Материаловедческие аспекты продления ресурса водо-водяных реакторов АЭС малой мощности

Показана целесообразность использования корабельных реакторов для АЭС малой и средней мощности. Рассмотрены некоторые вопросы работоспособности конструкционных материалов корпусов водо-водяных реакторов транспортных ЯЭУ. Обоснована возможность продления ресурса корпусов корабельных реакторов путем п...

Повний опис

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Дата:	2005
Автори:	Паршин, А.М., Муратов, О.Э.
Формат:	Стаття
Мова:	Russian
Опубліковано:	Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України 2005
Назва видання:	Вопросы атомной науки и техники
Теми:	Материалы реакторов на тепловых нейтронах
Онлайн доступ:	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/80590
Теги:	Додати тег Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Цитувати:	Материаловедческие аспекты продления ресурса водо-водяных реакторов АЭС малой мощности / А.М. Паршин, О.Э. Муратов // Вопросы атомной науки и техники. — 2005. — № 5. — С. 70-75. — Бібліогр.: 10 назв. — рос.

Репозитарії

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	irk-123456789-80590
record_format	dspace
spelling	irk-123456789-805902015-04-20T03:02:16Z Материаловедческие аспекты продления ресурса водо-водяных реакторов АЭС малой мощности Паршин, А.М. Муратов, О.Э. Материалы реакторов на тепловых нейтронах Показана целесообразность использования корабельных реакторов для АЭС малой и средней мощности. Рассмотрены некоторые вопросы работоспособности конструкционных материалов корпусов водо-водяных реакторов транспортных ЯЭУ. Обоснована возможность продления ресурса корпусов корабельных реакторов путем проведения восстановительных отжигов для снятия радиационного наклепа и восстановления хладностойкости корпусной стали. Показано доцільність використання корабельних реакторів для АЕС малої й середньої потужності. Розглянуто деякі питання працездатності конструкційних матеріалів корпусів водо-водяних реакторів транспортних ЯЕУ. Обґрунтовано можливість продовження ресурсу корпусів корабельних реакторів шляхом проведення відбудовних відпалів для зняття радіаційного наклепу й відновлення хладностійкості корпусної сталі. The opportunity of using ships reactors for low-power nuclear plants is considered. Some aspects of working constructional materials on cases of water-water reactors of ships nuclear units are considered. Advantages of raising resource of ships reactors are shown. 2005 Article Материаловедческие аспекты продления ресурса водо-водяных реакторов АЭС малой мощности / А.М. Паршин, О.Э. Муратов // Вопросы атомной науки и техники. — 2005. — № 5. — С. 70-75. — Бібліогр.: 10 назв. — рос. 1562-6016 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/80590 669.15-194:621.039.536.2 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 Паршин, А.М. Муратов, О.Э. Материаловедческие аспекты продления ресурса водо-водяных реакторов АЭС малой мощности Вопросы атомной науки и техники
description	Показана целесообразность использования корабельных реакторов для АЭС малой и средней мощности. Рассмотрены некоторые вопросы работоспособности конструкционных материалов корпусов водо-водяных реакторов транспортных ЯЭУ. Обоснована возможность продления ресурса корпусов корабельных реакторов путем проведения восстановительных отжигов для снятия радиационного наклепа и восстановления хладностойкости корпусной стали.
format	Article
author	Паршин, А.М. Муратов, О.Э.
author_facet	Паршин, А.М. Муратов, О.Э.
author_sort	Паршин, А.М.
title	Материаловедческие аспекты продления ресурса водо-водяных реакторов АЭС малой мощности
title_short	Материаловедческие аспекты продления ресурса водо-водяных реакторов АЭС малой мощности
title_full	Материаловедческие аспекты продления ресурса водо-водяных реакторов АЭС малой мощности
title_fullStr	Материаловедческие аспекты продления ресурса водо-водяных реакторов АЭС малой мощности
title_full_unstemmed	Материаловедческие аспекты продления ресурса водо-водяных реакторов АЭС малой мощности
title_sort	материаловедческие аспекты продления ресурса водо-водяных реакторов аэс малой мощности
publisher	Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
publishDate	2005
topic_facet	Материалы реакторов на тепловых нейтронах
url	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/80590
citation_txt	Материаловедческие аспекты продления ресурса водо-водяных реакторов АЭС малой мощности / А.М. Паршин, О.Э. Муратов // Вопросы атомной науки и техники. — 2005. — № 5. — С. 70-75. — Бібліогр.: 10 назв. — рос.
