СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ МЕТОДИКИ РАСЧЕТА …mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/files/2014/... · ОКБ «ГИДРОПРЕСС» ФГУП ЦНИИ КМ «Прометей»

СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ МЕТОДИКИ РАСЧЕТА

ПРОЧНОСТИ И ОСТАТОЧНОГО РЕСУРСА

ВНУТРИКОРПУСНЫХ УСТРОЙСТВ ВВЭР-1000 ПРИ

ПРОДЛЕНИИ СРОКА ЭКСПЛУАТАЦИИ ДО 60 ЛЕТ

Девятая международная научно-техническая конференция

«Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики»

21-23 мая, 2014

г. Москва

Б.З. Марголин, В.А. Федорова, А.А. Сорокин, А.И. Минкин

ФГУП «ЦНИИ КМ «Прометей», Санкт-Петербург

В.А. Пиминов, В.В. Евдокименко

ОАО «ОКБ ГИДРОПРЕСС», Подольск

В.Г. Васильев

ОАО «Концерн «Росэнергоатом», Москва

Докладчик: Б.З. Марголин

ФГУП ЦНИИ КМ «Прометей», Санкт-Петербург, Россия 2

ВНУТРИКОРПУСНЫЕ УСТРОЙСТВА РЕАКТОРА ВВЭР-1000

Блок

защитных

труб

Шахта

внутрикорпусная

Корпус

реактора

Выгородка

Материал:

аустенитная сталь 08Х18Н10Т

Шахта внутрикорпусная:Обеспечивает проектное

размещение и ориентирование

хвостовиков ТВС в фиксированных

ячейках днища, распределение

теплоносителя на входе в активную

зону и на выходе из реактора.

Выгородка:Обеспечивает железоводную защиту

корпуса реактора от потока

нейтронов

Блок защитных труб (БЗТ):Обеспечивает размещение и защиту

от динамического воздействия

потока теплоносителя органов

регулирования и сборок

внутриреакторных детекторов.


БЛОК ЗАЩИТНЫХ ТРУБ

Блок защитных труб

обеспечивает размещение и

защиту от динамического

воздействия потока

теплоносителя органов

регулирования и сборок

внутриреакторных детекторов.


ШАХТА ВНУТРИКОРПУСНАЯ

Шахта внутрикорпусная обеспечивает:

проектное размещение и ориентирование

хвостовиков ТВС в фиксированных

ячейках днища, распределение

теплоносителя на входе в активную зону и

на выходе из реактора


ВЫГОРОДКА РЕАКТОРА ТИПА ВВЭР-1000

Выгородка:

обеспечивает железоводную защиту

корпуса реактора от потока

нейтронов

Внутренний контур выгородки

выполнен в соответствии с наружным

контуром сечения активной зоны с

конструктивным зазором между гранями

выгородки и дистанционирующими

решетками периферийных ТВС.

В кольцах выгородки выполнены

продольные каналы, через которые

проходит теплоноситель, охлаждающий

металл выгородки. Выгородка

устанавливается в корпус и выгружается

из корпуса совместно с шахтой, выемка

выгородки в течение ее срока службы из

шахты не предусматривается.


КОРПУС РЕАКТОРА С УСТАНОВЛЕННЫМИ

ШАХТОЙ И ВЫГОРОДКОЙ


РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ПОВРЕЖДАЮЩЕЙ ДОЗЫ В ВЫГОРОДКЕ ПОСЛЕ 30 ЛЕТ ЭКСПЛУАТАЦИИ ВВЭР-1000

Расчет выполнен

ОКБ «ГИДРОПРЕСС»


РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ТЕМПЕРАТУРЫ В ВЫГОРОДКЕ ПРИ СТАЦИОНАРНОМ РЕЖИМЕ РАБОТЫ ВВЭР-1000

Расчет выполнен

ОКБ «ГИДРОПРЕСС»


ОСНОВНЫЕ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫЕ ФАКТОРЫ,

ВЛИЯЮЩИЕ НА РАБОТОСПОСОБНОСТЬ ВКУ

Материал ВКУ - сталь Х18Н10Т

Нейтронное облучение +

-излучение

Теплоноситель I контура

Нагружение за счет разогрева и

расхолаживания реактора

трещиностойкость усталость в коррозионной

среде

коррозионное растрескивание

радиационное распухание

+радиационная

ползучесть

вибрация+

износ


ОСНОВНЫЕ ФАКТОРЫ, ОКАЗЫВАЮЩИЕ ВЛИЯНИЕ НА ЭЛЕМЕНТЫ ВКУ

1. Нейтронное облучение

Максимальная скорость набора повреждающей дозы

2. Температура

Максимальная температура облучения T400 °C (за счет -разогрева)

(температура теплоносителя I контура 290 320 °C)

3. Напряжения, вызванные градиентом температуры и распухания

4. Напряжения, вызванные динамическим нагружением ВКУ при

землетрясениях и других авариях

5. Изменение геометрических размеров элементов ВКУ вследствие

радиационного распухания и радиационной ползучести

6. Водная среда теплоносителя I контура

Градиент распуханияНапряжения

Градиент T Градиент D

год

сна2)-(1,7

dt

dD


МЕТОДИКИ ОЦЕНКИ ПРОЧНОСТИ И РАБОТОСПОСОБНОСТИ

ВКУ ВВЭР-1000, РАЗРАБОТАННЫЕ ДО 2012г


ЗАДАЧИ ПО СОВЕРШЕНСТВОВАНИЮ МЕТОДИКИ

• Экспериментально подтвердить до повреждающей дозы 150 сназависимости физико-механических свойств для материала ВКУ.

