РЕАЛИЗАЦИЯ ПЕРВОГО ЭТАПА ОБЛУЧЕНИЯ МАТЕРИАЛОВ КР ВВЭР-1000 ПО ПРОГРАММЕ ИПОС

РЕАЛИЗАЦИЯ ПЕРВОГО ЭТАПА ОБЛУЧЕНИЯ МАТЕРИАЛОВ
КР ВВЭР-1000 ПО ПРОГРАММЕ ИПОС
М.Брумовский, М.Кытка
ИЯИ Ржеж, Чехия
Гребенюк Ю.П., В.Г. Ковыршин, В.В. Москаленко
ИПЭ АЭС, Киев, Украина
В соответствии с планом работ по Интегральной программе образцов-свидетелей
(ИПОС), проведены облучение (в реакторе «Темелин-2») до флюенса ~ 4·1022 н·м-2 и
испытания ОС (в ИЯИ Ржеж) материалов четырех КР энергоблоков Украины.
Определены прочностные и пластические характеристики исследуемых
материалов, характеристики ударной вязкости и трещиностойкости (по методу
Мастер кривой), сдвиги критической температуры хрупкости Т KF и референсной
температуры Т0.
Проведен предварительный сравнительный анализ полученных результатов с
данными испытаний ОС металла сварных швов КР после облучения этих материалов
по Стандартной программе ОС, сформулированы выводы и рекомендации по
дальнейшей реализации ИПОС.
Введение
Мировая практика создания и эксплуатации реакторов с водой под давлением
показывает, что программы образцов-свидетелей (ОС) являются в настоящее время
единственным способом оценки охрупчивания материалов корпусов реакторов (КР) и
определения запаса их работоспособности как в течение проектного ресурса, так и при
оценке возможности установления нового срока службы. В НД [1] предусмотрен
контроль за состоянием металла КР (основного металла и сварных соединений,
находящихся в зоне нейтронного облучения) на основе результатов испытаний ОС,
которые должны обеспечивать получение информации об основных характеристиках
металла. При расчете на сопротивление хрупкому разрушению или перерасчете (при
необходимости) на прочность элементов КР в процессе эксплуатации используются
следующие основные характеристики материала [2]:

критический коэффициент интенсивности напряжений К1С;

критическая температура хрупкости Тк;

предел текучести RTp0,2.
По результатам испытаний ОС определяется сдвиг критической температуры
хрупкости ΔТF вследствие влияния облучения.
В НД [2] определены требования к изготовлению, номенклатуре, условиям
облучения ОС, испытаниям и обработке результатов. Требования к изготовлению ОС
КР, предусмотренные действующими программами образцов-свидетелей энергоблоков
№ 2 ХАЭС, №3 и № 4 РАЭС, № 6 ЗАЭС, выполнены. По условиям облучения образцысвидетели должны устанавливаться в ВВЭР «вблизи зон корпуса, расположенных
напротив активной зоны» [1]. В КР ВВЭР-1000 энергоблоков ХАЭС-2, РАЭС-3,-4,
ЗАЭС-6 отсутствует техническая возможность установки ОС напротив активной зоны.
Интегральная программа образцов-свидетелей
Для получения дополнительных данных к реализуемым на АЭС Украины
программам ОС, с целью повышения достоверности оценки изменения свойств
металлов КР, обоснования целостности и срока безопасной эксплуатации было принято
техническое решение провести облучение ОС КР № 2 ХАЭС, № 3 и 4 РАЭС, № 6 ЗАЭС
в реакторной установке ВВЭР-1000 энергоблоков № 1 и 2 Темелин, на которых имеется
возможность установки ОС напротив активной зоны.
Облучение материала одного реактора в другой реакторной установке
соответствует мировой практике, предусмотрено документом [3] и реализуется в
рамках Интегральной программы ОС [4]. При реализации Интегральной программы
должны выполняться следующие условия:
1) проект и эксплутационные условия реакторов должны быть сходными для
обеспечения возможности сравнения радиационного повреждения как функции
мощности. Энергоблоки № 2 ХАЭС, №3, № 4 РАЭС, № 6 ЗАЭС и энергоблоки № 1 и №
2 АЭС Темелин являются промышленными энергетическими установками ВВЭР-1000.
Отличия в проекте и эксплуатационных условиях АЭС Украины (которые включены в
ИПОС) и АЭС Темелин будут проанализированы в процессе выполнения работы и
учтены при переносе данных на КР № 2 ХАЭС, №3 и № 4 РАЭС, № 6 ЗАЭС;
2) для получения достоверной информации по ИПОС реактор, в котором
находятся облучаемые ОС, должен работать в номинальном режиме. В процессе
выполнения работы будут проанализированы условия эксплуатации (уровни мощности,
продолжительности топливных компаний, продолжительность остановов и др.) АЭС
Украины (которые включены в Интегральную программу) и АЭС Темелин. Отличия
будут учтены при переносе данных на КР № 2 ХАЭС, №3 и № 4 РАЭС, № 6 ЗАЭС;
3) количество и номенклатура ОС должны соответствовать требованиям НД.
