homogeneous JRQ steel“ taken from the inner part of the plate the highest TkF value is achieved on the “inner surface of the reactor vessel”. Reduction of radiation damage of the JRQ steel through out the wall of the reactor vessel depends on the initial steel condition: reduction for the outer and inner layers makes up respectively~ 65ºС and ~ 42ºС. It is possible to range change of TkF and absorbed energy of the upper shelf within the neutron fluence (Е>1 MeV) <0,3∙10¹⁹cm⁻² and >4∙10¹⁹cm⁻². Results show that it is important to take into account the steel state, flow attenuation and change of the reactor emission energy spectrum through out the wall of the reactor vessel during certification experiments and for specification of lifetime of the WWER vessels. 2007 Article Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора / М. Брумовский, В.Н. Голованов, В.М. Раецкий, М. Китка, Д.В. Козлов, Г.В. Шевляков // Вопросы атомной науки и техники. — 2007. — № 2. — С. 113-118. — Бібліогр.: 15 назв. — рос. 1562-6016 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/110674 621.039.53 ru Вопросы атомной науки и техники Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
language	Russian
topic	Материалы реакторов на тепловых нейтронах Материалы реакторов на тепловых нейтронах
spellingShingle	Материалы реакторов на тепловых нейтронах Материалы реакторов на тепловых нейтронах Брумовский, М. Голованов, В.Н. Раецкий, В.М. Китка, М. Козлов, Д.В. Шевляков, Г.В. Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора Вопросы атомной науки и техники
description	Результаты испытания облученных образцов металла JRQ показывают, что слой металла, в котором достигается наибольшее значение критической температуры хрупкости TkF, находится в середине «стенки корпуса реактора». Для «однородного металла JRQ», взятого из внутренней части плиты, наибольшее значение TkF достигается на «внутренней поверхности корпуса реактора». Ослабление радиационного повреждения металла JRQ на «толщине стенки корпуса реактора» зависит от исходного состояния металла: для внешних слоев ослабление равно ~ 65ºС, для внутренних слоев ~ 42ºС. Ранжирование моделей изменения TkF и поглощенной энергии верхнего шельфа возможно в интервалах флюенса нейтронов (Е>1 МэВ) <0,3∙10¹⁹см⁻² и >4∙10¹⁹см-⁻². Результаты показывают важность учета состояния металла, ослабления потока и изменения энергетического спектра реакторных излучений на толщине корпуса реактора при проведении аттестационных экспериментов и уточнении времени эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР.
format	Article
author	Брумовский, М. Голованов, В.Н. Раецкий, В.М. Китка, М. Козлов, Д.В. Шевляков, Г.В.
author_facet	Брумовский, М. Голованов, В.Н. Раецкий, В.М. Китка, М. Козлов, Д.В. Шевляков, Г.В.
author_sort	Брумовский, М.
title	Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора
title_short	Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора
title_full	Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора
title_fullStr	Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора
title_full_unstemmed	Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора
title_sort	пластина металла jrq как модель стенки корпуса реактора
publisher	Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
publishDate	2007
topic_facet	Материалы реакторов на тепловых нейтронах
url	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/110674
citation_txt	Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора / М. Брумовский, В.Н. Голованов, В.М. Раецкий, М. Китка, Д.В. Козлов, Г.В. Шевляков // Вопросы атомной науки и техники. — 2007. — № 2. — С. 113-118. — Бібліогр.: 15 назв. — рос.