series	Вопросы атомной науки и техники
work_keys_str_mv	AT paršinam materialovedčeskieaspektyprodleniâresursavodovodânyhreaktorovaésmalojmoŝnosti AT muratovoé materialovedčeskieaspektyprodleniâresursavodovodânyhreaktorovaésmalojmoŝnosti
first_indexed	2025-07-06T04:35:37Z
last_indexed	2025-07-06T04:35:37Z
_version_	1836870834971475968
fulltext	УДК 669.15-194:621.039.536.2 МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ ПРОДЛЕНИЯ РЕСУРСА ВОДО-ВОДЯНЫХ РЕАКТОРОВ АЭС МАЛОЙ МОЩНОСТИ А.М. Паршин, О.Э. Муратов Санкт-Петербургский государственный политехнический университет, г. Санкт-Петербург, Россия Показана целесообразность использования корабельных реакторов для АЭС малой и средней мощности. Рассмотрены некоторые вопросы работоспособности конструкционных материалов корпусов водо-водяных реакторов транспортных ЯЭУ. Обоснована возможность продления ресурса корпусов корабельных реакто- ров путем проведения восстановительных отжигов для снятия радиационного наклепа и восстановления хладностойкости корпусной стали. В последнее время в мире проявляется интерес к созданию АЭС с энергоблоками небольшой мощно- сти, которые могут быть как единичными, так и мо- дулями в составе комплексов большей мощности. Модульная компоновка блоков АЭС позволяет в случае необходимости увеличивать мощность стан- ции. АЭС малой мощности особенно привлекатель- ны для островных, отдаленных или анклавных регионов, где нет необходимости или экономически нецелесообразно развивать сети централизованного энергоснабжения. Помимо стабильного источника энергообеспечения такие станции могут использо- ваться и в качестве опреснителя. Проекты небольших АЭС с реакторами малой мощности различных типов разрабатываются во многих странах. Современные реакторы малой мощ- ности должны иметь упрощенную конструкцию, вы- сокий уровень пассивной безопасности, обеспечи- вать экономию в результате массового произ- водства, снижения затрат на обустройство площадки размещения и длительный срок эксплуатации (по требованиям МАГАТЭ не менее 60 лет). Некоторые проекты зарубежных реакторов малой мощности с большой степенью проработки приведены в табли- це. [1]. Проекты зарубежных ректоров малой мощности Проект Тип Мощность, МВт (эл) Некоторые характеристики Разработчик, страна CAREM PWR 25 Модульный с интегральным парогенерато- ром CNEA&INVAR, Аргентина MRX PWR 30 Интегральный для местного энергообеспече- ния. Весь энергоблок изготавливается в за- водских условиях. Интервал перегрузок 3,5 года JAERI, Япония IRIS PWR 50 Реактор IV поколения. Топливо – обогаще- нием 5% и более. Применение выгорающих поглотителей. Интервал между загрузками 5 лет (при 5% обогащении) или более (при бо- лее высоком обогащении Westinghouse, США Smart PWR 100 Интегральный модульный усовершенство- ванный PWR. Срок службы 60 лет. Цикл перегрузок топлива 3,5 года KAERI Ю. Корея Modular SBWR BWR 50 GE&Purdue University, США PBWR HTGR 120 Bысокотемпературный реактор с гелиевым теплоносителем Eskom, ЮАР GT-HMR HTGR 285 Совместная разработка США и России. Бази- руется на проекте исследовательского реак- тора бассейнового типа. Теплоноситель II контура - органика (перфторуглерд) General Atomics, США, РНЦ «Курча- товский институт», Россия В России с наибольшей степенью готовности имеются два проекта АТЭС небольшой мощности на основе cудовых реакторных установок разра- ботки ОКБМ им. И.И. Африкантова: плавучая АЭС (ПлАЭС) с двумя ледокольными реакторами КЛТ- 40 электрической мощностью 70 МВт с отпуском тепла 70 Гкал/ч [2] и четырехмодульная подземная атомная стация теплоэлектроснабжения (ПАТЭС) на _______________________________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2005. №5. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (88), с. 70-75. 