Облучаемые на АЭС Темелин ОС КР № 2 ХАЭС, №3 и № 4 РАЭС, № 6 ЗАЭС
изготавливаются из архивного материала соответствующих корпусов. В процессе
выполнения работ будет определен и проанализирован химический состав ряда ОС,
установленных на облучение на АЭС Темелин, и ОС, облучаемым по соответствующим
программам контроля металла в КР АЭС Украины;
4) для каждого корпуса реактора, как того, в котором облучаются образцы, так и
тех КР, из архивного материала которых они изготовлены, должен проводиться
мониторинг флюенса нейтронов, падающих на элементы КР. Мониторинг флюенса
нейтронов проводится на энергоблоках № 1 и № 2 АЭС Темелин и на энергоблоках № 2
ХАЭС, №3, № 4 РАЭС, № 6 ЗАЭС. В процессе выполнения работы будут
проанализированы методики определения флюенса, используемые на энергоблоках
АЭС Украины и на АЭС Темелин. Результаты определения флюенса будут учтены при
переносе данных на КР № 2 ХАЭС, №3 и № 4 РАЭС, № 6 ЗАЭС.
Реализация первого этапа ИПОС
Контейнер 1 EU был установлен на внутренней стенке корпуса реактора 2-го блока
АЭС Темелин и облучался в течении двух топливных кампаний (638,7 эффективных
суток). Средний поток быстрых нейтронов с энергией более 0,5 МэВ в контейнере
равен 7,2.1014 н·м-2·с-1. Испытания исходных и облученных образцов проведены в
защитных камерах Института ядерных исследований, Ржеж, Чехия. Обобщенный отчет
по первому этапу ИПОС [5] включает всю необходимую информацию о подготовке
контейнера к облучению, размещению его в реакторе, исследуемых материалах,
мониторинге условий облучения, методах проведения испытаний и анализа
экспериментальных данных, полученных результатах и их оценке.
В докладе представлен сокращенный объем информации из документа [4],
характеризующий цель ИПОС, и отчета [5], относящийся к облучению контейнерной
сборки 1 EU и анализу данных по исследованию образцов. Особое внимание обращено
на возможность и целесообразность сравнения результатов, полученных для
одинаковых материалов после облучения ОС у стенки реактора (ИПОС) и на выгородке
(по Стандартной программе ОС, реализуемой для КР ВВЭР-1000 на АЭС Украины).
Материалы ОС. Для мониторинга изменений свойств материалов корпусов
реакторов ВВЭР-1000/В-320 украинских АЭС вследствие облучения в рамках ИПОС
для первого контейнера 1EU были выбраны следующие архивные материалы:
 основной металл корпуса реактора энергоблока № 2 ХАЭС;
 материалы сварных швов№3 КР энергоблоков № 2 ХАЭС, №3,4 РАЭС, №6
ЗАЭС
Химический состав исследуемых представлен в табл.1.
Таблица 1
Химический состав архивных материалов для образцов-свидетелей
БЛОК
ХАЭС-2
ХАЭС-2
РАЭС-3
РАЭС-4
ЗАЭС-6
Сварной
Сварной
Сварной
Сварной
ЭЛЕМЕНТЫ Обечайка
нижняя
шов №3
шов №3
шов №3
шов №3
КР
ПАСПОРТ ПАСПОРТ ПАСПОРТ ПАСПОРТ ПАСПОРТ
0,16
0,07
0,06
0,05
0,07
С
Si
0,22
0,35
0,36
0,4
0,37
Mn
0,47
0,82
0,76
0,74
0,74
Cr
2,16
1,86
1,72
1,86
1,86
1,63
Ni
1,2
1,38
1,64
1,67
Mo
0,52
0,62
0,63
0,69
0,68
Cu
0,09
0,04
0,03
0,05
0,04
S
0,012
0,008
0,008
0,008
0,008
P
0,01
0,006
0,008
0,008
0,006
V
0,11
As
0,004
0,001
Sn
0,003
0,002
Sb
0,001
0,003
0,014
P+Sn+Sb
0,013
Co
0,008
Номенклатура и количество образцов. Образцы-свидетели были изготовлены и их
количество выбрано в соответствии с требованиями действующих в Украине НД [1,2]
(все материалы имеют те же режимы сварки и термообработки, что и элементы
корпусов реакторов):
 для испытаний на ударную вязкость – 12 образцов Шарпи (Ш) с V-надрезом из
основного металла (ОМ) нижней обечайки корпуса энергоблока № 2 ХАЭС и по
12 образцов Шарпи (Ш) с V-надрезом металла швов (МШ) всех вышеуказанных
КР;
 для определения вязкости разрушения при статическом изгибе – по 12
стандартных образцов типа "COD"(С), тип 10x10 - ОМ КР ХАЭС-2 и МШ 4-х
корпусов;
 для определения механических свойств при испытаниях на растяжение – по 3
образца каждого материала (всего 15 в исходном состоянии);
 для определения механических свойств методом кинематического вдавливания –
исходные и облученные образцы Ш каждого материала.
Номенклатура и количество ОС, облученных и испытанных после первой
выгрузки, приведены в табл. 2.
Таблица 2
Номенклатура и количество образцов-свидетелей в контейнере 1 EU
Энергоблок
РАЭС № 3
РАЭС № 4
ХАЭС № 2
ЗАЭС № 6
Номенклатура образцов
ОМ
МШ
Ш
С
Ш
С
0
0
12
12
0
0
12
12
12
12
12
12
0
0
12
12
Общее
количество
24
24
48
24
Мониторы
Ф
Т
5x7
5x5
В плоской контейнерной сборке с размером внутренней полости 333×184×25 мм
среди образцов расположены мониторы: Ф - нейтронного флюенса (5 комплектов по 7
мониторов) и Т - температуры облучения (5 комплектов, содержащих по 5 мониторов).