series	Вопросы атомной науки и техники
work_keys_str_mv	AT brumovskijm plastinametallajrqkakmodelʹstenkikorpusareaktora AT golovanovvn plastinametallajrqkakmodelʹstenkikorpusareaktora AT raeckijvm plastinametallajrqkakmodelʹstenkikorpusareaktora AT kitkam plastinametallajrqkakmodelʹstenkikorpusareaktora AT kozlovdv plastinametallajrqkakmodelʹstenkikorpusareaktora AT ševlâkovgv plastinametallajrqkakmodelʹstenkikorpusareaktora
first_indexed	2025-07-08T00:58:02Z
last_indexed	2025-07-08T00:58:02Z
_version_	1837038342871449600
fulltext	УДК 621.039.53 ПЛАСТИНА МЕТАЛЛА JRQ КАК МОДЕЛЬ СТЕНКИ КОРПУСА РЕАКТОРА М. Брумовский1, В.Н. Голованов2, В.М. Раецкий2, М. Китка1, Д.В. Козлов2, Г.В. Шевляков2 1ИЯИ, Ржеж, Республика Чехия; Е-mail bru@ujv.cz; 2 ФГУП ГНЦ РФ НИИАР, г. Димитровград, Россия; Е-mail: adm@niiar.ru Результаты испытания облученных образцов металла JRQ показывают, что слой металла, в котором до- стигается наибольшее значение критической температуры хрупкости TkF, находится в середине «стенки кор- пуса реактора». Для «однородного металла JRQ», взятого из внутренней части плиты, наибольшее значение TkF достигается на «внутренней поверхности корпуса реактора». Ослабление радиационного повреждения металла JRQ на «толщине стенки корпуса реактора» зависит от исходного состояния металла: для внешних слоев ослабление равно ∼ 650С, для внутренних слоев ∼ 420С. Ранжирование моделей изменения TkF и погло- щенной энергии верхнего шельфа возможно в интервалах флюенса нейтронов (Е>1 МэВ) <0,3∙1019см-2 и >4∙1019см-2. Результаты показывают важность учета состояния металла, ослабления потока и изменения энер- гетического спектра реакторных излучений на толщине корпуса реактора при проведении аттестационных экспериментов и уточнении времени эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР. ВВЕДЕНИЕ На базе разработок [1-3] в рамках проекта «Ослабление радиационного повреждения в корпу- сах реакторов типа ВВЭР» («Attenuation»), предло- женного NRI, Rez, Czech Republic, изучено ослабле- ние радиационного охрупчивания малолегирован- ных ферритоперлитных корпусных сталей в ре- зультате ослабления потока и изменения энергети- ческого спектра реакторных излучений на толщине металла 180…190 мм, соответствующей толщине стенки корпуса реактора [4]. Технология формиро- вания условий облучения на блоке образцов модели- ровала технологию формирования условий облуче- ния корпуса ВВЭР, а также изменение плотности потока и энергетического спектра реакторных излу- чений на толщине блока образцов, равной толщине корпуса реактора. Целью работы является представление предвари- тельных результатов по ослаблению радиационного охрупчивания металла JRQ на толщине, равной тол- щине корпуса реактора типа ВВЭР-1000. 1. МЕТАЛЛ Сталь JRQ (аналог американской корпусной стали А-533В) была выбрана для исследования ра- диационного охрупчивания как материал, исследо- ванный в рамках IAEA Coordinated Research Pro- gram, Phase III [5,6], CRP-3. В базе данных положе- ние образцов характеризовано расстоянием от «бли- жайшей» первоначальной поверхности, названным «глубиной» [6]. Первый массив образцов (J-массив) состоял из 13 малых серий образцов (9 образцов в серии), вы- резанных из 13-ти слоев, располагавшихся на раз- ном расстоянии от «ближайшей» первоначальной поверхности (с разной глубины). При облучении слоев образцов в ампуле сохранено относительное положение слоев в пластине. Второй массив образцов (R-массив) состоял из 12-ти малых серий образцов (8-9 образцов в серии), вырезанных из одного-трех внутренних слоев пла- стины. Образцы типа R были установлены между слоями других образцов с целью представительного сравнения условий облучения по