Розглянуто основні групи конструкційних матеріалів для ядерних енергетичних установок. Проаналізовано їх сумісність з рідкометалевими теплоносіями. Обгрунтовано способи захисту шляхом регулювання взаємних потоків масоперенесення.

Досліджено вплив режиму термообробки, структури та властивостей матеріалу, напрямку поширення тріщин, температури, параметрів циклу навантаження та корозійно-активного середовища на циклічну тріщиностійкість хромонікелевих аустенітних нержавіючих сталей трубопроводу Ду-500, головної запірної засувки ГЗЗ Ду-500 і колектора парогенератора ПГВ-1000У. Показано, що сильніше на швидкість росту тріщин впливають вода високих параметрів, асиметрія циклу та температура. Металографічними та електронно-фрактографічними методами виявлено особливості втомного руйнування сталей у повітрі та воді високих параметрів. З використанням власних і узагальненням відомих результатів запропоновано розрахункові залежності для визначення швидкості росту втомних тріщин. Ці залежності зіставлено з розрахунковими кривими нормативної документації (M-02-91) і Коду ASME та рекомендовано для їх коригування.

Изложены новые сведения о жаропрочности ванадия и малолегированных (до 15 at.%) сплавов на его основе в условиях длительного (до 5000 h) высокотемпературного (193...1173 К) воздействия вакуума, гелия, расплавов лития и натрия, моделирующих реакторные теплоносители (10 Pa). Проанализирована кинетика фазовых превращений в сплавах систем V - Zr - C, V - Nb - Zr - C, V - Mo - Zr - C, V - Ti - O в процессе длительного старения под напряжением. Установлена многостадийность дораспада твердого раствора и его интенсификация под воздействием напряжений. Построены соответствующие изотермические диаграммы распада сплава ВЦУ (V - Zr - C). Даны рекомендации относительно выбора легирующих элементов с целью повышения жаропрочности ванадия и ванадиевых сплавов реакторного назначения; разработаны новые сплавы на базе систем V - Ti -O, V - Nb - Zr, V -Ta -Hf, V - Cr - Sc, V - Cr - Nd. Новый способ упрочняющей химико-термической обработки ванадий-титановых сплавов с использованием кислорода воздуха нашел применение при опытно-конструкторских разработках высокотемпературных ядерных установок.

Узагальнено дані щодо вибору конструкційних матеріалів для енергетичних установок та зміни їх властивостей під час тривалої експлуатації. Розглянуто проблеми впливу робочих середовищ, особливо корозійно-агресивних, температур, тисків та інших чинників на міцність і довговічність сталей і сплавів, що має важливе значення для розробки та будівництва нових енергетичних систем - парогазових турбін, реакторних блоків, геотермальних станцій. Значну увагу приділено питанням деградації матеріалів конкретних конструкційних елементів та їх експлуатаційним пошкодженням у тепловій та атомній енергетиці, особливостям проведення ремонтних робіт і визначення залишкового ресурсу матеріалів елементів першого контуру, парогенераторів реакторів типу PWR, робочого тракту реакторів типу BWR, елементів котельного обладнання теплових електростанцій, парових турбін тощо.

Обобщены данные относительно выбора конструкционных материалов для энергетических установок и изменения их свойств во время продолжительной эксплуатации. Рассмотрены вопросы влияния рабочей среды, особенно коррозионно-агрессивной, температур, давлений и других факторов на прочность и долголетие сталей и сплавов, что имеет важное значение при разработке и строительстве новых энергетических систем - парогазовых турбин, реакторных блоков, геотермальных станций. Значительное внимание уделено проблемам деградации материалов конкретных конструкционных элементов и их эксплуатационным поломкам в тепловой и атомной энергетике, особенностям проведения ремонтных работ и определения остаточного ресурса материалов элементов первого контура, парогенераторов реакторов типа PWR, рабочего тракта реакторов типа BWR, элементов котельного оборудования тепловых электростанций, паровых турбин и др.

Наведено дані про виробництво електроенергії на АЕС в Україні та різних країнах. Описано конструкцію реакторних установок та визначено їх плановий ресурс, проаналізовано вплив експлуатаційних середовищ на міцність, несучу здатність та довговічність матеріалів для виготовлення реакторів, трубопроводів, парогенераторів з застосуванням методів механіки матеріалів. Висвітлено проблеми технічної діагностики цілісності конструкцій та продовження їх ресурсу.