Методика и технология реконструкции ОС. В рамках ИПОС центральные части
образцов Шарпи размерами 10х10х13,75 мм облучаются в корпусах реакторов № 1 и 2
АЭС Темелин, при условии, что перед испытаниями ОС будет произведена их
реконструкция (путем приварки концевиков методом электронно-лучевой сварки в
вакууме) с целью изготовления стандартных ОС. Использование метода реконструкции
реализовано в соответствии с требованиями ASTM [6]. Примером успешного
применения данного метода приварки служит, например, информация, приведенная на
рис. 1. Реконструкция была сделана на образцах из материала JRQ, облученного в
рамках крупномасштабного эксперимента КОРПУС (в НИИАР, Россия).
200
180
Энергия, Дж
160
140
120
полные Шарпи
реконстр. Шарпи
полные Шарпи
реконстр. Шарпи
100
80
60
40
20
0
-200
-100
0
100
Температура, °C
200
300
Рис. 1. Результаты испытаний на ударную вязкость штатных
образцов Шарпи и образцов Шарпи после реконструкции из облученного
нейтронами материала JRQ при двух различных флюенсах
ОС
Из рис.1 следует, что результаты испытаний стандартных и реконструированных
согласуются. Это свидетельствует о том, что результаты испытаний
реконструированных образцов можно обоснованно использовать для оценки и анализа
изменения свойств металла корпусов ВВЭР-1000 вследствие облучения.
Мониторинг условий облучения ОС. Мониторы температуры облучения были
вложены в 5 специальных образцов Шарпи с размерами 10х10х55 мм. Изготовлены из
свинца и его сплавов с In, Ag и Sn с температурой плавления в интервале 291 - 327°C (с
учетом температуры воды на входе/выходе из реактора 289°C/322,5°C). Комплекты
мониторов температуры облучения после демонтажа контейнера 1 EU были
направлены в защитные камеры, где исследованы с помощью телевизионной камеры.
Расплавленных мониторов не обнаружено. Следовательно, температура всех ОС не
превышала 289°C, температурное поле однородно. Выполнены нормативные
требования п.8.2.4 [2] и п.7.7.7 [1] по установке мониторов температуры и температуре
облучения ОС.
Для оценки распределения потока и спектра нейтронов по всему объему в
контейнере установлены нейтронные мониторы двух типов:
1) пары проволок из железа диаметром 0,5 мм (Fe1=172 мм, Fe2=321 мм) и из
меди диаметром 1,0 мм (Cu1=178 мм, Cu2=315 мм) расположены перпендикулярно с
целью оценки распределения флюенса и спектра нейтронов по высоте и ширине
контейнера;
2) спектрометрические комплекты мониторов заложены в капсулы, изготовленные
из нержавеющей стали, и вкладыши верхнего и нижнего слоев контейнера ОС. Они
служат для определения флюенса и спектра нейтронов в месте расположения
комплектов. В каждом вкладыше находятся шесть мониторов.
Перечень и характеристики используемых мониторов нейтронного флюенса
представлены в табл. 3.
Материалы мониторов нейтронного флюенса и Gd-покрытие получены от фирмы
CBNM Geel (Бельгия). Для определения флюенса нейтронов из спектрометрических
комплектов была использована стандартная процедура, которая относится к
определению скоростей реакций (RR) в зависимости от изменения мощности реактора
во времени, и расчет спектра нейтронов с помощью „unfolding“-программы (SAND-II,
BASA-CF). Окончательный расчет спектра и флюенса нейтронов был реализован с
помощью программы BASA-CF. В виде входного спектра для обоих „unfolding“Таблица 3
Мониторы нейтронного флюенса в контейнерах ИПОС
Монитор
Реакция
93
Ниобий
Nb(n,n´)93mNb
Нептуний 237Np(n,f)137Cs
238
Уран
U(n,f)137Cs
58
Никель
Ni(n,p)58Co
Железо
312.1д. 54Fe(n,p)54Mn
63
Медь
Cu(n,)60Co
59
Кобальт
Co(n,)60Co
T1/2
16.13 г.
30.1 г.
30.1 г.
70.8 д.
5.27 г.
5.27 г.
Форма монитора
фольга 4x0,1 мм в Al диске 4x0,02/0,05мм
шарики в герметической трубке из ванадия
шарики в герметической трубке из ванадия
фольга 4x0,1 мм
фольга 4x0,1 мм
фольга 4x1 м
проволока 0,5 мм загнутая в кольцо с внешним диаметром 4 мм
программ было использован спектр в месте данного спектрометрического комплекта.
Эти спектры во всех местах спектрометрических комплектов были рассчитаны
транспортным кодом TORT с использованием 56-групповой библиотеки ELXSIR для
реальных 1-ой и 2-ой кампаний реактора № 2 АЭС Темелин.
Для расчета с помощью программы BASA-CF служила библиотека эффективных
сечений, разработанная на основе библиотеки эффективных сечений IRDF-90. Для Gdпокрытия толщиной 0,25 мм было рассчитано откорректированное эффективное
сечение реакции 237Np(n,f). Для малых капсул, содержащих только два монитора
флюенса, флюенс нейтронов был определен сравнением со значениями флюенса в
больших капсулах. Значения флюенса для сравнений определялись как измерением с
помощью эффективных сечений Nb-мониторов, так и расчетом с помощью программы
SAND при использовании тех же типов фольг.
