Скачать презентацию
Идет загрузка презентации. Пожалуйста, подождите
Презентация была опубликована 11 лет назад пользователемwww.ulniti.ru
1 1 International Workshop Influence of Atomic Displacement Rate on Radiation-Induced Ageing of Power Reactor Components: Experimental and Modeling (October 3-7, Ulyanovsk, Ulyanovsk State University) ЭКСПЕРИМЕНТ ПО УТОЧНЕНИЮ КИНЕТИКИ РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ МЕТАЛЛА НА ТОЛЩИНЕ КОРПУСА РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000 И ВВЭР-1500 ДЛЯ УТОЧНЕНИЯ СТЕПЕНИ КОНСЕРВАТИЗМА ПРОЕКТНЫХ РЕШЕНИЙ В.Н. Голованов, В.М. Раецкий ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР» EXPERIMENTAL VALIDATION OF THE RADIATION KINETICS OF METAL EMBRITTLEMENT OVER THE THICKNESS OF THE VVER-1000 AND VVER-1500 REACTOR VESSELS TO SPECIFY THE CONSERVATISM DEGREE OF THE PROJECT SOLUTIONS Доклад был представлен на МНТК-2005 (ISTC-2005) мая 2005, г. Подольск
2 2 Цели выступления Objects of report Представить: 1. результаты, подтверждающие значимость радиационно- стимулированного старения материалов корпусов ВВЭР в снижении радиационного ресурса; 2. характеристики стенда КОРПУС, обеспечивающие проведение представительных экспериментов по теме Совещания; 3. схемы экспериментов по влиянию плотности потока реакторных излучений на состояние металла. To present: 1. results confirming the importance radiation-induced of Ageing of materials of ring VVER in decrease of a radiating resource; 2. characteristics of the KORPUS facility ensuring realization of representative experiments on a subject of Workshop; 3. schemes of experiments on influence of density of a flow реакторных of radiations on condition of metal.
3 3 Влияние характеристик реакторных излучений Influence of reactor irradiation characteristics Различные компоненты реакторного излучения стимулируют: распад (старение) твёрдых растворов; создание и отжиг радиационных дефектов. Интенсивность и состав потока излучений изменяется на толщине корпуса реактора на толщине блока образцов. Этот эффект используется в модельных эффектах. Different components of reactor irradiation stimulate: decomposition (ageing) of solid solutions; generation and annealing of radiation defects. The intensity and composition of the emission flux over the reactor vessel thickness over the block of specimens thickness. This effect is used in the model experiments.
4 4 Распад твёрдых растворов Decomposition of solid solutions Е = А(P 0, F, Т обл, Cu) + В(…)th{[T T 0 (P 0, F, Т обл, Cu)] / С(…)}, где А, В, Т 0, С – параметры, зависящие от содержания фосфора Р, флюенса нейтронов F = ft, температуры облучения Т обл и содержания меди Cu; Т – темпера- тура испытания (parameters dependent on the content of phosphorus Р, fluence of neutrons F, temperature of irradiation Т ir, content of cuprum Cu, Т - temperature of test). Основной эффект описывается (линии) при учёте зависимости параметров (the main effect is described accounting the dependence of parameters (lines)): А = А 0 + k а Р 0 {1 –exp[–Fνexp(–Q/kT)]} и Т 0 = Т 0 + k t Р 0 {1 – exp[-Fνexp(–Q/kT)]}. Сборник тезисов докладов МНТК ФГУП ОКБ «Гидропресс», Подольск, 2005, С Фосфор в твёрдом растворе Phosphorus in solid solution dP/dt = - aP f; P = P 0 *exp(- a f t) Фосфор на дислокациях и в комплексах Phosphorus on dislocations and in complexes P 0 – P = P 0 (1- exp(-a f t))
5 5 Составляющие ресурса основного металла для корпуса ВВЭР-1000 по сравнению с проектом Components of the base metal lifetime for the VVER-1000 vessel in comparison to the project Для конкретного корпуса ВВЭР 1 - Тк А F 3 - погрешности определения на малых сериях образцов 4 - вид зависимости от условий облучения 5 - Тк F в вершине расчётной трещины 5 For the certain VVER vessel 1 - Тc А F 3 - error for a small series of specimens 4 - kind of dependence to irradiation conditions 5 - Тк F at the peak of the calculated crack Fluence, F, sm -2
6 6 Создание и отжиг радиационных дефектов Generation and annealing of radiation defects Изменение относительной интенсивности потока частиц, создающих и отжигающих радиационные дефекты, и флакса нейтронов, Е>0,5 МэВ, проявляется в изменении вида функциональной зависимости радиационного охрупчивания в результате: а. накопления дефектов; б. распада твердого раствора. The change of relative intensity of a flux of particles generation and annealing of radiation defects, and flux of neutrons, Е> 0,5 MeVВ, is shown in change of functional dependence of radiating of metal embrittelement in result: a. accumulation of defects; b. disintegration of a solid solution.