Приведены данные о производстве электроэнергии на АЭС в Украине и разных странах. Представлена конструкция реакторных установок и определен их плановый ресурс, проанализировано влияние эксплуатационных сред на прочность, несущую способность и долговечность материалов для изготовления реакторов, трубопроводов, парогенераторов с применением методов механики материалов. Освещены проблемы технической диагностики целостности конструкций и продления их ресурса.

Обобщены результаты теоретических и экспериментальных исследований эволюции структурного состояния и композиционного состава основных конституционных материалов ядерной энергетики под облучением. Рассмотрена связь данных процессов с радиационной стойкостью облучаемых материалов. Описаны первичные процессы радиационной повреждаемости материалов при облучении, проанализированы данные о химических составах ряда материалов, используемых в активных зонах и для корпусов реакторов. Предложены методики изучения микроструктурной эволюции.

Проаналізовано вплив бору та технологічних факторів виробництва на формування структури, корозійної стійкості, механічних, технологічних і службових властивостей у конструкційних матеріалах для атомної енергетики.

Індекс рубрикатора НБУВ: К222.234.106.22 + З46-034

Рубрики:

Міцність сталі для енергетичного обладнання

Ядерні реактори. Реакторобудування

Шифр НБУВ: Ж61773 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Узагальнено експериментальні дані про малоциклову довговічність сталі 22К і її зварних швів - матеріалів, з яких виготовлені сепаратори пари АЕС з реакторами РБМК-1000. Експериментальні дані порівняно з нормативною залежністю для вуглецевих сталей за діючим документом ПНАЕ Г-7-002-86. Показано, що коефіцієнти запасу під час оцінки циклічної міцності сепаратора із сталі 22К забезпечуються. Тому термін служби устаткування АЕС першого покоління з реакторами РБМК-1000, виготовленого із сталі 22К, продовжено на 15 років.

Рассмотрены механизмы радиационного повреждения конструкционных материалов ядерной энергетики и проблемы разработки радиационно-стойких материалов для эксплуатируемых и перспективных ядерных реакторов (ЯР) новых поколений. Анализ состояния и перспектива решения проблемы показывают, что, несмотря на значительные усилия исследователей во всех странах мира, экономически необходимые уровни эксплуатации существующих ЯР до сих пор не достигнуты. Это в значительной степени определяется недостаточной радиационной стойкостью основных конструкционных материалов существующих ядерных установок - нержавеющих сталей различных классов и циркониевых сплавов. Ключевой проблемой в материаловедческом обеспечении современной ядерной энергетики и энергетики будущего является изучение микроструктурной эволюции и ее влияния на деградацию исходных физико-механических характеристик.

Установлено можливість розвитку технологічних дефектів (тріщин) у цирконієвих виробах під час тривалого зберігання до встановлення в реактор під дією залишкових напружень і водню. Розглянуто умови зберігання після експлуатації цирконієвих виробів активних зон реакторів на теплових нейтронах у воді басейнів витримки при реакторах і в сховищах відпрацьованого ядерного палива і показано можливість подальшого наводнювання цих виробів під час зберігання. Досліджено вплив водню, поглинутого під час зберігання, на тріщиностійкість цирконієвих виробів і розвиток в них дефектів внаслідок сповільненого гідридного розтріскування.

Приведены результаты исследований и разработки конструкционных материалов (КМ) для элементов оборудования ядерно-энергетических установок. Показано, что развитие ядерной энергетики в значительной степени зависит от разработок перспективных КМ для реакторов нового поколения и усовершенствования материалов эксплуатируемых ядерно-энергетических установок. Представлены результаты исследований химического состава, структуры и механических свойств слитков сплава Zr1Nb, полученных методом двойного вакуумно-дугового переплава расходуемых электродов, составленных из тройной шихты. Изготовлена и исследована опытно-промышленная партия трэкс- и твэльних труб из сплава Zr1Nb для реакторов типа ВВЭР. Приведены данные об уровне чистоты металлов, полученных различными физическими методами, на основании проведенных разработок и реализации высокоэффективных методов рафинирования. Применение высокочистых металлов в качестве исходных компонентов КМ ядерно-энергетических установок в значительной степени определяет дальнейшее развитие ядерной энергетики: циркониевые сплавы и гафний повышенной чистоты необходимы для усовершенствования тепловыделяющих сборок и систем управления и защиты реакторов действующих АЭС; корпусные стали повышенной чистоты обеспечат увеличение ресурса, надежность и безопасность работы корпусов реакторов; новые высокотемпературные, коррозионно- и радиационно-стойкие конструкционные материалы - основа элементов конструкций реакторов нового поколения, обеспечивающие их высокие эксплуатационные характеристики.

