Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ВОССТАНОВЛЕНИЯ ФИЗИКО-МЕХАНИЧЕСКИХ СВОЙСТВ ВНУТРИКОРПУСНЫХ УСТРОЙСТВ ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА ВВЭР-1000

Изобретение относится к восстановительной термической обработке узлов водо-водяных энергетических реакторов ВВЭР-1000 и направлено на повышение ресурса и обеспечение безопасной эксплуатации реакторов ВВЭР-1000.

К особенностям эксплуатации материалов внутрикорпусных устройств (ВКУ) реакторов ВВЭР-1000, в первую очередь, выгородки реактора относятся высокие повреждающие дозы до ~120 сна (смещений на атом) и обусловленный поглощением γ-квантов и нейтронов высокий уровень температур в массиве выгородки до ~400°C. Поскольку температуры и повреждающие дозы в сечениях выгородки реактора имеют большие градиенты, возможно возникновение больших внутренних напряжений, обусловленных радиационным распуханием (за счет образования пористости) внутренних объемов материала ВКУ в местах, где реализуются наиболее благоприятные для распухания условия. Деформации материала ВКУ на участках, прилегающих к указанным объемам распухающего материала, будут растягивающими и могут достигать нескольких процентов. Поскольку внешняя поверхность ВКУ контактирует с водным теплоносителем высоких параметров, указанные деформации могут приводить к растрескиванию и значительным разрушениям ВКУ вследствие межкристаллитного коррозионного растрескивания под напряжением. Такие эффекты могут вызывать необходимость преждевременного вывода из эксплуатации соответствующих ядерных реакторов. В этой связи для продления срока службы ядерных энергетических реакторов, например реакторов типа ВВЭР-1000 необходимо проведение восстановительного отжига, приводящего к возможно более полному возврату распухания и других характеристик структурного состояния, а также к возврату физико-механических свойств материала ВКУ и к частичному или полному исчезновению напряжений и деформаций, обусловленных особенностями радиационно-индуцированных изменений локальных объемов материала.

При облучении в указанных условиях в сталях аустенитного класса и, в частности, в стали внутрикорпусных устройств - Х18Н10Т происходит образование дислокационных петель, пор, размеры и плотность которых зависят от дозы и температуры облучения, и выделение вторичных фаз (G-фазы, α-феррита). Кроме того, воздействие облучения обуславливает перераспределение содержания химических элементов по границам зерен, что проявляется в уменьшении концентрации хрома и увеличении концентрации никеля на границах зерен и в прилегающей к границе области матрицы. Подобные изменения структуры приводят не только к изменениям механических свойств (предела текучести, трещиностойкости и т.д.), но и к повышению склонности стали к межкристаллитному коррозионному растрескиванию под напряжением (МК КР) при контакте с водным теплоносителем.

Известен способ восстановления физико-механических свойств металла корпусов энергетических реакторов ВВЭР-1000 после воздействия эксплуатационных факторов (RU 2396361 [2]). Способ включает теплоизоляцию наружной стенки корпуса, размещение нагревателей внутри корпуса, нагрев стенки корпуса со стороны внутренней поверхности, выдержку и охлаждение, при этом нагрев ведут до температуры 400-580°C со скоростью не более 20 град/ч, выдержку осуществляют в течение 100-150 часов при градиенте температур между наружной и внутренней поверхностями корпуса не более 15-20°C, охлаждение ведут со скоростью не более 20 град/ч до температуры 300°C и со скоростью не более 30 град/ч до температуры 100°C и далее с выключенными нагревателями. Однако, как показали эксперименты по применению этого способа для восстановления физико-механических свойств металла внутрикорпусных устройств (ВКУ), он не позволил обеспечить возврат структуры и механических свойств до уровня, близкого к исходному состоянию.

Известен способ восстановления технологических трубопроводов из аустенитных сталей, направленный на повышение ресурса технологических трубопроводов из аустенитных сталей (RU 2364485 [3]). Известный способ включает термическую обработку путем нагрева до заданной температуры, выдержку при этой температуре и охлаждение. При этом сначала осуществляют резку трубопровода на секции, затем проводят термическую обработку каждой секции в печи, причем нагрев каждой секции осуществляют до температуры аустенизации. Недостатком известного способа является то, что он не применим к термообработке ВКУ, поскольку нарушает целостность изделий, а также вследствие различий в условиях эксплуатации. Соответственно, известный способ не позволил обеспечить возврат структуры и механических свойств ВКУ до уровня, близкого к исходному состоянию.

Наиболее близким к заявляемому по своей технической сущности является известный способ восстановления физико-механических свойств металлов, которые используются в ядерных реакторах, учитывающий особенности условий эксплуатации ВКУ - высокие температуры и повреждающие дозы, приводящие к возникновению больших внутренних напряжений, обусловленных радиационным распуханием внутренних объемов материала ВКУ - оболочки твэлов, воздуховодов, а также других частей, таких как тяги управления и оболочки поглотителей ядерных реакторов (US 4421572 [4]). Способ предусматривает термическую обработку, включающую отжиг. В частности, температура отжига находится в интервале между 1010°C и 1038°C, а время отжига находится в интервале между 90 и 60 секундами. Однако данный способ применяется для обработки ВКУ перед началом ввода их в эксплуатацию и обеспечивает повышение устойчивости ВКУ к распуханию, вызванному воздействием эксплуатационных факторов, и не применим для восстановления физико-механических свойств металлов, уже подвергшихся такому воздействию.