• Обоснование и уточнение влияния напряжений на темпрадиационного распухания.

• Ввести учет влияния радиационного распухания на прочность,пластичность и трещиностойкость материалов ВКУ, а также насопротивление зарождению и росту трещины по механизмуусталости.

• Откорректировать и обосновать подход к оценке коррозионногорастрескивания материала ВКУ при облучении в реакторах типаВВЭР.

• Ввести процедуру, позволяющую снизить консерватизм оценкирадиационного распухания и формоизменения для элементов ВКУконкретного энергоблока по результатам измерения геометрии еговыгородки.

• Ввести учет формирования зон с предельным охрупчиванием,обусловленным радиационным распуханием, приводящим кфазовому γ→α-превращению и/или катастрофическому снижениютрещиностойкости.

• Ввести учет возможного подроста трещин в элементах ВКУ на фонерадиационной ползучести.


ИССЛЕДОВАНИЯ МЕТАЛЛА ЭЛЕМЕНТОВ БОКОВОГО

ОТРАЖАТЕЛЯ РЕАКТОРА БОР-60 (СБОРКИ Э-65 и БМ-7) И

МЕТАЛЛА ЧЕХЛА КНИ РЕАКТОРА ВВЭР

Верификация зависимостей физико-механических свойств

проводилась на базе исследования металла экранных сборок Э-65 и

БМ-7 бокового отражателя БОР-60, изготовленных из стали 12Х18Н10Т.

Сборка БМ-7 бокового отражателя БОР-60 была облучена

до доз 30-46 сна при Т=320-450°С в процессе эксплуатации в составе

реактора в течение 15 лет.

Сборка Э-65 бокового отражателя БОР-60 была облучена

до доз 100-150 сна при Т=320-370°С в процессе эксплуатации в составе

реактора в течение 41 года.

Чехол КНИ эксплуатировался в реакторе ВВЭР-1000 в течение

3 кампаний. Набранная доза составила 11-14 сна.



ОТРАЖАТЕЛЯ Э-65 И БМ-7 РЕАКТОРА БОР-60

x2

x1

x2

x1

x4

Схема разрезки стержней бокового отражателя БМ-7



ОТРАЖАТЕЛЯ Э-65 И БМ-7 РЕАКТОРА БОР-60

Схема разрезки сердечника бокового отражателя Э-65

x2

x1


ВЕРИФИКАЦИЯ ПРОГНОЗИРОВАНИЯ ВЛИЯНИЯ НЕЙТРОННОГО

ОБЛУЧЕНИЯ НА КРИТИЧЕСКУЮ ДЕФОРМАЦИЮ И СУЖЕНИЯ В ШЕЙКЕ

В ОТСУТСТВИЕ РАСПУХАНИЯ

0,5

0

f

f D)]0,37exp([10,41ε

Δε

0,5

0

f

f D)]0,37exp([10,52ε

Δε

Аппроксимация относительного снижения критической деформации для

консервативности выполнена для Тисп = 290-350 С:

100%1lnεf

, - Tисп=20ºC

- Tисп=80ºC

, - Tисп=290ºC

0 10 20 30 40 50 80 120 160

F, dpa

0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

Z, %

Нормативная кривая

TACISСборка

Э-65

Сталь Х18Н10Т

D, сна

Ψ,

%

0 10 20 30 40 50 80 120 160

F, dpa

0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

Z, %

Нормативная кривая

TACIS

Металл шва

D, сна

Ψ,

%



ОБЛУЧЕНИЯ НА ПРЕДЕЛ ТЕКУЧЕСТИ В ОТСУТСТВИЕ РАСПУХАНИЯ

0 40 80 120 160Доза D, сна

0

0.4

0.8

1.2

0,2A

0 10 20 30 40 50Доза D, сна

0

0.4

0.8

1.2

0,2A

Сталь Х18Н10Т Металл шва

– экспериментальные данные, полученные в рамках проекта TACIS;

- данные по металлу сборки Э-182;


– экспериментальные данные, полученные в рамках проекта TACIS;



ОБЛУЧЕНИЯ НА ТРЕЩИНОСТОЙКОСТЬ МАТЕРИАЛА ВКУ

В ОТСУТСТВИЕ РАСПУХАНИЯ

D0,3-exp0,90,1ζ0,27DJ обл

flowОМ

обл

c D0,3-exp0,90,1ζ0,19DJ обл

flowМШ

обл

c

,, – экспериментальные данные по сталям типа Х18Н9 и Х18Н10Т;

- данные по металлу сборки БМ-7;