7 7 Для конкретного корпуса ВВЭР 1 - Состояние металла. 2 - Вид зависимости от условий облучения. 3 - Влияние никеля на радиационное охрупчивание. 4 - Т kF в вершине расчётной трещины. Составляющие ресурса металла сварного шва Components of the welded joint metal lifetime For certain VVER vessel 1 - Condition of metal. 2 - Kind of dependence to the irradiation condition. 3 - Influence of nickel on the radiation embrittelement. 4 - Т kF at the peak of calculated crack/ 4 Изменение критической температуры хрупкости Т kF штатного металла сварного шва корпуса реактора ВВЭР-1000 (Ni 1,5-1,7%) при облучении образцов в стенде КОРПУС и образцов – свидетелей адекватно. Change of critical temperature Т kF of base metal brittleness of a welded joint of the VVER-1000 vessel (Ni 1,5-1,7 %) under the same irradiation of specimens in the KORPUS facility and surveillance specimens. Время эксплуатации, годы. Operating time, years Изменение Тк -Tc, 0 С
8 8 Радиационное охрупчивание штатного основного металла и металла сварного шва корпуса ВВЭР-1000 Radiation embrittlement of standard base metal and welded joint metal of the WWER-1000 vessel Сравнение нормативных требований RCC-M и ГОСТ Comparison of the RCC-M and GOST requirements - основной металл по RCC-M, base metal by RCC-M - металл сварного шва по RCC-M, welded joint metal by RCC-M - основной металл по ГОСТ , base metal by GOST - металл сварного шва по ГОСТ , base metal by GOST металл зоны термического влияния по ГОСТ HAZ metal by GOST гарантированные значения для металла сварного шва, guaranteed values for welded joint metal - гарантированные значения для основного металла. Guaranteed values for base metal Основной металл обечайки анизотропен. Эффект радиационного охрупчивания практически не зависит от ориентации образцов, вырезанных из обечаек. The shell base metal is anisotropic. The radiation embrittlement effect dos not practically depend on the specimen orientation cut off from the shell (ring).
9 9 Компоновки стенда КОРПУС The KORPUS facility arrangement Схема расположения ампул традиционной (а) и новой (б) конструкции в стенде КОРПУС Ампула - образцы стали ВВЭР по Программе реакторного материаловедения. CZR-1 и CZR-2 – образцы сталей NRI, Ржеж, Республика Чехия. Имитатор - сталь. 1 - радиационное энерговыделение, Вт/г; 2 и 3 - плотность потока нейтронов с энергией Е > 0,5 МэВ и Е > 1,0 МэВ, см -2 с -1 на рис.а для среднего слоя образцов, на рис.б для первого и 19-го слоя образцов. аб Arrangement of capsules of standard (а) and new (б) design in the KORPUS facility Capsule - specimens of VVER steel under the material science Program. CZR-1 and CZR-2 - steel specimens of NRI, Rzez, Czech Republic. Simulator - steel. 1 – radiation energy release, W/g; 2 and 3 – neutron flux density with energy Е> 0,5 MeV and Е> 1,0 MeV, cm -2 s -1 fig.а - average layer of specimens, fig.б - first and 19 th layer of specimens.