эталонному метал- лу. Другой целью было определение эффектов ин- тенсивности и энергетического спектра реакторных излучений на «однородном», хорошо изученном, ре- агирующем на изменения условий облучения метал- ле. 2. МЕТОДИКА ИСПЫТАНИЙ НА УДАРНЫЙ ИЗГИБ Ударные испытания проводились на установке RKP-450, оснащенной системой автоматического термостатирования и подачи образца. Испытания всех образцов проводились в режиме «инструменто- ванное испытание» с записью диаграмм нагрузки и перемещения по времени. Температурная зависи- мость поглощенной энергии KV(T) аппроксимиро- валась для каждого слоя функцией вида [7] KV(T) = A+B∙(th((T-T0)/C)), (1) где Т – температура испытания; Т0 – температура се- редины области перехода металла из хрупкого в вяз- кое состояние; параметры характеризуют С – шири- ну переходной области, А и В – поглощенную энер- гию на уровне нижнего и верхнего шельфа. Проце- дура подбора значений А, В, Т0, С по эксперимен- тальным значениям поглощенной энергии определе- на нормативными требованиями. Критическая тем- пература хрупкости определялась из соотношения ТкF= T0+C∙arcth((KV(TkF)-A)/B) (2) __________________________________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2007. № 2. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (90), с. 113-118. 113 mailto:bru@ujv.cz по критериальным значениям KV(TkF)=40 Дж (KCV(TkF)=50 Дж/см2), соответствующим пределу текучести 460…549 МПа. 3. ХАРАКТЕРИСТИКИ УСЛОВИЙ ОБЛУЧЕНИЯ ОБРАЗЦОВ [4] Среднее значение температуры облучения бло- ка образцов равно 2850С. Средние значения темпе- ратуры слоев образцов находятся в интервале 280<Т<290 0С. Значения флюенса нейтронов с энергией Е≥0,5 МэВ на толщине блока образцов изменялись от (6,7…7,7)∙1019см-2 на первых слоях до (0,47…0,54) 1019см-2 на 18-х слоях образцов. Значения получены по результатам измерения флюенса нейтронов (Е>3,0 МэВ) в измерительных каналах ампул и ранее установленной зависимости плотности потока нейтронов от глубины слоя об- разцов. 4. ХАРАКТЕРИСТИКИ СТАЛИ JRQ В ИСХОДНОМ СОСТОЯНИИ Результаты по поглощенной энергии для 13-ти слоев [11] интерполированы по соотношению (1) для определения параметров А, В, То, С. Изменение параметра То в 6-7 раз превышает стандартное от- клонение, а параметров А, В, С – не превышает двух стандартных отклонений. Изменение критической температуры хрупкости TTKV40J и TTKV68J, погло- щенной энергии на верхнем KVвш=А+В и нижнем KVнш шельфе, показано на рис. 1. Точки, отклонение которых от линии превышает одно-два стандартных отклонения, выделены большим размером. Значения TTKV40J для внутренней трети толщи- ны плиты не отличаются от значений работ [12,13 и 14] (см. рис. 1). Распределение TTKV40J, TTKV68J и параметра То описывается соотношением вида TTKV40J =TTKV+а1∙(х-х)n, (3) где TTKV* – значение критической температуры хрупкости на глубине х; а1 и n – эмпирические ко- эффициенты; n=2. Рассеяние значений ±130С больше, чем рассеяние значений из базы данных [5, 6]. Выбросов нет. Возможно, в центральных слоях плиты значения TTKV постоянны и равны -210С. Распределение TTKV68J в среднем смещено на (17,3±2,5)°С относительно распределения TTKV40J. Для внутренней трети толщины плиты значения TTKV68J не отличаются от значения работы [8]. Распределение TTKV подобно распределению температуры по толщине пластины при охлаждении ее в жидкости. Распределение температуры оценено по режиму термообработки, приведенному в работе [8], с использованием результатов работ [9, 10]. Режимы охлаждения поверхности и центра пли- ты различаются: − временем прохождения области превращения γ ⇔ α; время остывания от 723 до 300 °С практи- чески одинаково; − напряженным состоянием: поверхностный слой растянут, центральный – сжат. а б в г -80 -70 -60 -50 -40 -30 -20 -10 0 10 20 П ар ам ет р ТT K V 68 J, 0 С 1 2 3 [8] 180 190 200 210 П ар ам ет р А +В , Д ж 1 2 3 0 10 20 30 40 0 50 100 150 200 Глубина, мм П ар ам ет р А -В , Д ж 1 2 3 -100 -90 -80 -70 -60 -50 -40 -30 -20 -10 0 П ар ам ет р TT K V 40 J, 0 С 1 2 3 [13] [14] Рис. 1. Изменение характеристик необлученного металла JRQ: а и б – критическая температура хрупкости TTKV40J и TTKV68J; в и г – поглощенная энергия на верхнем и нижнем шельфе; 1 – значения характеристик для слоя, определенные по значениям поглощенной энергии [11], 2 и 3 – ин- терполирование основное и сложное, [8], [13], [14] – значения из работ [8, 12, 13, 14] От поверхностного к центральному слою метал- ла плиты увеличивается время прохождения области превращения γ ⇔ α, изменяется напряженное состо- яние. Упругие напряжения распределены по соотно- __________________________________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2007. № 2. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (90), с. 113-118. 114 шению, подобному соотношению (3) при n=2 [9, 10]. Внутренние области плиты -h/√3<x< h/√3 сжаты (толщина плиты 2h), а внешние – растянуты. Оба фактора определяют изменение структурного состо- яния металла в слоях в процессе закалки, отпуска и отжига. Одной из характеристик результатов испытания является рассеяние значений поглощенной энергии относительно нормативной линии интерполирова- ния. При повышении температуры испытания от- клонение (KVэ – KVи), Дж и (KVэ – KVи)/ KVи, отн. ед., экспериментальных значений KVэ от интерполи- рованных KVи достигает максимума при Т=Т0 (рис. 2). Изменение рассеяния является следствием пере- хода разрушения от хрупкого к вязкому. Большая часть отклонений попадает в область погрешности определения поглощенной энергии ±5 Дж и температуры испытания ±5 °С. В области верхнего шельфа отклонения находятся в интервале от -10 до 10 Дж, ±5%, что соответствует рекоменда- циям ASTM. Экспериментальные значения энергии разруше- ния 208 образцов Шарпи из 13-ти слоев пластины ме- талла JRQ в исходном состоянии были интерполиро- ваны соотношением, подобным соотношению (1): TTKV(T, x)=A(x)+B(x)⋅th((T-T0(x))/C(x)), (4) где х – глубина слоя (надреза); A(x)=A+a⋅(x-x0)2; B(x)=B+b⋅(x-x0)2; T0(x)=T0+t⋅(x-x0)2; C(x)=C+c⋅(x-x0)2. Важна точность указания расстояния от поверхно- сти плиты. -0,35 -0,25 -0,15 -0,05 0,05 0,15 0,25 0,35 -6,0 -4,0 -2,0 0,0 2,0 4,0 6,0 8,0 Температура испытания, отн. ед. О тк ло не ни е K V , о тн . е д. 01J 02J 03J 04J 05J 06J 07J 08J 09J 10J 11J 12J 13J 1 2 3 Рис. 2. Рассеяние экспериментальных значений поглощенной энергии (KV-KVи)/2B в интервале зна- чений температуры испытания (Т-То)/С образцов Шарпи стали JRQ в исходном состоянии: точки – отклонение экспериментальных значений от линии интерполирования для соответствующего слоя об- разцов. Линии – отклонение от линии интерполиро- вания для слоя при погрешности определения погло- щенной энергии, Дж и температуры испытания, ° С: 1 – ±1 Дж и 1°С; 2 – ±5 Дж и 5°С; 3 – ±10 Дж и 10 °С 5. РЕЗУЛЬТАТЫ ИСПЫТАНИЙ ОБЛУЧЁННЫХ ОБРАЗЦОВ СТАЛИ JRQ Для испытаний была выбрана часть слоев образ- цов, по результатам которых можно было бы полу- чить предварительные оценки по ослаблению радиа- ционного охрупчивания на толщине пластины ме- талла JRQ – модели реального (J-массив) и «одно- родного» (R-массив) металла корпуса реактора. Зна- чительная часть образцов оставлена для сличитель- ных испытаний, NRI, Республика Чехия, Ржеж. J-массив. Критическая температура хрупкости слоя ТкF=TTKVсл для J-массива (рис. 3) изменяется на толщине блока образцов от -40 до 77 °С. Наи- большее значение