,, – экспериментальные данные по металлу шва для сталей типа Х18Н9 и

Х18Н10Т;

0 10 20 30 40 50 110 120 130 140 150

D, сна

0

50

100

150

200

250

300

350

400

Jc,

Н/мм

Сталь Х18Н10Т

Медианная зависимость

Нормативная зависимость

0 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50

D, сна

0

50

100

150

200

250

300

350

400

Jc,

Н/мм

Металл шва




10 20 30 40

K, МПам

1E-011

1E-010

1E-009

1E-008

1E-007

1E-006

da/d

N, м

/цикл

10 20 30 40

K, МПам

1E-011

1E-010

1E-009

1E-008

1E-007

1E-006

da/d

N, м

/цикл


ОБЛУЧЕНИЯ НА СКОРОСТЬ РОСТА УСТАЛОСТНОЙ ТРЕЩИНЫ

Без распухания С распуханием

Вывод: в отсутствие распухание скорость

роста усталостной трещины в облученном

материале ВКУ не превышает нормативной

кривой, полученной для материала в

исходном состоянии

Вывод: распухание увеличивает скорость

роста трещины по отношению к исходному

состоянию

- S=3,0%

- S=3,8%

- S=3,5%

- S=1%

- S=0,6%

- S=0,3%

- S=0,3%

Нормативная кривая Нормативная кривая

3,3

0,25

12

R1

ΔK105,2

dN

dl

3,3

0,25

12

SR1

ΔK105,2ω

dN

dlw

где ωSw – параметр, описывающий ускорение

роста трещины при распухании


ВЛИЯНИЕ РАСПУХАНИЯ НА СКОРОСТЬ РОСТА

УСТАЛОСТНОЙ ТРЕЩИНЫ

Увеличение скорости роста усталостной

трещины при распухании может быть

описано

m/2

0S

f

0S

flow

0S

f

0S

flow

0S

0SS

εζ

εζ

dN

dl

(dl/dN)ω

w

- металл сборки БМ-7 (D=30-46 сна)

- металл сборки Э-65 (D=100-150 сна)

где m степенной показатель в уравнении

Пэриса, m = 3,3; flow = (0,2 + в)/2

1,652/3

SS1

S1Sω

w

Зная влияние распухания на прочность и пластичность материала ВКУ,

параметр ωSw записывается как:

0,67S6,55-expS где

0 1 2 3 4 5

Распухание S,%

0

1

2

3

4

5

S

w

Нет влияния распухания

Зависимость для МШ

(Нормативная кривая)

Расчет для Э-65

Расчет для БМ-7


РАДИАЦИОННОЕ РАСПУХАНИЕ


1. Температурно-дозовая зависимость распухания описывается уравнением:

ТЕМПЕРАТУРНО-ДОЗОВАЯ ЗАВИСИМОСТЬ РАСПУХАНИЯ

СТАЛИ Х18Н10Т

2.На основании обработки большого количества экспериментальных данныхбыли получены следующие коэффициенты температурно-дозовоймедианной зависимости распухания:

])T-(Texp[-rDCV

VS 2

maxоблn

D0

n = 1,88; Tmax = 470 C; СD = 1,035 · 104; r = 1,825 · 104 1/ С2

1 10 100

Повреждающая доза F, сна

0.01

0.1

1

10

100

S0/e

xp

(-1,8

25. 1

0-4(T

-470)2

), % сна/год 40,2

dt

dD

сна/год 205dt

dD

Х18Н10Т

P=0.95P=0.95

Повреждающая доза D, сна

P=0.5

-40 -20 0 20 40

Координата по высоте АЗ, мм

0

2

4

6

8

10

Распухание

S,%

Сборка Э-65


1) Знак напряжений не влияет на распухание, а влияет только интенсивность напряжений

Как сжимающие, так и растягивающие напряжения стимулируют распухание, что приводит к увеличению напряжений в конструкции –

положительная обратная связь

2) Знак напряжений влияет на распухание

Сжимающие напряжения замедляют темп распухания, растягивающие – приводят к увеличению темпа распухания

Напряжения приводят к уменьшению градиента распухания в конструкции и, следовательно, к уменьшению напряжений –

отрицательная обратная связь

Задача: определить влияния различных типов напряженного

состояния на радиационное распухание.

ВЛИЯНИЯ ЗНАКА НАПРЯЖЕНИЙ НА РАСПУХАНИЕ С ТОЧКИ

ЗРЕНИЯ ПОЛЕЙ НАПРЯЖЕНИЙ В ЭЛЕМЕНТАХ ВКУ

Существует две гипотезы:


МОДЕЛИРОВАНИЕ РАСПУХАНИЯ ПРИ РАЗЛИЧНЫХ ТИПАХ

НАПРЯЖЕННОГО СОСТОЯНИЯ:

,SSP1SS 0eff0

Sσ = S – S0;

σeff – эффективное напряжение:

,σηση)(1σ eqmeff

σm – гидростатическое напряжение;

σeq – интенсивность напряжений;

коэффициент η = 0,15;

P = 8 · 103 МПа1

ΔSσ/ΔS0 отношение приращения распухания, обусловленного

напряжением, к приращению свободного распухания

-40 0 40 80

eff , MPa

-1

0

1

2

S

S0

Экспериментальные данные из работы

M.M. Hall, J.E. Flinn, Journal of Nuclear

Materials, 396(2010).