Методы проведения испытаний и анализа экспериментальных данных.
Испытания на растяжение проведены на всех исходных материалах в соответствии
с требованиями НД [1,2] – по трем образцам на каждый материал. Использование
метода кинематического вдавливания обусловлено тем, что в контейнере 1EU не были
заложены образцы на растяжение. Облучение таких образцов запланировано в
контейнерах U1 – U6 Интегральной программы. Чтобы получить необходимую
информацию по изменению прочностных свойств испытуемых материалов, был
использован метод кинематического вдавливания ABIT (Automated Ball Identation Test),
который был проверен в ряде проектов, в том числе Программ ОС и на необлученных
ОС в рамках ИПОС. Измерения методом ABIT для материалов контейнера 1 EU были
проведены на ненагруженных плоскостях ОС в необлученном и облученном
состояниях перед их реконструкцией в стандартные образцы типа Шарпи.
Метод кинематического вдавливания является неразрушающим методом для
определения некоторых механических свойств материалов, прежде всего, прочностных
свойств, и заключается в измерении твердости по Бринелю, при котором измеряется
нагрузка и глубина вдавливания шарика и весь процесс управляется с помощью
компьютера. Первичным результатом испытания кинематической твердости является
зависимость нагрузки от глубины вдавливания, называемая "диаграммой вдавливания".
Процедура определения механических свойств, основанная на анализе диаграмм
вдавливания, называется "обработкой диаграмм вдавливания".
Устройство типа ABIT было разработано и используется в России. В ИЯИ Ржеж
проведена его реконструкция (используется индентор из карбида вольфрама, повышена
жесткость устройства и др.). Более подробная информация об установке и
особенностях обработки результатов испытаний представлена в отчёте [5].
Испытания на ударную вязкость проводятся для определения критической
температуры хрупкости материалов ТК. Испытания стандартных реконструированных
образцов Шарпи выполнены в соответствии с требованиями ГОСТ 9454 и чешского
нормативного документа ČSN EN 10045-1. Для испытаний в ИЯИ Ржеж использовался
дистанционный маятниковый копер RKP450 с максимальной запасенной энергией 300
Дж. Скорость молота в момент удара составляла 5,23 м/с.
Температурные зависимости ударной вязкости в соответствии с рекомендациями
2 были аппроксимированы функцией гиперболического тангенса следующего вида:
 T  T0  
 A B  
KCV , ПР,% ВИ  
 
  1  tanh 
 2  
 C 
(1),
где KCV – ударная вязкость (удельная работа разрушения), ПР – поперечное
расширение, ВИ – волокнистость излома, Т – температура испытаний, А, В, С и Т0 –
постоянные данных зависимостей, где Т0 – температура, соответствующая значению
A B
данного параметра, равного
, и С – параметр, характеризующий наклон
2
температурной зависимости данного параметра.
Ударная вязкость USE на верхнем шельфе сериальных кривых Шарпи определялась
как среднее значение для образцов, которые имели полностью вязкий излом.
Параметры Т0 и С определялись методом наименьших квадратов для случая
нелинейной зависимости.
Критическая температура хрупкости материала в исходном ТКИ (облученном – TкF)
состоянии определялась в соответствии с требованиями НД [2]. Критическая
температура в соответствии с подходом ASTM определяется только по одному
критерию- для значения работы разрушения KV, равной 41 Дж. Сдвиг критической
температуры хрупкости вследствие облучения определялся по формуле (п.8.1.1 [2]):
ΔTF = TкF - ТКИ (2).
Испытания
на
вязкость
разрушения
проводятся
для
определения
упругопластического эквивалента критического коэффициента интенсивности
напряжений KJc и референсной температуры Т0. Образцы Шарпи стандартного размера
с наведенной усталостной трещиной для испытания на трехточечный изгиб были
реконструированы из центральных вставок (10мм × 10мм × 13,65мм ) с помощью
электронной лучевой сварки с выполнением требований стандарта ASTM E 1253-99 [6].
Трещина была выращена после реконструкции образцов, т.е. в их облученном
состоянии.
Испытания проводились в ИЯИ Ржеж на испытательной машине INSTRON 1342 в
соответствии с требованиями ASTM E 1921-05 и ГОСT 25.506-85. Детальная обработка
результатов испытаний была проведена в соответствии с ASTM E 1921-05 для
определения справочной/референсной температуры Т0 (по методу Мастер кривой).
Результаты испытаний ОС.
Испытания на растяжение. Определение механических свойств материалов всех ОС
проводились двумя методами: испытания на растяжение (контрольные образцы- в
исходном состоянии); методом кинематического вдавливания ABIT (для ОС в
исходном и облученном состояниях). Сопоставлены для исходных материалов
результаты по обоим методам. Хорошее согласование данных послужило основанием
для использования метода кинематического вдавливания для определения
механических свойств облученных ОС. Ниже в качестве типичного примера приведены
результаты испытаний на растяжение и методом ABIT материала сварного шва № 3 КР
РАЭС-3: значения механических свойств материалов ОС в исходном состоянии (по
результатам испытаний и из паспорта на корпус реактора) и для облученных ОС
(табл.4).