достигается в 9-м слое ампулы (флюенс нейтронов (Е>0,5 МэВ) 2∙1019см-2, темпера- тура облучения 287 °С). Критическим с точки зрения эксплуатационного ресурса является охрупчивание внутренних слоев пластины. Более сильное охрупчивание внутренних слоев металла было смоделировано в работе [5]. -50 -30 -10 10 30 50 70 90 0 2 4 6 8 10 12 14 16 18 20 Слой в ампуле с учетом внутреннего нагревателя TT K V , 0 C J R100 R200 1 2 4 7 8 10 11 13 Рис. 3. Критическая температура хрупкости по образцам, облученным на разном удалении от переднего блока нагревателей. Образцы из слоев, представляющих: J – реальный металл на полной толщине пластины; R100 и R200 – среднюю часть пластины; 1, 2, 4, ......., 11, 13 – номера слоев J-массива образцов Можно предполагать, что исходное состояние металла JRQ в первом и последнем слоях пластины отличается незначительно и характеризуется при- близительно равными значениями TTKVсл. Тогда разность соответствующих значений для облученно- го металла 65 °С является оценкой изменения TTKVсл в результате изменения плотности потока и энергетического спектра реакторных излучений на толщине стенки корпуса реактора. R-массив. На R-массиве, представляющем «од- нородный» металл средней (по толщине) части пла- стины, критическая температура хрупкости TTKVсл изменяется от (40±12) до 82 °С (см. рис. 3). __________________________________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2007. № 2. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (90), с. 113-118. 115 В случае «однородного» металла эксплуатацион- ный ресурс определяется радиационным охрупчива- нием слоев металла, расположенных ближе к актив- ной зоне реактора (флюенс нейтронов (Е>0,5 МэВ) 6∙1019см-2, температура облучения 286 °С). Разность значений TTKVсл 42 °С для облученного металла R- массива является оценкой изменения критической температуры хрупкости в результате изменения плотности потока и энергетического спектра реак- торных излучений на толщине стенки корпуса реак- тора. Разность изменений TTKVсл на J-массиве образ- цов 65 °С и на R-массиве массиве 42 °С является оценкой изменения критической температуры хруп- кости в результате изменения исходного структур- ного состояния на толщине пластины. 6. ЗАВИСИМОСТЬ КРИТИЧЕСКОЙ ТЕМПЕРАТУРЫ ХРУПКОСТИ СТАЛИ JRQ ОТ ФЛЮЕНСА НЕЙТРОНОВ Изменения ∆TкF (рис. 4), вызванные облучением, превышают изменения, вызванные термомеханиче- ской обработкой металла. 0 20 40 60 80 100 120 140 160 180 200 220 240 0 2 4 6 8 10 12 14 16 18 Флюенс нейтронов, 1019 см-2, Е>0,5 МэВ И зм ен ен ие T кF ,0 С J-массив R-массив J, F1/3 J, (1-exp(-F/Fo))1/3 J, F [13] [13], F1/3 Рис. 4. Изменение критической температуры хруп- кости ТкF, соотнесенное с флюенсом нейтронов Е>0,5 МэВ: J-массив и R-массив; интерполирование по нормативной J, F1/3, экспоненциальной J, (1-exp(-F/Fo))1/3 и линейной зависимости J, F. [13] – F, Oszvald [13]; [13], F1/3 – интерполирова- ние результатов [13] по нормативной зависимости Значения критической температуры хрупкости для J-массива интерполированы по нормативному, экспоненциальному и линейному соотношениям. В области эксперимента соотношения ∆T=∆T+AF∙(F/F0)1/3; ∆T=∆T+AF∙(1-exp(-F/F0))1/3 и ∆T=∆T+a∙(F/F0) (5) различаются незначительно. Выбор соотношения может быть сделан при получении результатов на образцах, облученных в интервале значений флюен- са (Е>0,5 МэВ) >8·1019см-2 и <0,4·1019см-2. Большие изменения TTKV40J в работе [13] (см. рис. 4) могут быть обусловлены более низкой темпе- ратурой облучения. Экспериментальные результаты сопоставлены также с результатами работы [14] (рис. 5). Наи- большее различие наблюдается при флюенсе ней- тронов 1,5∙1019см-2. В интервале условий