PPВнутреннее и

внешнее

давление

D ≈ 10 - 37 сна


0 30 60 90 120 150 180

Угол, °С

-2

-1

0

1

2

Перемещение выгородки

UR, мм

0

30

60

90

120

150

180

-4 -2 0 2

Перемещения UR рассчитаны и измереныотносительно перемещения , осредненногопо окружности выгородки.

РАСПРЕДЕЛЕНИЕ РАДИАЛЬНЫХ ПЕРЕМЕЩЕНИЙ ВЫГОРОДКИ ПО

ОКРУЖНОСТИ В СЕЧЕНИИ С МАКСИМАЛЬНЫМ РАСПУХАНИЕМ

- результаты измерения

- расчет в трехмерной постановке

Сечение выгородки

U


1. Проводится расчетный анализ формоизменения выгородки (рассматривается 1/12 частьвыгородки) в трехмерной постановке для момента времени, соответствующего времениэксплуатации выбранного энергоблока на момент измерения геометрии его выгородки

2. Для высоты h, соответствующей максимальному формоизменению, определяютсярасчетные расстояния от центральной оси выгородки до каждого ребра 1/12 частисечения выгородки, ограниченной плоскостями симметрии, где i – номер ребра

3. На базе значений определяется расчетное среднеинтегральное расстояние отцентральной оси до ребер выгородки

4. Для высоты h проводится измерение фактической геометрии выгородки выбранного

энергоблока и определяются фактические расстояния rизм от центральной оси выгородкидо каждого еѐ ребра.

5. Проводится осреднение результатов измерения по 12 сегментам

6. На базе осредненных фактических значений определяется фактическоесреднеинтегральное расстояние от центральной оси до ребер выгородки

ПРОЦЕДУРА УТОЧНЕНИЯ ЗАВИСИМОСТИ РАСПУХАНИЯ НА

ОСНОВАНИИ РЕЗУЛЬТАТОВ ИЗМЕРЕНИЯ ГЕОМЕТРИИ

ВЫГОРОДКИ РЕАКТОРА

расч

iR

0..8i ,rL

1R

L

1j

изм

ij

изм

i

90

R12R6

R

N

2i

расч

i

расч

1расч

90

R12R6

R

N

2i

изм

i

изм

1изм

расч

iR


7. Для выгородки сравнивается расчетное и фактическое перемещение ее реберотносительно среднеинтегрального значения и вычисляется среднеквадратичноеотклонение

8. При заданных результатах фактического измерения варьированием коэффициента сD взависимости радиационного распухания для расчетного анализа формоизмененияподбирается такая зависимость радиационного распухания, чтобы

ПРОЦЕДУРА УТОЧНЕНИЯ ЗАВИСИМОСТИ РАСПУХАНИЯ НА

ОСНОВАНИИ РЕЗУЛЬТАТОВ ИЗМЕРЕНИЯ ГЕОМЕТРИИ

ВЫГОРОДКИ РЕАКТОРА

N

1i

2расчрасч

i

измизм

i RRRRδ

minδ


ВЛИЯНИЕ РАДИАЦИОННОГО РАСПУХАНИЯ

НА СВОЙСТВА МАТЕРИАЛОВ ВКУ


ВЛИЯНИЕ ТЕМПЕРАТУРЫ ОБЛУЧЕНИЯ НА

ПРЕДЕЛ ТЕКУЧЕСТИ И ПРЕДЕЛ ПРОЧНОСТИ

;

A 1 v

eff

Основная причина влияния температуры облучения напредел текучести (σ0,2 ) и предел прочности (σв) – это распухание

облvиспeff0,2облисп0,2 T D,A 1D ,ТТ D, ,Т

облvиспeffвблоиспв T D,A 1D ,ТТ D, ,Т

где σeff - напряжения, действующие на образец за вычетом пор, возникающих при распухании

;S1

SA

2/3

v

– относительная площадь вакансионных пор;

S – радиационное распухание.

vA

Тобл:

320 – 340 °C;

400 – 450 °C.

0 100 200 300 400 500

Ttest, °С

0

150

600

700

800

900

1000

Y,

MP

a

- с распуханием,

- без распухания,

-eff

0,2ζ

Тисп,°С

σ0,2,

МП

а

0 100 200 300 400 500

Ttest, °С

0

150

600

700

800

900

1000

u

l, M

Pa

- с распуханием,

- без распухания,

-eff

вσ

Тисп,°С

σв, М

Па


ВЛИЯНИЕ РАСПУХАНИЯ НА КРИТИЧЕСКУЮ ДЕФОРМАЦИЮ

ОБРАЗЦОВ НА РАСТЯЖЕНИЕ С РАЗЛИЧНОЙ ТРЕХОСНОСТЬЮ

- гладкие образцы на растяжение;

- образцы на растяжение с кольцевым концентратором.