Таблица 4
Механические свойства металла сварного шва № 3 КР РАЭС-3
в исходном и облученном состояниях
Флюенс,
н/м2
0
0
Методика
RР0.2,
МПа
Rm,
МПа
A5 ,%
Z, %
ПАСПОРТ
519
648
23,8
72
Растяжение
525
625
25,2
72,9
543
647
АBIT
574
688
Прирост
32
41
Прирост значений пределов текучести и прочности после облучения до флюенса
~4.1022 н.м-2 невелик для всех исследованных материалов и согласуется с уровнем
изменений для материалов КР ВВЭР-1000, полученных при испытаниях на растяжение
по Стандартной программе ОС.
3,9 ·1022
Испытания на ударную вязкость. Результаты испытаний на ударную вязкость для
всех материалов ОС обобщены в табл. 5 и на рис. 2.
Таблица 5
Результаты испытаний на ударную вязкость ОС контейнера 1EU
Энергоблок
Материал
ХАЭС-2
OM
ХАЭС-2
MШ
РАЭС-3
МШ
РАЭС-4
МШ
ЗАЭС-6
МШ
Ф,
ТKF,
oC
ТKFASTM
oC
TПР,
oC
TВИ,
oC
KCVmax,
Дж/см2
3,8
-68,2
-74,6
-56,5
-40,7
230,0
3,8
-44,7
-50,3
-34,8
-26,5
181,9
3,90
-69,5
-68,0
-52,9
-47,4
161,6
3,90
-44,1
-42,5
-29,9
-23,2
170,3
4,00
-63,1
-61,6
-45,8
-38,6
153,6
1022 нейтр/м2
Рис. 2. Сравнение температурных зависимостей ударной вязкости
ОС контейнера 1EU после облучения
Анализ полученных результатов испытаний образцов Шарпи показывает, что:
- все материалы облучены нейтронами с практически одинаковым флюенсом около 4.1022 н.м-2;
- при построении сериальной кривой Шарпи по результатам испытаний основного
металла наблюдается больший разброс, чем в случае испытаний образцов из
металла швов;
- вид и ход температурных зависимостей ударной вязкости основного металла
(ХАЭС-2 /OM) и материалов сварных швов идентичны;
значения ударной вязкости на верхней полке металла сварных швов гораздо (на
20 – 40 %) ниже, чем у основного металла;
- ударная вязкость на верхней полке металла швов и основного металла остается
достаточно высокой после накопленных флюенсов нейтронов.
Из таблицы 5 следует, что условие TВИ - ТKF  30°C выполняется для всех
исследованных материалов, что подтверждает достоверность определения значений
критической температуры хрупкости ТKF по результатам испытаний в соответствии с
требованиями [2]. Представленные в табл.5 данные свидетельствуют о заметном
экспериментальном отличии в разности (TKFASTM - ТKF) для основного металла и
металла сварного шва КР блока №2 ХАЭС (ТKF выше TKFASTM на 6°C). Для материала
сварных швов КР блоков №№ 3,4 РАЭС и № 6 ЗАЭС эта разность имеет другой знак,
составляет около 1,5°C, что находится в пределах погрешности определения значений
критических температур хрупкости. Полученные в рамках ИПОС первые результаты не
дают основания для заключения о преимуществе метода ASTM для определения ТKF.
-
Испытания на вязкость разрушения. Результаты обобщены в табл. 6 и на рис.3.
Таблица 6
Результаты испытаний на статическую вязкость разрушения ОС контейнера 1EU
Корпус реактора
Материал
Ф,
1022 нейтр/м2
T0, oC
ХАЭС-2 основной металл
3,8
-107,5
ХАЭС-2 металл шва
3,8
-57,8
РАЭС-3 металл шва
3,9
-85,2
РАЭС-4 металл шва
3,9
-69,1
ЗАЭС-6 металл шва
4,0
-92,1
Рис. 3. Сравнение температурных зависимостей вязкости разрушения
ОС контейнера 1EU после облучения
Анализ полученных результатов на вязкость разрушения (трещиностойкость)
показывает, что:
- все материалы облучены нейтронами с практически одинаковым
флюенсом –около 4.1022 н.м-2;
- значения референсной температуры Т0 обоснованы для всех испытанных
материалов (ni 1);
- результаты испытаний основного металла (ХАЭС-2) имеют больший разброс,
чем результаты испытаний образцов из металла швов;
- существует большой разброс значений референсной температуры Т0 между
материалами сварных швов; значения температуры Т0 для металла сварных
швов выше, чем для основного металла (ХАЭС-2 /OM).
Сравнение сдвигов критических температур ТKF и Т0. Согласно требований п.7.7.5
ПН АЭ Г-7-008-89 [1], в контейнере 1EU установлены ОС (среди них образцы для
определения вязкости разрушения или критического раскрытия трещины) в количестве,
«чтобы имелась возможность четкого установления зависимости измеряемых
характеристик от флюенса нейтронов». В Нормах расчета на прочность [2] определен
подход к экспериментальному определению исходных и после определенных периодов
облучения характеристик ударной вязкости по образцам Шарпи, определению сдвига
критической температуры хрупкости вследствие влияния облучения (разд.8 [1]) и
нормативные зависимости (тренды) «сдвиг критической температуры хрупкости Т F флюенс нейтронов» для различных материалов КР (основного металла, сварных швов и
зоны термического влияния).