экспери- мента результаты интерполирования различаются незначительно. Информативными являются интер- валы флюенсов <0,3∙1019 и >4∙1019см-2. Результаты могут быть описаны соотношением, представляющим два процесса радиационного охрупчивания: ∆T=∆T+AF1∙(1-exp(-F/F01))1/3+ + AF2∙(1-exp(-F/F02))1/3. (6) 0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110 120 130 0,0 1,0 2,0 3,0 4,0 5,0 6,0 Флюенс нейтронов, 1019см-2, Е>1,0 МэВ И зм ен ен ие T кF , 0 C J-массив R-массив J, F1/3 J, (1-exp(-F/Fo))1/3 J, F [14] [14], F1/3 Рис. 5. Изменение критической температуры хрупко- сти, соотнесенное с флюенсом нейтронов с энергией Е>1,0 МэВ: J-массив и R-массив; интерполирование по нормативной J, F1/3, экспоненциальной J, (1-exp(-F/Fo))1/3 и линейной зависимости J, F. [14] – результаты работы [14]; F1/3 – интерполиро- вание по нормативной зависимости результатов [14] Первый процесс определяется [15] закреплением дислокаций примесями (фосфор, углерод) и «ареа- лом» простых радиационных дефектов при возму- щении кристаллической решетки смещенными ато- мами (эффективный флюенс нейтронов 0,5·1019см-2), второй процесс – накоплением сложных радиацион- ных дефектов, скоплений, сегрегаций и т.п. (эффек- тивный флюенс нейтронов (6…10)∙1019см-2). 7. ИЗМЕНЕНИЕ ПОГЛОЩЕННОЙ ЭНЕРГИИ СТАЛИ JRQ НА ВЕРХНЕМ ШЕЛЬФЕ Изменение поглощенной энергии на уровне верхнего шельфа в результате облучения (рис. 6) значительно превышает изменение энергии разру- шения, вызванное термомеханической обработкой. Значения для J-массива и R-массива ложатся на об- щую линию. __________________________________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2007. № 2. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (90), с. 113-118. 116 -140 -120 -100 -80 -60 -40 -20 0 0 5 10 15 20 Флюенс нейтронов, 1019см-2, Е>0,5 МэВ И зм ен ен ие э не рг ии K V вш , Д ж J-массив R-массив J, F1/3 [13] [13], F1/3 Рис. 6. Уменьшение поглощенной энергии на верхнем шельфе: J-массив и R-массив; J, F1/3 – интерполиро- вание по нормативной зависимости; [13] – результа- ты работы [13]; [13], F1/3 – интерполирование ре- зультатов [13] по нормативной зависимости В отличие от термомеханической обработки (рис. 7, J-массив, исх.) при облучении в стенде КОР- ПУС уменьшение энергии верхнего шельфа по абсо- лютной величине пропорционально увеличению критической температуры хрупкости (см. рис. 7, J- массив и R-массив). Результаты работы [14] показывают существова- ние инкубационного периода, в течение которого поглощенная энергия верхнего шельфа остается по- стоянной, тогда как критическая температура хруп- кости увеличивается. Результаты работы [13] не со- держат значений КВвш и ТТKV при малых флюенсах нейтронов. Они могут быть отнесены и к той, и к другой зависимости. -140 -120 -100 -80 -60 -40 -20 0 20 0 50 100 150 200 250 Изменение TTKV40J, 0C И зм ен ен ие K V вш , Д ж J-массив R-массив [13] [14] J-массив, исх Рис. 7. Сопоставление изменения верхнего шельфа и критической температуры хрупкости: J-массив и R-массив – после облучения; J-массив, исх. – до облучения; [13] – результаты работы [13]; [14] – результаты работы [14] ЗАКЛЮЧЕНИЕ Предварительные результаты испытания облу- ченных образцов металла JRQ показывают, что слой металла, в котором достигается наибольшее значе- ние критической температуры хрупкости, находится в середине «стенки корпуса реактора». Это является следствием высокой неоднородности металла плиты в исходном состоянии. Для «однородного металла JRQ», взятого из внутренней части плиты, наи- большее значение критической температуры хруп- кости достигается на «внутренней поверхности кор- пуса реактора». Ослабление радиационного повреждения метал- ла JRQ на «толщине