0 1 2 3 4 5 6

Распухание S, %

0

0.1

0.2

0.3

0.4

0.5

0.6

0.7

0.8

0.9

f

0 1 2 3 4 5 6

Распухание S, %

0

0.1

0.2

0.3

0.4

0.5

0.6

0.7

0.8

0.9

f

Сборка БМ-7 Сборка Э-65


ЗАВИСИМОСТЬ ТРЕЩИНОСТОЙКОСТИ ОТ РАСПУХАНИЯ

0 1 2 3 4 5 6


0

10

20

30

40

50

60

J c, Н

/мм

- данные по металлу БМ-7 (D=30-46 сна);

- данные по металлу Э-65 (D=100-150 сна);

- расчет по модели для БМ-7;

- расчет по модели для Э-65;

- нормативная кривая.

2/3

J0SccS1

S1(S)JJ

)S6,94exp(S19,031(S) 0,865

J

Нормативная зависимость для описания снижения трещиностойкости от распухания:

где

0 10 20 30 40 50 110 120 130 140 150

D, сна

0

50

100

150

200

250

300

350

400

Jc,

Н/мм




ВЛИЯНИЕ РАДИАЦИОННОГО РАСПУХАНИЯ

НА ОХРУПЧИВАНИЕ МАТЕРИАЛОВ ВКУ

33CRISM “Prometey”, Saint-Petersburg, Russia

0 100 200 300 400 500

0

0.4

0.8

1.2

1.6

fВЛИЯНИЕ РАСПУХАНИЯ НА ДЕФОРМАЦИЮ РАЗРУШЕНИЯ

типичное поведение

металла при вязком

разрушении

Scrit ≈ 7%

S ≥ Scrit

Ttest, 0C

поведение типичное для ОЦК

металла, имеющего хрупко-

вязкий переход

Необходимо подчеркнуть:

все образцы были облучены при одной и той же дозе

z1

1lnf

z – область сужения

S < Scrit

Ttest, 0C

S = 0%

S ≈ 4-6%

необлученные

облученныеS ≈ 8- 13%


ЗАВИСИМОСТЬ ТРЕЩИНОСТОЙКОСТИ ОТ РАСПУХАНИЯ

- данные по металлу БМ-7

(D=30-46 сна)

- данные по металлу Э-65

(D=100-150 сна)

- расчет по модели для БМ-7

- расчет по модели для Э-65

- нормативная кривая

0 1 2 3 4 5 6


0

10

20

30

40

50

60

J c, Н

/мм

Scrit

Исходя из полученных данных по влиянию распухания на

трещиностойкость величина критического значения распухания для

зоны предельного охрупчивания (ЗПО) была снижена:

Scrit = 5%


Зона предельного охрупчивания (ЗПО) – это область элемента ВКУ, котораяотвечает следующим условиям:

- область ограничена одной или несколькими замкнутыми поверхностями, длякаждой точки которых значение дозы D и температуры облучения Тобл

соответствуют зависимости Dкрит(Tобл);- для всех точек внутри ЗПО значения дозы D и температуры облучения Тобл лежат

ниже этой зависимости.

В зоне предельного охрупчивания постулируется трещиноподобный дефект.

Начальные размеры дефекта a0 и c0 определяются согласно соответствующейпроцедуре.

2c0

2a0

Области для которых

D(Tобл) < Dкрит(Tобл)ЗПО

D(Tобл) ≥ Dкрит(Tобл)

Область вне ЗПО

D(Tобл) < Dкрит(Tобл)

Постулируемый

трещиноподобный дефект

ОПРЕДЕЛЕНИЕ ЗОНЫ

ПРЕДЕЛЬНОГО ОХРУПЧИВАНИЯ МАТЕРИАЛА


КОРРОЗИОННОЕ РАСТРЕСКИВАНИЕ

ОБЛУЧЕННЫХ АУСТЕНИТНЫХ СТАЛЕЙ


ПРЕДПОСЫЛКИМЕЖЗЕРЕННОЕ РАЗРУШЕНИЕ ОБЛУЧЕННЫХ АУСТЕНИТНЫХ

СТАЛЕЙ В ОБЕСКИСЛОРОЖЕННОЙ РЕАКТОРНОЙ ВОДЕ

МЕЖЗЕРЕННОЕ

РАЗРУШЕНИЕ

, - температура испытаний Tисп=340оС;

- Tисп=290оС


ПРЕДПОСЫЛКИПерераспределение химических элементов в процессе облучения, изменение механических свойств и сопротивление коррозионному

растрескиванию металла ВКУ

Коррозионно-механическая прочность падает с увеличением повреждающей дозы, что обусловлено непрерывным перераспределением основных легирующих и примесных элементов

0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100

Доза, сна

0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

Напряжение,

MП

a

вода PWR290-340oC

thSCC

=443*exp[-2.76*10-2(F-3)] +217

Увеличение повреждающей дозы D> 20 сна не приводит к изменению характеристик сопротивления деформированию и разрушению при отсутствии распухания (процесс упрочнения достиг насыщения)

