Разработка и применение методов и средств контроля состояния материалов на АЭС

  • Автор:
  • Специальность ВАК РФ: 05.04.11
  • Научная степень: Докторская
  • Год защиты: 2002
  • Место защиты: Москва
  • Количество страниц: 177 с. : ил
  • Стоимость: 250 руб.
Титульный лист Разработка и применение методов и средств контроля состояния материалов на АЭС
Оглавление Разработка и применение методов и средств контроля состояния материалов на АЭС
Содержание Разработка и применение методов и средств контроля состояния материалов на АЭС
Введение Проблемы эксплуатации АЭС, связанные со старением. 3 Необходимость контроля состояния материалов
Глава 1 Причины и механизмы старения материалов в условиях 8 эксплуатации АЭС
1.1. Радиационное охрупчивание металла корпусов ядерных 8 реакторов
1.2. Эксплуатационное повреждение металла оборудования и 13 трубопроводов первого контура
Глава 2 Безобразцовые неразрушающие методы контроля состояния 39 материалов и их пригодность, исходя из задач контроля на АЭС
2.1. Методы твердости
2.2. Кинетическое индентирование
2.3. Универсальная твердость
2.4. Корреляционная методика определения механических свойств 55 по значениям твердости по Бринеллю и Виккерсу
2.5. Феноменологическая методика представления диаграмм 55 вдавливания, получаемых методом кинетического индентирования
2.6. Использование процедуры численного моделирования методом 69 конечных элементов для интерпретации диаграмм индентирования шара
2.7. Акустико-эмиссионное кинетическое индентирование
2.8. Магнито-кинетическое индентирование
2.9. Магнито-акустическое кинетическое индентирование
2.10. Кинетическое склероскопирование
2.11. Динамическое кинетическое индентирование
2.12. Метод магнитной структуроскопии
2.13. Термоэлектрический метод
Глава 3 Разработка средств неразрушающего контроля состояния 111 материалов на АЭС
Глава 4 Разработка новой методологии контроля на основе 118 комплексного использования безобразцовых неразрушающих методов контроля
Глава 5 Примеры использования безобразцовых неразрушающих 132 методов и аппаратных средств при контроле состояния материалов на АЭС
5.1. Контроль корпусов и внутрикорпусных устройств (ВКУ) ядерных 132 реакторов
5.2. Контроль состояния трубопроводов
Выводы
Литература
Приложение
К началу нового века срок эксплуатации половины действующих атомных электростанций России составил более 20 лет, в течение которых материалы АЭС подвергались эксплуатационному старению. Под эксплуатационным старением (в дальнейшем старением) атомного энергооборудования понимают изменение свойств материалов от их исходного состояния. Причиной подобного старения являются термосиловое, радиационное и коррозионное воздействия на материалы, из которых изготовлено основное оборудование атомной станции. Знание механизмов старения материалов, применяемых в атомном
энергомашиностроении, умение оценивать изменение свойств и характеристик материалов в результате длительного срока эксплуатации обеспечивают возможность своевременного выполнения компенсирующих мероприятий по предупреждению повреждений оборудования. Она необходима для разработки процесса управления старением, который позволяет обоснованно осуществлять продление назначенного срока эксплуатации АЭС, что имеет важное экономическое и практическое значение.
С этой целью выполняют периодический анализ «слабых мест» оборудования (наиболее эксплуатационно нагруженных и подверженных максимальному радиационному и коррозионному воздействиям) с предварительной оценкой возможных механизмов старения и ситуаций, ограничивающих срок службы. Далее выбирают методы и средства неразрушающего контроля,,в наибольшей степени
> V * <•
позволяющие выявить изменение свойств материалов по основным механизмам эксплуатационного повреждения и выполняют неразрушающий контроль элементов оборудования АЭС. На основе результатов неразрушающего контроля, их обработки и анализа, проведения прочностных расчетов определяют остаточный ресурс оборудования и дают заключение о необходимости выполнения превентивных мероприятий.
Срок службы атомной станции в значительной степени определяется фактическим состоянием материалов, из которых изготовлено основное оборудование. Обоснование ресурса атомного энергооборудования производится в соответствии с «Нормами расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок» по характеристикам сопротивления

разрушению при статическом и циклическом нагружении с учетом технологических особенностей изготовления . и условий эксплуатации. При этом базовые механические свойства для расчета берутся из «Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок» (ПНАЭ Г-7-002-86) в виде гарантированных нормативных значений или значений сертификатных данных на металл контролируемого изделия. Такой подход к оценке состояния являлся бы абсолютно допустимым только в том случае, если бы материалы не меняли своих свойств в процессе эксплуатации. Однако, работа АЭС на приемлемом уровне коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) сопряжена с высокими эксплуатационными термосиловыми нагрузками, радиационным повреждением, коррозионным и коррозионномеханическим воздействиями. Это приводит к изменениям физико-механических свойств и структуры материалов, особенно в наиболее неблагоприятных зонах, где эксплуатационное воздействие максимально, что, в свою очередь, вызывает ухудшение служебных характеристик материалов по сравнению с исходным уровнем.
Для более наглядного представления причин снижения эксплуатационной надежности вследствие старения материалов обратимся к рис.1. При выбранных

Модель определения срока службы металла оборудования и трубопроводов АЭС после длительных сроков эксплуатации
I Рост дефекта за счет | длительногоэксплуатационного^ воздействия (многоцнкловая и ] шперцнкловая усталость,! Щ микроползучесть)
Рис. 1.
Рассмотрим влияние исходного напряженно-деформированного состояния материала и циклического нагружения на структурные изменения в металле шва при старении. При одном и том же температурно-временном режиме - 450°С, 520 ч, термодеформационное старение образцов по сравнению с термическим старением вызывает большие структурные изменения. Процентное содержание феррита после термодеформационного старения снижается от исходного уровня ~ 2,2% до 1,4-1,5%, в то время как после термического старения - до ~ 1,9%, см. рис.
1.14.
По проведенным исследованиям можно сделать следующие выводы:
В процессе эксплуатации длительностью 100 тысяч часов и старения при 450°С, 1500 часов в металле сварных соединений трубопроводов Ду 500 ГЦК ВВЭР-440 происходят изменения механических свойств, ударной вязкости, пластической вязкости разрушения, сопротивления малоцикловой усталости, циклической трещиностойкости, стойкости против МКК. При этом степень и характер изменения этих свойств различны, однако следует отметить незначительное изменение прочностных свойств в пределах возможного естественного разброса по свойствам сварных соединений.
Наиболее опасным проявлением деградации свойств в процессе эксплуатации является охрупчивание металла шва. Было установлено снижение ударной вязкости металла шва после 100 тысяч часов эксплуатации примерно на 20% с дальнейшей тенденцией к снижению со временем. Старение привело к снижению значений Фс более чем в 2 раза по сравнению с металлом шва после эксплуатации.
Деградация свойств металла шва и ЗТВ обусловлена структурными изменениями, заключающимися для металла шва - в распаде 5-феррита с образованием а'-фазы и выделением карбидов хрома М2зС6, а для металла околошовной зоны - в выпадении карбидов по границам зерен при термическом старении.
Таким образом, выявленные изменения структуры и механизмы старения, обусловленные длительным эксплуатационным термосиловым воздействием на металл сварных соединений главных циркуляционных трубопроводов ВВЭР-440, позволяют обоснованно выбрать методы и средства эксплуатационного периодического контроля. На всех этапах исследования степени эксплуатационного старения проводились измерения следующими

Рекомендуемые диссертации данного раздела