С одной стороны, в документах [1,2] отсутствуют требования к необходимости
определения сдвига справочной (референсной) температуры вязкости разрушения Т 0 и
необходимости определения коэффициента радиационного охрупчивания АF по
результатам испытаний на трещиностойкость. С другой стороны, возможность
использования радиационного и температурного сдвигов Т0 рассматривалась и
продолжает находиться в поле зрения исследователей, изучающих изменение под
облучением свойств материалов корпусов реакторов типа ВВЭР и PWR, организацийпроектантов реакторов новых поколений с проектным сроком службы 60 лет и
регулирующих органов стран, в которых эксплуатируются АЭС, по следующим
причинам:
 в начале работ по контролю состояния материалов КР по программам ОС
предполагалось, что сдвиги температур ТK и T0 должны адекватно
(согласованно) отражать изменение характеристик охрупчивания и
трещиностойкости в диапазоне проектных радиационных нагрузок на
облучаемые элементы корпусов;
 в соответствии с п.5.8.1.4 [2], основными характеристиками материала,
используемыми в расчете на сопротивление хрупкому разрушению (основном расчете,
подтверждающем возможность безопасной эксплуатации корпуса), являются
критический коэффициент интенсивности напряжений К 1с (определяемый
корректировкой по результатам испытаний образцов СОD) или непосредственно по
результатам испытаний на внецентренное растяжение облученных образцов типа СТ0,5; кроме того, взаимосвязь между результатами на ударную вязкость отражена в НД
[2] требованием к построению температурных зависимостей К1с в координатах (Т - ТK);
 результаты
использования
метода
Мастер
кривой
при
анализе
экспериментальных результатов испытаний на вязкость разрушения свидетельствуют
об излишней консервативности оценки работоспособности КР на основе использования
результатов на ударную вязкость и соответствующих нормативных подходов [2].
Следовательно, существует необходимость в работах по обоснованию использования
результатов испытаний на трещиностойкость в корректировке нормативных
требований к оценке радиационной повреждаемости материалов КР ВВЭР и PWR.
В табл.7 обобщена информация об изменении критических значений ТKF и T0 после
облучения ОС КР Украины в контейнере 1EU.
Таблица 7
Сдвиги температур TK и T0 исследованных материалов
Блок,
TKИ,
TKF,
T0(исх),
T0 (обл)
ΔТ0,
ΔTF,
o
o
o
o
o
o
C
C
C
C
C
C
материал
ХАЭС-2
-116,1
-107,5
-80,5
-68,2
8,6
12,3
ОМ
ХАЭС-2
-91,7
-57,8
-60
-44,7
33,9
15,3
МШ
РАЭС-3
-120
-85,2
-75,4
-69,5
34,8
5,9
МШ
РАЭС-4
-90,7
-69,1
-48,3
-44,1
21,6
4,2
МШ
ЗАЭС-6
-115,2
-92,1
-66,3
-63,1
23,1
3,1
МШ
Из анализа данных табл.7 следует, что для основного металла ХАЭС-2 значения
ΔТ0 и ΔTF удовлетворительно согласуются (ΔТ0 на 3,7°C меньше ΔTF, в то время как
для материалов всех сварных швов значения ΔТ0 в 2 и более раз превышают сдвиги
критической температуры хрупкости TKF, определенные по результатам испытаний на
ударный изгиб). Для металла сварного шва КР ХАЭС-2 сдвиги ΔТ0 и ΔTF составляют
33,9 и 15,3°C, соответственно.
Если при сравнительном анализе полученных результатов испытаний ОС разными
методами принять одинаковую нормативную зависимость из [2]
ΔТ = AF (Ф)1/3 (3),
расчетные коэффициенты радиационного охрупчивания AF по ударному изгибу и
трещиностойкости металла сварного шва
ХАЭС-2 равны 10,7°C и 23°C,
соответственно. Аналогичный расчет по результатам испытаний основного металла
ХАЭС-2 дает близкие значения AF - 8,6°C (по ударному изгибу) и 6°C (по
трещиностойкости). Соответственно, для металла трех остальных швов разница в
значениях AF значительна (в 5 - 7 раз).
Сравнение результатов испытаний ОС по Интегральной и Стандартной
программам. Выгрузки ОС по Стандартной программе были осуществлены из корпусов
реакторов энергоблоков № 6 ЗАЭС и № 3 РАЭС. Сравнение результатов испытаний ОС
из контейнера 1EU с экспериментальными результатами испытаний материалов
сварных швов на ударную вязкость по Стандартной программе ОС, выполненных по
ОС трех выгрузок из реактора блока № 3 РАЭС в РНЦ «Курчатовский институт» [7,8] и
первой выгрузки из реактора блока № 6 ЗАЭС в ИЯИ НАНУ [9], представлены в табл.
8. Значение АF определяется из формулы (3).
Из данных табл. 8 следует, что сдвиг критической температуры хрупкости ΔTF для
материалов сварных швов КР ЗАЭС-6 и РАЭС-3 при флюенсах ~4.1022 н.м-2
существенно ниже данных [7-9], полученных при реализации Стандартной программы
ОС и которые используются в настоящее время при оценке прогнозирования
работоспособности этих блоков.
Результаты испытаний исходных и облученных (до флюенса ~4,1022 н.м-2 по ИПОС)
материалов сварных швов КР блоков ЗАЭС-6 и РАЭС-3 на вязкость разрушения
представлены в табл. 9.