+Hv

Отно

си

тел

ьн

ое

изм

ен

ен

ие

x|Δ

x|/x

исх

%

+ Hv

+ Ni

+ Si

- Cr

Jc, Н

/мм

σ0

,2, М

Па

Доза D, сна

Jc

σ0,2

Механизм коррозионного растрескивания облученных материалов: межзеренное проскальзывания при ползучести в условиях сильного упрочнения

тела зерна + снижение когезивной прочности границ зерен за счет перераспределения легирующих и примесных элементов под облучением


Снижение когезионной прочности границы зерна в

вершине трещины, вызванное перераспреде-

лением элементов и проникновением водорода в условиях концентрации

напряжений

СХЕМА КОРРОЗИОННОГО РАСТРЕСКИВАНИЯОБЛУЧЕННЫХ СТАЛЕЙ

Облучение

упрочнение:значительноеувеличение

предела текучести

Радиолиз теплоносителя: H2OH2, H2O2, H, OH-, H+,

HO2

Радиационная ползучесть

Перераспре-деление

легирующих элементов и

примесей

Зернограничное проскальзывание

Снижение когезионной прочности

границы зерна

Межзеренная трещиназарождается как в

коррозионной, так и в инертной среде (но

значительно дольше)

Водная средазначительно ускоряет

рост трещины

Зарождение трещины Рост трещины


1. Скорость ползучести по механизму межзеренного проскальзывания

не зависит от дозы облучения D и может быть описана уравнением

2. Критическая деформация f вследствие межзеренного проскальзывания

снижается с повышением дозы, что описывается уравнением

cgb

),texp()(c nctheq

cgb (1)

где - пороговое напряжение ползучести; eq – интенсивность

напряжений; t - время; c, n, - константы.

cth

,*)DD(expoff (2)

где - критическая деформация при D D*, D* - пороговая доза

облучения для инициации межзеренного растрескивания; - константа

of

Основываясь на положениях (1) и (2) условие разрушения

может быть записано в виде:

*)DD(exp)]texp(1[)(c o

ffnc

theq (3)

ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ МОДЕЛИ КОРРОЗИОННОГО РАСТРЕСКИВАНИЯ


Принимая, что tf = и σeq = из уравнения (3) получимIASCCth

*)DD(exp)(c o

fnc

thIASCCth

(4)

или

cth

n

1ofIASCC

th *)DD(n

expc

(5)

или

minc

min

c

max

c

IASCCth *)DD(bexp

(6)

cth

n

1ofmax

c c

c

thmin

c

nb

(7)

ОСНОВНЫЕ ЗАВИСИМОСТИ МОДЕЛИ КОРРОЗИОННОГО РАСТРЕСКИВАНИЯ

Как видно из уравнения (7), функция

не зависит от дозы облучения

n

1

fcth

IASCCth

ctheq

f)texp(1

1)t(

)t( f


ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ МОДЕЛИ ДЛЯ ПРОГНОЗИРОВАНИЯ

КОРРОЗИОННОГО РАСТРЕСКИВАНИЯ

Зависимость (tf) не зависит от дозы

нейтронного облучения:

Кривая сопротивления коррозионному растрескиванию:

th

IASCC

DD2D1D*

IASCC

max

c

min

c

( )th 1

IASCC

( )th 2

IASCC

МККР

нет МККР

*DD,D*)]b(Dexp[)( minc

minc

maxc

IASCCth

n

1

fcth

IASCCth

ctheq

f)texp(1

1)t(


Сравнение расчетной кривой с имеющимися экспериментальными данными

Данные Toivonen A. et al., 2006; Takakura K. et al., 2009;

Nishioka H. et al., 2008;Conermann J. et al., 2005; Freyer P. et al., 2007.

0 20 40 60 80 100Dose F, dpa

0

200

400

600

800

1000

1200

Str

ess

, M

Pa

PWR water290-340oC

thIASCC

=415*exp[-2.56*10-2(F-3)] +217

Доза D, сна

На

пряж

ени

я σ

, М

Па

- разрушение отсутствует

- разрушение по МККР


ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ОБОСНОВАНИЕ ЗАВИСИМОСТИ (tf)

Conermann J.et al Irradiation effects in a highly irradiated cold worked stainless steel removed from a commercial PWR//Proc. of 12th Int. Conf . on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors, USA, August 14-18, 2005. – 2005. - P. 277-287.

Takakura K., Nakata K., Kubo N., Fujimoto K., Sakima K. IASCC Evaluation Method of Irradiated Cold Worked 316SS Baffle Former Bolt in PWR Primary Water//Proc. of the ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference PVR 2009, Prague, Czech Rebulic, 2009. – PVP2009-77279

Toivonen A. et al Post-irradiation SCC investigations on highly-irradiated сore internals component materials// Proc. of6th Intern. Symp. on Contribution of Materials Investigation to Improve the Safety and Peformance of LWRs, France,Fontevraud, – 2006. - P. 567-579.