70 базе наиболее мощных корабельных реакторов КН-3. Установленная электрическая мощность ПАТЭС со- ставляет 300 МВт, отпуск тепла – 200 Гкал/ч [3]. Для судовых ЯЭУ характерны: −жесткие ограничения массогабаритных характе- ристик; −высокий уровень автоматизации, обеспечи-ваю- щий минимальное количество обслуживающего персонала; −специфические особенности внешних воздействий (вибрация, качка и др.); −близость ЯЭУ к местам размещения обслуживаю- щего персонала. Указанные характеристики судовых ЯЭУ и опыт их эксплуатации, многократно превышающий опыт эксплуатации АЭС и зарекомендовавший их как вы- соконадежные устройства, подтверждает привлека- тельность использования корабельных реакторов для энергоблоков АЭС малой и средней мощности. Однако их использование в составе энергоблоков АЭС ставит специфические материаловедческие за- дачи по обеспечению планируемого ресурса стан- ции (~60 лет) и режимов работы. Главным образом необходимо обеспечить качество конструкционных материалов корпуса реактора, являющегося наибо- лее важным барьером для удержания продуктов ядерных реакций от распространения в окружаю- щую среду. Корпус реактора, работающий в услови- ях одновременного воздействия нейтронного облу- чения, высоких температур и несущий давление теп- лоносителя, незаменяем и практически неремонто- пригоден, поэтому срок его безопасной эксплуата- ции определяет срок эксплуатации энергоблока. Обеспечение высокого радиационного ресурса кор- пуса реактора является основной материаловедче- ской проблемой создания энергоблоков со сроками эксплуатации более 60 лет. При разработке энергоблоков первых поколений в условиях отсутствия знаний о механизмах радиа- ционного охрупчивания и деградации свойств ме- таллов под действием нейтронного облучения ис- пользовался опыт создания конструкционных мате- риалов для теплоэнергетики. В основу технологии изготовления корпусов реакторов был положен опыт изготовления паровых котлов и нефтехимиче- ских сосудов высокого давления. Кроме того, ис- пользовались консервативные решения, закладыва- лись большие коэффициенты запаса, умеренная энергонапряженность, ужесточение требований к технологическим процессам производства сталей и изготовления оборудования, вводился пооперацион- ный контроль качества полуфабрикатов и готовых узлов. Такой подход оказался, в принципе, правиль- ным, но приводил к тому, что эксплуатация реакто- ров велась не в оптимальном режиме, вследствие чего нерационально использовался объем активной зоны и требовалось применение дорогостоящих си- стем инспекции состояния корпусов реакторов. Для обеспечения однородного и изотропного со- става стали была разработана технология изготовле- ния корпусов из цельнокованых обечаек, исключаю- щая продольные сварные швы, что дополнительно позволило применять менее легированные свароч- ные материалы. Главной задачей при разработке конструкцион- ных материалов для корпусов реакторов является обеспечение их радиационной стойкости при инте- гральном потоке нейтронов до (2…5)1020 нейтр/cм2. При отсутствии данных о радиационном охрупчивании композиции корпусных сталей для первых энергоблоков подбирались опытным путем, руководствуясь условиями обеспечения стабильно- сти свойств при длительных выдержках в интервале температур 300…350ºС. С учетом этого принципа на основе стали марганцево-молибденовой компози- ции, обладающей, кроме того, высокой стойкостью к водородной коррозии, была создана теплостойкая перлитная сталь 15Х2МФА. Эта сталь, в которую впоследствии с целью повышения прокаливаемости в крупных сечениях было добавлено до 1,5% нике- ля, стала базовой для корпусов энергетических и транспортных водо-водяных реакторов. Опыт эксплуатации первых энергоблоков АЭС и АПЛ, подтвердивший в основном правильность вы- бора конструкционных материалов, одновременно показал, что воздействие интенсивных потоков ней- тронного облучения приводит к значительным изме- нениям их механических и физико-химических свойств. Наиболее