стенки корпуса реактора» зави- сит от исходного состояния металла: для внешних слоев ослабление равно ∼ 65 °С, для внутренних слоев ∼ 42 °С. Эффект структурного состояния ме- талла равен 23 °С. Ранжирование моделей изменения критической температуры хрупкости и поглощенной энергии верхнего шельфа возможно в интервалах флюенса нейтронов (Е>1 МэВ) <0,3∙1019см 2 и >4∙1019см-2. Полученные результаты показывают важность учета состояния металла, ослабления потока и изме- нения энергетического спектра реакторных излуче- ний на толщине корпуса реактора при проведении (аттестационных) экспериментов в разных облуча- тельных устройствах и уточнении времени эксплуа- тации корпусов реакторов ВВЭР. ЛИТЕРАТУРА 1. В.А. Цыканов, В.М. Раецкий, В.Н. Голованов и др. Моделирование радиационного охрупчива- ния металла корпуса реактора ВВЭР-1000 на стенде КОРПУС реактора РБТ-6 //Сб. докладов XII Ежегодной конференции Ядерного общества России «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии». Димитровград: ГНЦ НИИ- АР, 2002, т. 3, ч. 2, с. 167–187. 2. V.N. Golovanov, D.V. Kozlov, V.I. Prokhorov, V.M. Raetsky, V.K. Shamardin, V.A. Krasnoselov, J.P. Massoud, C. Trollar, R. Bertrand (EdF). Com- parison of the Russian and French normative deter- mination techniques of radiation embrittlement of pressurized water reactor vessels //Proceeding, v. 2, p. 715-729. 3. В.Н. Голованов, В.М. Раецкий. Эксперимент по уточнению кинетики радиационного охрупчива- ния металла на толщине корпуса реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-150 для уточнения степени консерватизма проектных решений //Тез. докл. на IV Международной научно-технической кон- ференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», 23-26 мая 2005 г. Подольск: ФГУП ОКБ «Гидропресс», 2005, с. 121. 4. Milan Brumovský, V.N. Golovanov, V.V. Lichadeev, V.M. Raetsky, A.L. Petelin, V.N. Lyssakov. Attenuation of radiation damage and neu- tron field in RPV wall //IAEA Specialists´ Meeting On Radiation Damage. Gus Khrustalny, May 24-27, 2004. 5. F. Gillemot, F. Oszwald, L. Gillemot, G. Uri, S. Pir- fo: Synergetic Effects of Irradiation and Thermal Embrittlement //Irradiation Effects and Mitigation, Proceedings of the IAEA Specialists Meeting held in Vladimir, Russian Federation, 15-19 September 1997. IAEA, Vienna, Austria, p. 23-229. __________________________________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2007. № 2. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (90), с. 113-118. 117 6. L.E. Steele, M. Brumovsky, F. Gillemot, A. Kryukov, K. Wallin. Phase III of the IAEA Coor- dinated Reserch Program on Optimizing of Reactor Pressure Vessel Surveillance Programs and Their Analysis. ASTM USA. 25 Jun 1996. 7. Нормы расчёта на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических уста- новок ПНАЭ Г-7-002-86. М.: «Энергоатомиздат», 1989. 8. Б.А. Гурович, Е.А. Кулешова, О.В. Лавренюк. Сравнение особенностей разрушения амери- канских и российских корпусных сталей после ударных испытаний //Сборник докладов IV Меж- отраслевой конференции по реакторному мате- риаловедению. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1996, т. 3, с. 6–21. 9. Г. Карлсроу, Д. Егер. Теплопроводность твердых тел. М.: «Наука», 1964. 10.Б. Боли, Дж. Уэйнер. Теория температурных напряжений. М.: «Мир», 1964. 11. Milan Brumovsky, Milos Kytka, Milan Marek, P. Novosad, V.N. Golovanov, V.V. Lichadeev, V.M. Raetsky, A.L. Petelin, V.N. Lyssakov. Attenu- ation of radiation damage and neutron field in RPV wall //The Proceedings of the International Work- shop «Influence of Atomic Displacement Rate on Radiation-Induced Ageing of Power Reactor Com- ponents: Experiment and Modeling». 