Экспериментальные данные взяты из работ:

n

1

fcth

IASCCth

ctheq

f)texp(1

1)t(

Кривая на рисунке рассчитана

по уравнению:

1 10 100 1000 10000

Time to fracture, hs

0

2

4

6

8

=

(eq

-thc

)/(

thIAS

CC-

thc)

316 Steel

- D=20 dpa - D=35 dpa

- D=40 dpa - D=70 dpa

Сталь 316

- D = 20 сна

- D = 35 сна

- D = 40 сна

- D = 70 сна

Время до разрушения, ч


ИСПЫТАНИЯ НА МЕДЛЕННОЕ ДЕФОРМИРОВАНИЕ СТАЛИ Х18Н10Т,

ОБЛУЧЕННОЙ В РЕАКТОРЕ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ БОР-60 И

КОММЕРЧЕСКОМ РЕАКТОРЕ ТИПА ВВЭР-1000

(условия испытаний, материал, образцы)

Условия испытаний: Tисп=290-320 C,

Среда: вода под давлением, имитирующая теплоноситель I контура

-17 c 102ε

Материал Тип образцов

Сталь Х18Н10Т, вырезанная из элемента

сборки Э-65 бокового отражателя

реактора БОР-60 (D=100-150 сна)

Гладкий образец на одноосное

растяжение диаметром 3 мм

Сталь Х18Н10Т, вырезанная из чехла КНИ,

после его эксплуатации в составе

реактора ВВЭР-1000 (D=11-14 сна)

Специальные образцы


Сталь Х18Н10Т, облученная в реакторе БОР-60 не обнаружила чувствительность к межкристаллитному коррозионному растрескиванию (МККР): вязкое разрушение по механизму зарождения, роста и объединения пор с высоким значением критической деформации.

Сталь Х18Н10Т, облученная в реакторе ВВЭР-1000 обнаружила чувствительность к МККР: низкая критическая деформация, фрактура зародышевой трещины имеет межзеренный характер, макротрещина в ряде образцов зародилась при напряжениях σ < σY.

Склонность к МККР для стали, облученной в реакторе ВВЭР-1000, выше, чем для стали облученной в реакторе БОР-60. Это может быть связано с большей генерацией трансмутационного Не и Н в реакторе ВВЭР-1000,а также с насыщением Н из радиолизной воды I контура.

Сопротивление коррозионному растрескиванию стали Х18Н10Т, облученной в ВВЭР очень близко к таковому для 316 стали, облученной в PWR.

1 10 100 1000 10000

Time to fracture, hs

0

2

4

6

8

10

=

(eq

-thc

)/(

thIAS

CC-

thc)

316 Steel

- F=20 dpa

- F=35 dpa

- F=40 dpa

- F=70 dpa 18Cr-10Ni-Ti

- F=11-14 dpa

316 steel

18Cr-10Ni-Ti

ИСПЫТАНИЯ НА МЕДЛЕННОЕ ДЕФОРМИРОВАНИЕ СТАЛИ

Х18Н10Т, ОБЛУЧЕННОЙ В РЕАКТОРЕ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

БОР-60 И КОММЕРЧЕСКОМ РЕАКТОРЕ ТИПА ВВЭР-1000

(результаты испытаний, выводы)


где

; ; .

Тогда скорость роста трещины можно записать в виде:

Или в инженерном виде для материалов ВКУ:

СКОРОСТЬ РОСТА ТРЕЩИНЫ НА ФОНЕ

РАДИАЦИОННОЙ ПОЛЗУЧЕСТИ

IK)SωDλ(Bdt

dl

Консервативная оценка скорости роста трещины при ползучести на конец

продленного срока эксплуатации может достигать:

м/год 103,550)101,5102,72(101,57dt

dl 3235- = 3,5·мм/год

МПа

1102,7ω ;

снаМПа

1 10 = В ; 1,23 = λгде 36-

rn

r *CAdt

dl

cc

c

c

n1

1

g

MG

n1

1

c

n1

n

2

2

r dC

1a

μ12π

2μ1A

)SωF(BK)μ(1C* 2

I

2

I

1/2

g

MG

K)SωF(B2π

d

C

2μ1

dt

dl

c

c

r n1

nn

Скорость роста трещины в аустенитных сталях по межзеренному механизму в условиях

ползучести может быть описана зависимостью:



СОДЕРЖАНИЕ МЕТОДИКИ

1. Область применения

2. Нормативные ссылки

3. Термины и определения

4. Обозначения и сокращения

5. Общие положения

6. Расчетный дефект

7. Анализ возникновения критического события «Зарождение трещины при циклическом нагружении по механизму усталости» в элементах ВКУ

8. Анализ возникновения критического события «Зарождение трещины при статическом нагружении по механизму коррозионного растрескивания» в элементах ВКУ

9. Анализ возникновения критического события «Формирование зоны с предельным охрупчиванием материала» в элементах ВКУ

10. Подрост трещины и критические события «Нестабильное развитие трещины» и «Потеря несущей способности элемента конструкции»

11. Расчет по критическому событию «Недопустимое изменение размеров элемента конструкции»

12. Анализ возникновения критического события «Исчерпание деформационной способности материала»


ПРИЛОЖЕНИЯ К МЕТОДИКЕ

Приложение А (обязательное) Механические свойства и деформационное упрочнение материала ВКУ