опасной является потеря пла- стичности и повышение склонности металла к хруп- кому разрушению. Хрупкое разрушение свидетель- ствует о недопустимом при температурнодеформа- ционных циклах снижении пластичности, когда ме- талл уже не может снижать пики перенапряжений и они становятся соизмеримыми с прочностью. Это способствует продвижению и катастрофическому росту имеющейся допустимой трещины или недопу- стимому ее развитию во времени. Именно исчерпа- ние пластичности является определяющим факто- ром работоспособности и надежной эксплуатации конструкций. На рис. 1 приведены снимки микроструктуры стали 15Х2МФА. Четко видно (cм. рис. 1,а), что для вязкого разрушения характерна тупая, раскрываю- щаяся трещина, малая скорость ее распространения, значительная пластическая деформация при продви- жении. Вязкое разрушение характеризуется чашеч- ным строением излома – результатом пластической деформации, которая вызвана движением тупой тре- щины. При этом вязкому разрушению свойственно наличие волокнистого матового излома, что свиде- тельствует о том, что для разрушения требовалась определенная работа (металл работоспособен, имеет хорошие свойства). Хрупкое разрушение (см. рис. 1,б) характеризуется острой трещиной, большой скоростью ее распространения и практически пол- ным отсутствием пластической деформации при распространении. Трещина движется вследствие на- копленной упругой энергии. При хрупком разруше- нии излом имеет кристаллический, блестящий, ру- чьистый характер. Плоские фасетки показывают от- _______________________________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2005. №5. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (88), с. 70-75. 71 рыв одной части кристалла от другой. Кристалличе- ский вид разрушения свидетельствует, что разруше- ние произошло почти мгновенно, без большой рабо- ты, и говорит о неудовлетворительном качестве ме- талла и ненадежности конструкций [4]. Вид разрушения зависит от многих факторов: хи- мического состава металла, структурного состояния, условий нагружения, температуры и др. Для феррит- но-перлитных сталей (как для практически всех ме- таллов с ОЦК-решеткой) характерен четко выражен- ный эффект хладноломкости: при определенных температурах вязкое разрушения сменяется хрупким (порог хладноломкости). Поэтому для надежности и длительной работоспособности конструкций металл всегда следует эксплуатировать при температурах выше порога хладноломкости. а б Рис. 1. Чашечное (а) и ручьистое (б) строения изломов низколегированной реакторной стали 15Х2МФА: а – tисп = 20оС, ан = 12,6 Дж/cм2 х5000; б – tисп = 20оС, ан = 1,5 Дж/cм2, ступеньки скола, х5000 Опыт эксплуатации первых энергоблоков с реак- торами ВВЭР показал, что к известным факторам, влияющим на проявление хладно-ломкости (пони- жение температуры, увеличение скорости дефор- мирования, химический состав и структура металла), добавилось и нейтронное облучение. Оно ускоряет деградацию свойств материалов, добавляя к тепловому и радиационное охрупчивание, в связи с чем увеличивается проявление хладноломкости и температура вязко-хрупкого перехода (Тк) смещает- ся в область более высоких температур. На рис. 2 показано влияние нейтронного облучения на темпе- ратурную зависимость ударной вязкости корпусной стали 5Х2МФА. Рис. 2. Влияние нейтронного облучения на темпера- турную зависимость ударной вязкости корпусной стали 15Х2МФА: 1 – исходное состояние; 2 – tобл = 210…250 оС, F = 1,51019 нейтр/см2; 3 – tобл = 120 оС, F = 41019 нейтр/см2 Из рисунка видно, что облучение флюенсом ~1020 н/см2 сдвигает Тк в область высоких темпера- тур. Сдвиг критической температуры, обусловлен- ный изменением структурно-фазового состояния ма- териала корпуса реактора, приводит к увеличению вероятности его разрушения в процессе штатных условий эксплуатации и особенно опасен при воз- никновении аварийной