Таблица 8
Сравнение результатов испытаний ИПОС на ударную вязкость с данными
отчетов ИЯИ НАНУ и РНЦ «Курчатовский институт» для МШ ЗАЭС-6, РАЭС-3
Блок
АЭС
Источник
ИПОС
[9]
ИПОС
[7,8]
ЗАЭС6
РАЭС3
Примечания.
Исходные
образцы
Кол-во ТKИ,
°C
15
-66,2
12
-62,0
15
-75,4
15
-68,0
Облученные образцы
Кол-во
12
12
12
12
Флюенс,
1022 н·м-2
~4
~4
3,9
3,9
ΔTF АF,
, °C °C
3,1 ~21)
21,2 142)
5,9 ~41)
19
122)
TK,
°C
-63,1
-40,8
-69,5
-49
1. Значения АF по результатам ИПОС получены из соотношения (3).
2. Консервативные значения АF для МШ ЗАЭС-6 и РАЭС-3 представляют
собой результаты обработки данных испытаний соответствующих материалов
на ударный изгиб из отчетов [7-9] по 95%-й огибающей линии регрессии
температурной зависимости ΔTF от флюенса.
Таблица 9
Сравнение результатов ИПОС по трещиностойкости с данными отчетов ИЯИ
НАНУ и РНЦ «Курчатовский институт» для ОС металла сварных швов корпусов
реакторов ЗАЭС-6, РАЭС-3
Блок
АЭС
ЗАЭС-6
РАЭС-3
Исходные
Источн.
образцы
Кол-во
ТОисх,
°C
ИПОС
15
-115,2
[27]
8
-129
ИПОС
15
-120
[25, 26]
12
-167
Облученные образцы
Кол-во
12
6
12
Расчет
Флюенс,
1022 н·м-2
~4
~4
3,9
3,9
TОобл,
°C
-92
-112
-85.2
-126
ΔT0,
°C
23,2
173)
34,8
413)
АF01),
°C
14,7
10,7
~22
~262)
.
Примечания.
1. В таблице АF0 – коэффициент радиационного охрупчивания получен при
использовании нормативной зависимости вида (3) для оценки результатов
испытаний на трещиностойкость.
2. Коэффициент АF0~26°C определен по 95%-й огибающей линии регрессии
экспериментальной температурной зависимости ΔT0 от флюенса, полученной с
использованием реконструированных образцов (не менее 12-ти в группе) [10]
(испытания исходных и облученных материалов всех трех выгрузок выполнены в
РНЦ КИ).
3. Результаты по ΔT0 для металла швов ЗАЭС-6 и РАЭС-3 получены расчетом по
консервативным температурным зависимостям из отчетов [7-9] (на основе 95%-х
огибающих линий регрессии ΔT0 от флюенса).
Для ОС МШ корпуса реактора блока ЗАЭС-6 можно отметить следующее:
 значение референсной температуры T0 = -115,2°C по ИПОС в исходном
состоянии материала шва выше, чем по стандартной программе T0 = -129°C;
 значение ΔT0=23,2°C по ИПОС выше, чем расчетная величина ΔT0=17°C,
определенная для флюенса ~4.1022 н.м-2 по результатам Стандартной программы.
Для ОС МШ корпуса реактора блока РАЭС-3:
● значение референсной температуры T0 = -120°C по ИПОС в исходном состоянии
материала шва выше, чем по стандартной программе T0 = -167°C;
 значение ΔT0=34,8°C по ИПОС близко (но несколько ниже) расчетного значения
ΔT0=41°C, определенного для флюенса ~4.1022 н.м-2 по результатам Стандартной
программы.
Данные, приведенные в табл.8 и 9, показывают возможность и целесообразность
сравнения результатов испытаний материалов КР действующих энергоблоков,
выполненных по Стандартной и Интегральной программам. Результаты испытаний ОС
по первому этапу недостаточны ещё для формирования кардинальных выводов. Однако
не вызывает сомнений необходимость дальнейшей работы в этом направлении на
последующих этапах выполнения ИПОС. Это позволит проводить обработку
результатов испытаний с обоснованной погрешностью и получать зависимости
изменения свойств металла вследствие облучения с большей достоверностью.
Результаты работ по ИПОС могут быть использованы для корректировки подходов (в
том числе нормативных) по оценке целостности КР ВВЭР -1000 и обоснования срока
безопасной эксплуатации КР Украины.
Выводы
1. Облучение образцов-свидетелей материалов корпусов реакторов энергоблоков
Украины № 2 ХАЭС, №3 и № 4 РАЭС, № 6 ЗАЭС в реакторной установке ВВЭР-1000
энергоблока № 2 АЭС Темелин, на которой имеется возможность установки ОС
напротив активной зоны, соответствует мировой практике по облучению материала
одного реактора в другой реакторной установке.
2. При облучении комплекта 1ЕU выполнены условия, предъявляемые к
облучению материала одного реактора в другой реакторной установке, и требования
ПНАЭ Г-7-008-89 и ПНАЭ Г-7-002-86 по:
 местоположению образцов-свидетелей при облучении;
 мониторингу условий облучения (температуры, флюенса);
 допустимым отклонениям по флюенсу нейтронов на образцы и их температуре
при облучении;
 количеству образцов для испытаний материала в одном состоянии.