3-7 October 2005, Ulyanovsk. 12.F. Oszvald, F. Gillemot, L. Toth. Preliminary results of surveillance extension program of Paks NPP. Pre- sented on the IAEA Specialist Meeting on “Irradia- tion Embrittlement and Mitigation” //Espoo, Fin- land, Oct. 23-26, 1995. 13.F. Oszvald. Research Results from WWER-440 Irra- diation Effects and Mitigation //Proceedings of the IAEA Meeting held in Vladimir, Russian Federation 15 - 19 September 1997. Redroduced by the IAEA, Viena, Austria. 1997, p. 263–272. 14.R.K. Nanstad, Ph. Tipping, W. Waeber, and R.D. Kalkhof: Effects of Irradiation and Post-An- nealing Reirradiation on Reactor Pressure Vessel Steel Heat JRQ //IAEA Specialists Meeting on Irra- diation Embrittlement and Mitigation, Gloucester, England, UK. 14-17 May 2001. 15.В.М. Раецкий. О кинетике изменения температу- ры хрупкости и режиме испытаний корпусных материалов ВВЭР //Тезисы докладов V Межот- раслевой конференции по реакторному матери- аловедению. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР. 1997, с. 72–73. ПЛАСТИНА МЕТАЛУ JRQ ЯК МОДЕЛЬ СТІНКИ КОРПУСА РЕАКТОРА М. Брумовський, В.М. Голованов, В.М. Раєцький, М. Кітка, Д.В. Козлов, Г.В. Шевляков Результати випробування опромінених зразків металу JRQ показують, що шар металу, у якому досягається найбільше значення критичної температури крихкості Tk, перебуває в середині «стінки корпуса реактора». Для «од- норідного металу JRQ», узятого із внутрішньої частини плити, найбільше значення Tk досягається на «внутрішній по- верхні корпуса реактора». Ослаблення радіаційного ушкодження металу JRQ на «товщині стінки корпуса реактора» за- лежить від вихідного стану металу: для зовнішніх шарів ослаблення дорівнює 65 °С, для внутрішніх шарів 42 °С. Ранжи- рування моделей зміни Tk і поглиненої енергії верхнього шельфу можливо в інтервалах флюенса нейтронів (Е>1 Мев) <0,3·1019см-2 і >4·1019см-2. Результати показують важливість обліку стану металу, ослаблення потоку й зміни енергетич- ного спектра реакторних випромінювань на товщині корпуса реактора при проведенні атестаційних експериментів і уточненні часу експлуатації корпусів реакторів ВВЕР. JRQ STEEL PLATE AS A REACTOR VESSEL WALL DUMMY М. Brumovsky, V.N. Golovanov, V.М. Raetsky, М. Kytka, D.V. Kozlov, G.V. Shevlyakov Results of testing of the irradiated JRQ steel specimens show that a steel layer, where the highest critical embrittlement tem- perature TkF is achieved, is located in the middle of the “reactor vessel wall”. As for the “homogeneous JRQ steel“ taken from the inner part of the plate the highest TkF value is achieved on the “inner surface of the reactor vessel”. Reduction of radiation dam- age of the JRQ steel through out the wall of the reactor vessel depends on the initial steel condition: reduction for the outer and inner layers makes up respectively∼ 65°С and ∼ 42°С. It is possible to range change of TkF and absorbed energy of the upper shelf within the neutron fluence (Е>1 MeV) <0,3∙1019cm-2 and >4∙1019cm-2. Results show that it is important to take into account the steel state, flow attenuation and change of the reactor emission energy spectrum through out the wall of the reactor vessel during certification experiments and for specification of lifetime of the WWER vessels. __________________________________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2007. № 2. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (90), с. 113-118. 118 2. МЕТОДИКА ИСПЫТАНИЙ НА УДАРНЫЙ ИЗГИБ 4. ХАРАКТЕРИСТИКИ СТАЛИ JRQ В ИСХОДНОМ СОСТОЯНИИ 5. РЕЗУЛЬТАТЫ ИСПЫТАНИЙ ОБЛУЧЁННЫХ ОБРАЗЦОВ СТАЛИ JRQ

Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора

Institution

Ähnliche Einträge