ситуации, когда проводится аварийное расхолаживание реактора. Именно явле- ние вязко-хрупкого перехода в материалах корпусов реакторов является определяющим свойством, ли- митирующим рабочий корпуса и самого реактора. Отсутствие данных по радиационному поврежде- нию перлитных сталей при создании энергоблоков I поколения привело к недооценке влияния примес- ных (главным образом фосфора и меди, содержание которых не контролировалось) и легирующих эле- ментов (в основном никеля) на радиационную стой- кость материалов и значительному, гораздо выше проектного, радиационному охрупчиванию корпу- сов реакторов. Хотя вредное влияние никеля на теп- ловое охрупчивание и отпускную хрупкость перлит- ных сталей марганцево-молибденовой композиции было известно давно [5], экспериментальные дан- ные о вкладе никеля в радиационное охрупчивание реакторных сталей были получены только по ре- зультатам исследования корпусов реакторов дей- ствующих АЭС после нескольких лет эксплуатации. _______________________________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2005. №5. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (88), с. 70-75. 72 Также было установлено сильное влияние фосфора на охрупчивание корпусных сталей и усиление это- го влияния в присутствии никеля и меди. После 20 лет эксплуатации обнаружилось, что корпуса реакторов ВВЭР-440 охрупчиваются значи- тельно быстрее, чем заложено в проекте, и степень охрупчивания корпусных материалов достигла кри- тического уровня. Данные по увеличению значи- тельно выше проектной степени охрупчивания кор- пусов энергетических реакторов PWR и BWR были получены и за рубежом (в США и Великобритании). В настоящее время, когда срок службы первых реак- торов превысил 30 лет, появились данные и об охрупчивании опорных конструкций реакторов ВВЭР и PWR, изготовленных из малоуглеродистых или слаболегированных сталей, работающих в усло- виях низких значений флюенса нейтронов (1018… 1019 нейтр/см2) и температуры (< 93ºС) [6]. Это яв- ление, получившее название низкопоточного и низ- котемпературного охрупчивания, наблюдалось практически у всех сталей (американские – А106 и А212В, российские – Ст3сп и 22К, чешская – 13030), из которых изготавливались металло- конструкции и опоры реакторов, и различающихся по составу примесей, температур и др. Сдвиг крити- ческой температуры хрупкости ΔТк для таких ста- лей составил от 25ºС у стали А106 до 95ºС у стали Ст3сп. Низкопоточное охрупчивание необходимо учитывать при прогнозировании срока службы пер- спективных энергоблоков и, особенно, для обосно- вания продления ресурса действующих. Экспериментальные исследования основного ме- талла и металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 (II блока Армянской АЭС, I и II блоков Ровенской АЭС и др.), а также образцов-свидетелей, выявили закономерности деградации свойств конструкционных материалов под воздействием нейтронного облучения. Радиационное охрупчива- ние связано с образованием радиационных дефектов в каскадах атомных столкновений, мелкодис- персных когерентных примесно-вакансионных вы- делений, обогащенных медью, мелкодисперсных фосфидов и карбидов, сегрегаций фосфора на меж- фазных границах и на радиационных дефектах, зер- нограничных сегрегаций фосфора, а также перерас- пределением исходной дислокационной структуры. С увеличением дозы нейтронного облучения фер- ритно-перлитные стали становятся весьма пересы- щенными фосфором, происходит его миграция к по- верхностям раздела и границам зерен. Фосфор мо- жет входить и в состав других избыточных фаз, ко- торые начинают формироваться в твердом растворе. Легирование стали никелем усиливает влияние фосфора на радиационное охрупчивание. Все эти эффекты приводят к изменению химического соста- ва матрицы и, как следствие, к изменению механи- ческих свойств материала. Нагрев облученной стали до