Приложение Б (обязательное) Расчет кривых усталости

Приложение В (обязательное) Сопротивление коррозионному растрескиванию материала ВКУ

Приложение Г (обязательное) Статическая трещиностойкость материала ВКУ

Приложение Д (обязательное) Скорость роста усталостной трещины в материале ВКУ

Приложение Е (обязательное) Скорость роста трещины при коррозионном растрескивании в материале ВКУ

Приложение Ж (обязательное) Радиационное распухание материала ВКУ

Приложение И (обязательное) Скорость радиационной ползучести материала ВКУ

Приложение К (рекомендуемое) Процедура формирования циклов при сложном нагружении

Приложение Л (обязательное) Процедура расчета референсного напряжения

Приложение М (рекомендуемое) Определяющие уравнения для расчета вязкоупругопластичеких задач МКЭ

Приложение Н (обязательное) Определение зон с предельным охрупчиванием материала

Приложение П (обязательное) Скорость роста трещины при радиационной ползучести в материале ВКУ

Приложение Р (обязательное) Определение параметра cD в зависимости радиационного распухания на базе результатов измерения геометрии выгородки ВВЭР-1000


ПРИМЕРЫ РАСЧЕТА ПРОЧНОСТИ И

РАБОТОСПОСОБНОСТИ ЭЛЕМЕНТОВ ВКУ


РАДИАЛЬНЫЕ ПЕРЕМЕЩЕНИЯ ВЫГОРОДКИ И ШАХТЫ ПРИ РАБОТЕ НА

МОЩНОСТИ (104 % NНОМ ) ПРИ МЕДИАННОМ РАСПУХАНИИ

После 55 лет эксплуатации После 60 лет эксплуатации


РАСЧЕТ ФОРМОИЗМЕНЕНИЯ ВЫГОРОДКИ И ШАХТЫОстаточные радиальные перемещения сечения выгородки и

шахты после 60 лет эксплуатации (при температуре 20 °С)

Расчетная оценка с

использованием медианныхпараметров радиационного

распухания

Выбор номинального зазора

между дистанционирующими

решетками периферийных ТВС и

выгородки происходит

после 55 лет эксплуатации


РАСЧЕТ ФОРМОИЗМЕНЕНИЯ ВЫГОРОДКИ И ШАХТЫОстаточные радиальные перемещения сечения выгородки и

шахты после 60 лет эксплуатации (при температуре 20 °С)

Расчетная оценка с

использованием

консервативныхпараметров

радиационного

распухания

(95% огибающая)

Выбор

номинального

зазора между

дистанционирующи

ми решетками

периферийных ТВС

и выгородки

происходит

после 37 лет

эксплуатации

Об

ласть

ко

нтакта

по

сл

е 6

0 л

ет


ОБРАЗОВАНИЕ ЗПО (5% РАСПУХАНИЯ) В ВЫГОРОДКЕ ВВЭР-1000

с использованием консервативных параметров радиационного распухания

После 35 лет эксплуатации После 60 лет эксплуатации

На рисунках указана деформация распухания (1/3 объемной величины распухания)


0 20 40 60 80 100

F, dpa

0

200

400

600

800

e

q,

MP

a

2173)(D102,56exp415ζ 2IASCC

th

Зарождение

трещины

Нет

зарождения

ЗАРОЖДЕНИЕ ТРЕЩИНЫ ПО МЕХАНИЗМУ КОРРОЗИОННОГО РАСТРЕСКИВАНИЯ ПОСЛЕ 50 ЛЕТ ЭКСПЛУАТАЦИИ

- расчет по медианной зависимости распухания

- расчет по 95%-огибающей распухания

- области выгородки, где возможно зарождение трещины по МККР

σ1 > 0


ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Выявлены основные механизмы радиационного повреждения,приводящие к снижению сопротивления разрушению металла ВКУпо различным механизмам.

2. Сформулированы базовые уравнения и зависимости,позволяющие определить напряженно-деформированноесостояния, прочность и долговечность элементов ВКУ с учетомосновных повреждающих факторов.

3. Проведены дополнительные исследования металла экранныхсборок бокового отражателя БМ-7 и Э-65, облученных в реакторедо максимальных доз 46 и 150 сна соответственно, а такжеметалла чехлов КНИ после их облучения в реакторе ВВЭР-1000.

4. На основании выполненных исследований откорректированынекоторые разделы методики и проведена полная верификациявсех разделов методики, касающихся физико-механическихсвойств материалов ВКУ.

5. Проведенные широкомасштабные исследования позволиливыпустить обновленную и усовершенствованную «Методикурасчета прочности и остаточного ресурса внутрикорпусныхустройств ВВЭР-1000 при продлении срока эксплуатации до 60лет» РД ЭО 1.1.2.99.0944-2013, Методика одобрена Ростехнадзороми введена в действие «Концерном «Росэнергоатом».

Documents

СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ МЕТОДИКИ РАСЧЕТА …mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/files/2014/... · ОКБ «ГИДРОПРЕСС» ФГУП ЦНИИ КМ «Прометей»