  Скачати повний текст

Удосконалено методи розрахунку повзучості та тривалої міцності елементів конструкцій за рахунок створення нового методу щодо визначення впливу теплової та радіаційної повзучості на коливання та стійкість конструкцій у разі змушеного відхилення у "малому" від основного стану. Запропоновано методи для числового розрахунку, які базуються на методі скінченних елементів і спільному розв'язанні початково-крайових задач повзучості у "основному" стані та коливанні й стійкості зрівноваженого стану конструктивних елементів за збуреного загального стану. Наведено програмні розробки щодо визначення впливу теплової та радіаційної повзучості на коливання та стійкість тонкостінних елементів конструкцій, розрахункові схеми яких відповідають уточненим стрижневим моделям. Вперше визначено якісні та кількісні закономірності впливу терморадіаційної та динамічної повзучості стрижневих елементів конструкцій, а також встановлено зміни у їх спектрі частот і межі критичних сил втрати стійкості. Одержано важливі оцінки безпеки транспортування та збереження металокерамічних контейнерів-упаковок з радіоактивними відходами, які проектуються у Національному науковому центрі "Харківський фізико-технічний інститут".

Досліджено роль нелінійних взаємозв'язків точкових і протяжних дефектів у зміні швидкості повзучості, яку змодельовано у межах механізму ковзання дислокацій, лімітованого їх переповзанням з урахуванням здатності ковзаючої дислокації захоплювати точкові дефекти та їх малі скупчення. Наведено результаи дослідження нелінійної системи рівнянь, яка описує розвиток повзучості як діаграми станів і фазових портретів. Досліджено зміну діаграми станів і фазових портретів моделі залежно від умов опромінювання, властивостей зразка та його початкового стану. Одержано всі якісно різні фазові портрети, які відображають динаміку повзучості матеріалу під опроміненням. Визначено властиві моделі біфуркації та зміни швидкості повзучості, що відбуваються за цього. Знайдено можливі стаціонарні режими повзучості. У межах бар'єрного механізму радіаційного зміцнення розглянуто вплив комплексів, утворених точковими дефектами й атомами домішки, на величину приросту межі плинності. Визначено критичні значення параметрів системи, за яких встановлюється просторово-періодичний розподіл точкових дефектів.

Обгрунтовано шляхи розв'язання проблеми розробки фізико-технологічних засад створення нових конструкційних матеріалів для ядерно-енергетичних установок нового покоління. З метою вирішення даної проблеми використано високо чисті метали, одержані методами дистиляції, сублімації та електронно-променевої плавки у високому та надвисокому вакуумі. Сформульовано фізико-технологічні закономірності рафінування та встановлено взаємозв'язок між парціальним тиском залишкових газів і ступенем частоти матеріалу у процесі його плавки у вакуумі. Створено комплексну технологію рафінування та одержано метали Zr, Hf, Fe, Ni, Sc, Mn, Cu високої чистоти. З застосуванням одержаних високочистих компонентів виплавлено нікелевий сплав типу Хастелой, з якого виготовлено конструкційний матеріал дл роботи в рідинносольовому реакторі. Проведено корозійні випробування сплаву в розплавах фторидів солей цирконію та натрію за умов опромінювання електронами та без опромінювання. Досліджено властивості сплаву до та після опромінювання. Вивчено вплив частоти вихідних і легуючих компонентів на властивості високотемпературних надпровідних з'єднань, що синтезуються. Визначено засоби оптимізації складу та умов термообробки надпровідних керамік у вакуумі та контрольованих середовищах. Досліджено вплив тривалого пропускання електричного струму за різних температур і часу витримки на зміну електрофізичних характеристик високотемпературних надпровідних керамік різного складу.

Викладено загальні наукові підходи щодо оцінки конструкційної міцності матеріалів і ресурсу та їх застосування для вирішення проблем забезпечення безпечної експлуатації і продовження терміну служби відповідальних елементів обладнання АЕС. Проаналізовано вплив газоподібного водню на тріщиностійкість мартенситних корозійнотривких сталей, температури на механічні та теплофізичні характеристики сталі 10Х12Г14СН4ЮМ (ЕП 838У). Проведено експериментально-аналітичну оцінку межі втоми сталей фазно-механічним підходом, оцінку експлуатаційної деградації металу на основі томографічних зображень. Описано методи оцінки надійності роботи елементів конструкцій з продовженим терміном служби, працюючих за нестаціонарної навантаженості та значному ресурсі. Розглянуто питання моделювання деформування і руйнування теплостійкої сталі після попереднього термомеханічного навантаження.