температуры, пре- вышающей температуру облучения, повышает тер- модинамическую неустойчивость различных радиа- ционных дефектов, увеличивает их диффузионную подвижность и приводит к аннигиляции. Релаксация напряжений от скопления дислокаций и других не- совершенств происходит путем передачи деформа- ций в соседний объем, а не путем образования заро- дыша хрупкой трещины. Повышенная температура обеспечивает и растворимость фосфора, создавая дополнительные условия для восстановления меха- нических свойств облученных материалов. Явление радиационного охрупчивания является обратимым, и восстановление первоначальных свойств материа- ла возможно проведением отжига при определенной температуре и длительности. При установлении тем- пературного интервала восстановительного отжига важную роль играет соотношение концентраций различных дефектов, их распределение по размерам, расстояние между ними. Эти параметры дефектной структуры зависят от условий облучения и факторов металлургического происхождения – химического состава, структурного состояния материала и штат- ной термической обработки. Следовательно, хруп- кость и пластичность не являются свойствами мате- риала, и только при определенных условиях метал- лы становятся хрупкими или пластичными. Подав- ление или ослабление радиационной повреждаемо- сти возможно путем соответствующего легирования и регулирования распада твердого раствора. На основе полученных экспериментальных дан- ных было оценено и обосновано продление радиа- ционного ресурса корпусов реакторов ВВЭР путем проведения восстановительного отжига. Определя- ющим фактором при установлении режима термооб- работки облученного корпуса реактора является вы- бор температуры отжига, что обусловлено не только природой радиационных повреждений, но и техно- логическими особенностями реализации отжига корпуса реактора. Кроме того, при температурах выше 490…500ºС в материалах могут возникать напряжения, способные привести к нарушению прочности элементов конструкции. По разработанной технологии проводился восстановительный отжиг 20 корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, ресурс которых был почти исчерпан [7]. Материалы корпусов, подвергнутых отжигу, различались по содержанию примесных элементов (например, по фосфору от 0,012 до 0,04%), облучались флюенсами (от 21019 до 1*1020 нейтр/см2) и в результате имели различный сдвиг Тк. Воздействие восстановительного отжига корпусной стали приведено на рис. 2. Из рисунка видно, что степень восстановления Тк близка к 100% и не превышает 20º по сравнению с необлу- ченным материалом. Незначительный сдвиг крити- ческой температуры вязко-хрупкого перехода объ- ясняется образованием зернограничных сегрегаций фосфора. Такие нерастворимые преципитаты не мо- гут быть растворены при температурах до 500ºС и являются зародышами структурных дефектов. Восстановление при отжиге максимальной ударной вязкости облученных материалов происходит прак- тически полностью, и ее значение близко к величи- не, соответствующей необлученному состоянию. _______________________________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2005. №5. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (88), с. 70-75. 73 Проведение восстановительного отжига позволи- ло продлить радиационный ресурс корпусов реакто- ров и, соответственно, срок эксплуатации АЭС на срок от 6 до 22 лет. Исследование дальнейшего про- дления ресурса возможно только по анализу поведе- ния образцов-свидетелей и вырезанных темплетов при повторном облучении, так как ни один из «восстановленных» реакторов не исчерпал своего ресурса. Исследования сдвига Тк материалов при повторном после обжига облучении показали, что его значение было тем меньше, чем большее оста- точное охрупчивание имел материал после отжига. Этот эффект показывает, что суммирование оста- точного (после отжига) охрупчивания, вызванного