Заявляемый способ восстановления физико-механических свойств внутрикорпусных устройств водо-водяного энергетического реактора ВВЭР-1000 направлен на продление ресурса работы узлов водо-водяных энергетических реакторов.

Указанный результат достигается тем, что способ восстановления структуры и физико-механических свойств внутрикорпусных устройств энергетического реактора ВВЭР-1000 после воздействия эксплуатационных факторов включает извлечение внутрикорпусных устройств из корпуса реактора и их последующую термообработку, предусматривающую нагрев, выдержку и охлаждение, при этом нагрев ведут до температуры 975-1025°C, выдержку осуществляют при этой температуре в течение 120-130 ч, а охлаждение ведут на воздухе.

В основе указанного способа лежат следующие обстоятельства. Показано, что облучение стали ВКУ - Х18Н10Т в условиях, близких к условиям облучения материала ВКУ реакторов ВВЭР-1000 (в тех локальных объемов материала выгородки ВКУ, где реализуются наиболее благоприятные условия для радиационного распухания) может сопровождаться значительным распуханием ~8-10%, появлением новых фаз, например, G-фазы, γ→α-превращением. Это, в свою очередь, сопровождается повышением в несколько раз предела текучести и сильным снижением пластичности и трещиностойкости. Кроме того, происходит заметное повышение склонности материала к межкристаллитному коррозионному растрескиванию (МК КР) при контакте с водным теплоносителем. По мере облучения материала выгородки ВКУ, зоны распухания материала растут и распространяются как в направлении центра активной зоны, так и в тангенциальном и аксиальном направлениях. Этот процесс сопровождается ростом деформаций и напряжений у соответствующих участков вблизи внутренней поверхности выгородки, что может при неблагоприятном стечении обстоятельств приводить к ее значительным разрушениям. Главный фактор, являющийся движущей силой возможных разрушений, - это распухание локальных объемов материала в местах, где реализуются наиболее благоприятные условия для распухания, что в конечном итоге приводит к появлению деформаций и растягивающих напряжений. Поэтому в качестве компенсирующего мероприятия предлагается восстановительный отжиг. Эксперименты показали, что при температурах отжига ~700-800°C наблюдается восстановление физико-механических свойств - предела текучести, пластичности, трещиностойкости. Однако значимый возврат распухания наблюдается при более высоких температурах отжига ~1000°C. При этом полный возврат распухания не происходит даже при температурах отжига 1100°C (см. табл. 1).

Дозовые зависимости распухания аустенитных нержавеющих сталей, в том числе и стали Х18Н10Т, имеют характерный вид, показанный на фиг. 1. Для них характерны 3 стадии: инкубационный период - когда распухание отсутствует; стадия начального - неустановившегося распухания; стадия установившегося распухания, при которой величина распухания линейно зависит от дозы и распухание происходит с наибольшей скоростью. При этом для аустенитной стали Х18Н10Т, как и для многих других, установившаяся стадия распухания начинается при достижении значений распухания более ~1,5-2%. Поэтому с практической точки зрения представляет интерес такой режим восстановительного отжига, который обеспечивает снижение распухания примерно до ~0,01-0,005% и при размере пор, сопоставимом с размерами пор, наблюдавшимися после первичного до отжига облучения. В этом случае при повторном после отжига облучении распухание, равное 8-10%, будет наблюдаться при достижении дозы ~30-60 сна, что соответствует ~15-30 годам эксплуатации после отжига и сопоставимо с ожидаемым ресурсом реакторов ВВЭР-1000 - 60 лет. В случае если после используемых режимов восстановительного отжига остаточное распухание составляет величины ~1,%-2%, то достижение критических значений распухания (~8-10%), при которых наблюдается резкое снижение эксплуатационных свойств, при повторном после отжига облучении будет происходить значительно быстрее - за ~5-8 лет эксплуатации и не обеспечит продление суммарного срока службы до 60 лет. Указанные соображения наглядно показывают, почему отжиг при температуре 700-800°C, обеспечивающей практически полный возврат физико-механических свойств, не представляет большого интереса с экономической точки зрения.

В таблице 1 показано изменение распухания после отжига при различных режимах.

Видно, что по мере повышения температуры отжига процент распухания снижается и при температуре ~1000°C и выдержке 120-130 ч достигает минимальных значений, характерных для начальной стадии распухания. Следует отметить, что при данной температуре отжига, кроме существенного уменьшения пористости, также наблюдается практически полный возврат структурного состояния: растворение избыточных радиационно-индуцированных фаз, исчезновение радиационных дефектов - дислокационных петель. Возврат структурного состояния приводит и к восстановлению механических свойств материала.

Таким образом, показано, что оптимальным режимом восстановительного отжига является 1000±25°C в течение 120-130 ч. При более низкой температуре невозможно добиться полного восстановления физико-механических свойств материала, а следовательно, нельзя рассчитывать на значительное увеличение ресурса ВКУ.

Более высокая температура восстановительного отжига нежелательна из-за осложнений технологического и экономического характеров.

Способ реализуется следующим образом.

Отработавшее свой ресурс ВКУ водо-водяного энергетического реактора после воздействия эксплуатационных факторов извлекается из корпуса реактора и подвергается нагреву до температуры 975-1025°C. При этой температуре осуществляют выдержку в течение 120-130 ч, а затем ведут охлаждение на воздухе.