Изложены общие научные подходы по оценке конструкционной прочности материалов, ресурса и их применения для решения проблем обеспечения безопасной эксплуатации и продолжения срока службы ответственных элементов оборудования АЭС. Проанализированы влияние газообразного водорода на трещиноустойчивость мартенситных коррозионнопрочных сталей, температуры на механические и теплофизические характеристики стали 10Х12Г14СН4ЮМ (ЭП 838У). Проведены экспериментально-аналитическая оценка границы утомляемости сталей фазно-механическим подходом, оценка эксплуатационной деградации металла на основе томографических изображений. Описаны методы оценки надежности работы элементов конструкций с продленным сроком службы, работающих при нестационарной нагрузке и значительном ресурсе. Рассмотрены вопросы моделирования деформирования и разрушения теплоустойчивой стали после предварительной термомеханической нагрузки.

Розроблено та досліджено новий технологічний процес виготовлення пластин з гафнію виробництва України, які відповідають вимогам ядерної енергетики. Одержано дослідну партію пластин з гафнію для використання у системах управління та захисту ядерних реакторів. Розроблено технології підготовки металевого гафнію до деформації, різноспрямованого гарячого кування, багатоступеневої деформації холодною та гарячою прокаткою, оптимізації структури проміжними та завершальним відпалами, запропоновано систему контролю якості виробів. Виконано необхідні розрахунки для оптимізації деформації прокаткою. Кожний етап виготовлення пластин експериментально обгрунтовано шляхом дослідження хімічного складу, структури, текстури, механічних і фізичних властивостей з використаням сучасних приладів і методик. Досліджено характеристики гафнію різного структурного стану за різних умов випробування. Визначено умови формування високоякісних виробів з гафнію ядерного призначення. Наведено результати вивчення фізико-механічних властивостей полі- та монокристалічного гафнію за умов низьких температур.

Изучены факторы, определяющие общие требования к свойствам конструкционных материалов основного оборудования ядерно-энергетических установок. Известно, что все радиационные явления, протекающие в топливных и конструкционных материалах при облучении приводят к деградации их исходных физико-механических свойств. Разработанные на сегодня мировым сообществом сплавы циркония по сочетанию ядерных (особенно "нейтронной прозрачности"), физико-химических и механических характеристик являются идеальным конструкционным материалом. Применение других материалов (стали, титана, алюминия) в активной зоне ВВЭР (реактор с водой под давлением) в настоящее время не реально, поскольку они характеризуются большим, чем цирконий, сечением захвата тепловых нейтронов (стали, титан), что потребует для сохранения энергетических параметров реактора существенного увеличения степени обогащения топлива, а это экономически крайне не выгодно. Использование алюминия в ВВЭР невозможно из-за высоких температур эксплуатации.

Выгородка ядерного реактора подвержена высоким дозам радиационного облучения, приводящим к ее заметному деформированию и смыканию зазора между выгородкой и стенкой шахты. Это влечет за собой изменение теплообмена в активной зоне, последствия которого могут быть опасны с точки зрения нарушения температурного режима работы реактора. Для оценки радиационного распухания выгородки создана двухмерная конечно-элементная модель, в которой использовались отработанные в ИЭС им. Е. О. Патона НАН Украины расчетные алгоритмы, где в качестве радиационного распухания задавались изотропные объемные деформации. Модель нелинейно учитывает зависимость радиационного распухания материала выгородки от температуры облучения, напряженного состояния и пластических деформаций. В модели описано изменение предела текучести материала стенки сварной шахты как функция температуры облучения и накопленной радиационной дозы. После 25 лет эксплуатации реактора максимальное значение деформаций распухания в материале выгородки составляет 1,3 %, после 40 лет - 1,8, после 60 лет - 3,7. Максимальные радиальные перемещения внешней поверхности выгородки в процессе эксплуатации реактора составляют 11,2 мм после 25 лет, 12,9 мм после 40 лет, 16,1 мм после 60 лет. В более консервативной модели, не учитывающей историю накопления объемных деформаций, за 60 лет эксплуатации выгородка распухает на 26 %, что соответствует еще большим радиальным перемещениям внешней поверхности выгородки наружу. Результаты по распуханию и радиальным деформациям выгородки, полученные с учетом напряженного состояния, свидетельствуют о возможном контакте выгородки со сварной стенкой шахты в течение эк

сплуатации реактора. Такой контакт может сильно повлиять на напряженно-деформированное состояние сварной конструкции шахты, поэтому требует более детального изучения.