повторным облучением, происходит неаддитивно и является принципом «радиационной наследственно- сти». Суммарный сдвиг Тк (после первичного и по- вторного) облучений значительно меньше, чем ее сдвиг у материала, не прошедшего отжиг. Опыта продления ресурса корабельных реакто- ров, которые планируется использовать для АЭС малой мощности, нет. Восстановительный отжиг наиболее распространенных транспортных реакто- ров – реакторов АПЛ (общая наработка свыше 10000 реакторо-лет) в России не проводился, так как ни один лодочный реактор не выработал ресурса за весь срок службы АПЛ. Реакторы выведенных после 25…30-летней эксплуатации АПЛ имели недовыра- ботку энергоресурса до 70% [8]. Опыт проведения восстановительного отжига нескольких корабель- ных реакторов имеется в США [9], подтверждена возможность восстановления свойств материалов корпусов реакторов. Корабельные реакторы КН-3 и КЛТ-40, как и ре- акторы ВВЭР, относятся к реакторам водо-водяного типа, и для их корпусов также используются стали 15Х2МФА (15Х2МФАА). При прогнозировании сроков эксплуатации АЭС c корабельными реакто- рами возможно распро-странить опыт, имеющийся у энергетических реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Помимо восстановительного отжига продления радиационного ресурса корпусных сталей возможно добиться металлургическими факторами путем со- здания сталей с предельно жесткими ограничениями содержания вредных примесных элементов. Если, как уже отмечалось, при создании реакторов ВВЭР- 440 первого поколения содержание в стали фосфора и меди (главных вредных примесей) не контролиро- валось и, по оценкам, составляло 0,04 и 0,42 %, то для второго поколения их содержание строго контролировалось и составляло 0,012 и 0,1% соот- ветственно. В настоящее время корпуса реакторов ВВЭР-1000 изготавливаются из стали с содержани- ем фосфора 0,005 и меди 0,06 % [10]. Специфические материаловедческие проблемы, определяющие длительность срока службы реакто- ров, определяются двумя факторами: во-первых, обеспечение минимального содержания вредных примесей и, следовательно, минимального сдвига Тк при радиационном и тепловом воздействии, во-вто- рых, получение возможно более низкого значения Тк в исходном состоянии при сохранении требуе- мых механических свойств. Первая проблема реша- ется специальными металлургическими мероприя- тиями, вторая – применением усовершенствованных методов термической обработки для формирования структуры и, соответственно, свойств металла, отве- чающих за работоспособность корпуса реактора. Совокупность указанных металлургических и технологических факторов позволит решить задачу обеспечения ресурса корпусов реакторов ~ 60 лет. Однако возможности металлургии близки к исчер- панию, и вряд ли возможно снизить содержание фосфора ниже 0,004 и меди ниже 0,04% [10]. Даль- нейшее продление ресурса энергоблоков на основе корабельных реакторов возможно компенсирующи- ми мероприятиями – проведением восстановитель- ных отжигов корпусов по аналогии с отжигом энер- гетических реакторов. Причем, возможно проведе- ние нескольких (2-3) отжигов, которые, как показа- ли исследования образцов-свидетелей, не приводят к тепловому охрупчиванию металла. Проведение многократных восстановительных отжигов корпу- сов реакторов снимет радиационный наклеп и, зна- чит, значительно повысит сопротивление хладно- ломкости, т.е. приблизит Тк к исходной (до облуче- ния). Остаточный сдвиг критической температуры вязко-хрупкого перехода после повторных отжигов ΔТкi будет значительно меньше, чем сдвиг после первого отжига ΔТко, так как будет определяться не нерастворенными преципитатами, а другими дефек- тами структуры. Неоднократные восстановительные отжиги корпусов, до полного исчерпания запаса пластичности металла, позволят продлить срок экс- плуатации АЭС до 100 лет. Это особенно эффектив- но для проектируемых подземных АЭС, так как срок службы подземных помещений значительно превы- шает указанное время. Таким образом, на современном этапе возможно на основе совершенствования металлургического производства и проведения восстановительных от- жигов корпусов реакторов обеспечить ресурс АЭС до 100 лет и тем самым повысить их экономическую эффективность. ЛИТЕРАТУРА 1.Small reactor return //Nuclear Engineering Interna- tional. 