3. Определение механических свойств пяти исходных материалов проведено на
основе стандартных испытаний на растяжение (в соответствии с требованиями ПНАЭ
Г-7-008-89 и ПНАЭ Г-7-002-86) и методом кинематического вдавливания..
Удовлетворительное согласие в полученных значениях прочностных свойств (пределов
текучести и прочности) послужило основанием для определения механических свойств
облученных образцов методом кинематического вдавливания.
Уровень изменения прочностных характеристик всех облученных материалов при
флюенсе ~4,0·1022н.м-2 незначителен и согласуется с результатами испытаний на
растяжение по Стандартной программе для материалов КР ВВЭР-1000.
4. Методы и объемы испытаний по Интегральной программе на ударную вязкость
и вязкость разрушения исходных образцов и образцов-свидетелей первого срока
выгрузки соответствуют требованиям ПНАЭГ-7-002-86 и позволили провести оценку
изменения свойств металлов корпусов реакторов энергоблоков № 2 ХАЭС, №3 и № 4
РАЭС, № 6 ЗАЭС вследствие облучения в течение 638,7 эффективных суток
нейтронами с энергией Е ≥ 0,5МэВ до флюенса ~ 4,0·1022н.м-2.
5. Результаты испытаний по Интегральной программе образцов-свидетелей
основного металла корпуса реактора энергоблока № 2 ХАЭС и металла сварного шва
корпусов реакторов энергоблоков № 2 ХАЭС, №3 и № 4 РАЭС, № 6 ЗАЭС на ударную
вязкость после облучения до флюенса ~ 4,0·10 22н.м-2 характеризуются низким уровнем
охрупчивания: сдвиги ∆TF критической температуры хрупкости TF находятся
значительно ниже нормативных температурных зависимостей ПНАЭ Г-7-002-86 от
флюенса.
6. Получены дополнительные сведения по изменению характеристик материалов
корпусов реакторов при обработке результатов испытаний на ударную вязкость и
вязкость разрушения по требованиям западных стандартов. В основном они
подтверждают низкий уровень охрупчивания основного металла корпуса реактора
энергоблока № 2 ХАЭС и металла сварного шва корпусов реакторов энергоблоков № 2
ХАЭС, №3 и № 4 РАЭС, № 6 ЗАЭС. Оценить степень консерватизма требований
нормативных документов и западных стандартов не представляется возможным из-за
малого количества данных.
7. Предварительный анализ сравнения результатов Интегральной и Стандартной
программ (на примере металла сварного шва корпусов РАЭС-3 и ЗАЭС-6) показывает
целесообразность продолжения работ в этом направлении на последующих этапах
выполнения ИПОС.
8. Впервые проведены испытания образцов-свидетелей металла корпусов
реакторов четырех энергоблоков АЭС Украины после облучения у стенки напротив
активной зоны и получены позитивные результаты по изменению свойств металла
критических элементов КР ВВЭР-1000. Для установления зависимостей изменения
свойств металла вследствие облучения, обеспечения сравнения результатов
Интегральной и Стандартной программ, оценки степени консерватизма требований
нормативных документов и западных стандартов необходимо продолжать мероприятия
по облучению образцов-свидетелей и проводить выгрузки комплектов в соответствии с
Интегральной программой.
Список литературы
1. ПНАЭ Г-7-008-89. Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и
трубопроводов атомных энергетических установок.- М., Энергоатомиздат, 1990.
2. ПНАЭ Г-7-002-87. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов
атомных энергетических установок.- М., Энергоатомиздат, 1987.
3. 10 СFR50. US CODE of FEDERAL REGULATION, Nuclear Regulatory Commission,
Part 50 – DOVESTIK LICENSING of PRODUCTION and UTILIZATION FACILITIES,
Appendix H – REACTOR VESSEL MATERIAL SURVEILLANCE PROGRAM
REQUREMENTS.
4. Интегральная программа контроля свойств металла корпусов реакторов №2 Хмельницкой АЭС, №4 и 3 Ривненской АЭС, №:6 Запорожской АЭС по образцам-свидетелям, облучаемым в условиях, воспроизводящих условия облучения облучения
стенки КР напротив активной зоны. – ГП НАЭК «Энергоатом» (Киев, Украина),
ИЯИ Ржеж (Чехия), 2006.
5. Исследование ОС контейнера 1EU после двух лет облучения, анализ и оценка
результатов испытаний: Отчет/ИЯИ Ржеж, DITI 300/316.-Ржеж, Чехия, 2008.
6. ASTM E1253. Standart Guide for Reconstitution of Irradiated Charpy- Sized Specimens.
7. Исследование 3-го комплекта ОС материалов КР блока №3 РАЭС (этап 2): Отчет/
РНЦ «Курчатовский інститут», инв. № 180-16/121, М., сентябрь 2005.
8. Исследование 3-го комплекта ОС материалов КР блока №3 РАЭС: Отчет
(заключительный)/ РНЦ «Курчатовский інститут», инв. № 180-16/214, М., декабрь
2005.
9. Испытание комплекта ОС 1-го срока освидетельствования КР блока №6 ЗАЭС:
Отчет/ИЯИ НАН Украины, ГР № 0104U008867, Киев, 2005.
10. Результаты испытаний ОС материалов КР блока №3 РАЭС: Отчет (выполнен в
рамках работ по ИПОС)/ИЯИ Украины, Киев, 2006.