2002, v. 47, N 579, p. 24–25. 2.Е.А. Кузин. Реализация проекта атомной тепло- электростанции малой мощности на базе плавучего энергоблока с реакторными установками КЛТ-40С и перспективы его применения в регионах Крайнего Севера и Дальнего Востока //Материалы Межд. конф. “Экологические проблемы утилизации атом- ных подводных лодок и развитие ядерной энергети- ки в регионе” (Экофлот-2002). Владивосток, 2002, с. 95–96. 3.О.Э. Муратов, Э.Л. Петров. Особенности создания подземных атомных станций повышенной безопас- _______________________________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2005. №5. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (88), с. 70-75. 74 ности //Научные ведомости БелГУ. Серия «Физика». 2001, № 2 (15), с. 140–146. 4.Радиационная повреждаемость конструкционных материалов /Под ред. А.М. Паршина и А.Н. Тихоно- ва. СПб.: Изд. СПбГТУ, 2000, 296 с. 5.Ю.Ф. Баландин, И.В. Горынин, Ю.И. Звездин, В.Г. Марков. Конструкционные материалы АЭС. М.: «Энергоиздат», 1984. 6.С.С. Ломакин. Анализ низкопоточного и низко- температурного охрупчивания углеродистых сталей в составе конструкций реакторов АЭС //Вестник Госатомнадзора России. 2003, № 4(28), с. 20–23. 7.А.Д. Амаев, А.М. Крюков, И.М. Неклюдов и др. Радиационная повреждаемость и работоспособ- ность конструкционных материалов. СПб.: «Поли- техника», 1997, 312 с. 8.В.С. Топилин. Положение с выводом эксплуата- ции, демонтажом и утилизацией атомных подвод- ных лодок в России //Материалы Межд. научн. се- минара «Проблемы вывода из эксплуатации и ути- лизации атомных подводных лодок». Москва, 1995, с. 23–25. 9.U. Potapovs, J.R. Hawthorue, C.Z. Serpan. Notch ductility properties of SM-IA reactor pressure vessel following the in place annealing operation //Nucl. Appl., 1968, v. 56, p. 389. 10.Г.П. Карзов, В.И. Богданов, И.В. Теплухина и др. Материаловедческие аспекты обеспечения проекти- рования АЭС (АТЭС) малой мощности //Материалы Всероссийской науч.-техн. конф. «Перспективы уча- стия атомной энергетики в решении энергетических проблем российских регионов». СПб, 2003, с. 102–107. МАТЕРІАЛОЗНАВСЬКІ АСПЕКТИ ПРОДОВЖЕННЯ РЕСУРСУ ВОДО-ВОДЯНИХ РЕАКТОРІВ АЕС МАЛОЇ ПОТУЖНОСТІ О.М. Паршин, О.Е. Муратов Показано доцільність використання корабельних реакторів для АЕС малої й середньої потужності. Розглянуто деякі питання працездатності конструкційних матеріалів корпусів водо-водяних реакторів транспортних ЯЕУ. Обґрунтовано можливість продовження ресурсу корпусів корабельних реакторів шляхом проведення відбудовних відпалів для зняття радіаційного наклепу й відновлення хладностійкості корпусної сталі. MATERIALIC ASPECTS OF RAISING RESOURCE OF PRESSURRIZED WATER REACTORS FOR LOW-POWER NUCLEAR PLANTS A.M. Parshin, O.E. Muratov The opportunity of using ships reactors for low-power nuclear plants is considered. Some aspects of working constructional materials on cases of water-water reactors of ships nuclear units are considered. Advantages of raising resource of ships reactors are shown. _______________________________________________________________________________ ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2005. №5. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (88), с. 70-75. 75 Рис. 2. Влияние нейтронного облучения на температурную зависимость ударной вязкости корпусной стали 15Х2МФА:

Материаловедческие аспекты продления ресурса водо-водяных реакторов АЭС малой мощности

Репозитарії

Схожі ресурси