10 10 Моделирование экранирования образцами-свидетелями Modeling of screening by surveillance specimens Изменение плотности потока нейтронов (логарифм (F см 2 с) с энергией E > 0,1; 0,5; 1,0; 3,0 МэВ и радиационного энерговыделения q (логарифм q г/Вт) в ампулах 1-го, 2-го и 3-го ряда в стенде КОРПУС. Точки – результаты расчётных исследований [11, 21, 22]; Пунктирные линии – моделирование экранирования корпуса образцами–свидетелями. Change of density of the neutron flux (logarithm F· sm 2 s)) with energy E > 0,1; 0,5; 1,0; 3,0 MeV and radiating allocation of energy q (logarithm q·g/Wt) in ampoules 1, 2 and 3 number(line) in the KORPUS facility. Points - results of settlement researches [11, 21, 22]; Dotted lines - modelling of shielding of the case by the specimens-surveillance. Distance from the first layer, cm Логарифм плотности потока
11 11 Изменение логарифма плотности потока нейтронов Ф 0,1, см -2 с -1, Е>0,1 МэВ, (а, 1 4), радиационного энерговыделения q, Вт/г, (а, 5 6), и отношения Ф 0,1 /q, г см -2 с -1 Вт -1, (б) в зависимости от удаления от активной зоны и ширины водяного зазора (3 на пред.слайд) 1, 5 – 0 мм; 2, 6 – 10 мм; 3, 7 – 40 мм; 4, 8 – 75 мм. Change of the logarithm of neutron flux density Ф0,1, см -2 с -1, Е> 0,1 MeV, (a, 1 - 4), radiation energy q, Wt/g, ( a, 5 - 6), and relation Ф 0,1 /q, g sm -2 с -1 Wt -1, (б) depending on the distance from the core and width of the water gap (3 on the previous slide): 1, mm; 2, mm; 3, mm; 4, mm Distance from the core, cm Distance from the core, cm Опережение по скорости набора флюенса 6:1 Advancing in fluence achievement speed 6:1
12 12 Заключение Conclusion 1. Старение твёрдых растворов на основе металла корпусов ВВЭР стимулируется потоком реакторных излучений. Эффект сравним с эффектом от накопления радиационных дефектов. 2. Состав потока реакторных излучений влияет на соотношение вкладов старения металла и накопления радиационных дефектов. 3. На стенде КОРПУС создан широкий диапазон условий облучения для моделирования эффектов радиационного повреждения металла корпусов ВВЭР и разделения эффектов скорости повреждения, энергетического спектра и соотношения составляющих потока реакторных излучений. 1. Ageing of solid solutions based on the VVER vessel metals is stimulated by the reactor emission flux. The effect can be compared to that of the radiation defect accumulation; 2. Composition of the reactor emission flux influences greatly on the correlation of metal ageing and accumulation of radiation defects. 3. KORPUS facility provides for the wide range of irradiation conditions to simulate effects of radiation damage of the VVER vessel metal as well as damage rate effects, power spectrum and correlation of the flux components.
13 13 Схема стенда КОРПУС Стенд КОРПУС 1 - активная зона, 2 - выгородка, 3 - экран, 4 - образцы, 5 – опорная плита для установки ампул ряда, 6 - направляющие, по которым перемеща- ются опорные плиты с ампулами, 7 - ампулы 1-го типа с образцами, 8 – коммуникационные выводы от ампул 1-го типа, 9 - ампулы 2-го типа с образцами, 10 – коммуникационные выводы от ампул 2-го типа, 11 – бетонная перегородка с цилиндрической нишей, 12 - блок имитации закорпусного пространства, 13 – передвижная платформа. KORPUS facility 1 - core, 2 - partition, 3 - shield, 4 - specimens, 5 - support plate to locate a row of capsules, 6 – guides to move the support plates with capsules, 7 – 1 st type capsules with specimens, 8 – communications From the 1 st type capsules, 9 – 2 nd type capsule with specimens, 10 - communications from 2 nd type capsules, 11 - concrete partition with a cylindrical niche, 12 - block to model the out of vessel space, 13 - mobile platform. 3.1.
14 14 Ампула новой конструкции В ампуле размещается блок образцов Шарпи толщиной в 180 мм На одном уровне ампулы размещается 160 образцов Испытания прошли успешно Capsule of a new design A block of Charpy specimens 180 mm thick is located in the capsule 160 specimens are located at one capsule level The tests were successfully performed
15 15 Расположение образцов в ампуле новой конструкции Нагреватели Heaters Термопары Thermocouples Измерительный канал Measuring channel Образцы Шарпи, С Ш Образцы с трещиной, С Ш Образцы с трещиной, О М Образцы Шарпи, О М Активная зона 3.6. CORE Specimens with cracks, W M Specimens with cracks, B M Charpy specimens, W M Charpy specimens, B M
16 16 Возможная схема загрузки стенда Possible loading of the facility Три соотношения между радиационно и термически активированными процессами в металле. Ослабление радиационного повреждения по толщине блока образцов, соответствующее ослаблению на толщине корпуса ВВЭР Three relations between radiation and thermal activated processes in metal. Attenuation of radiation damage over the thickness of the block of samples corresponding to attenuation over the thickness of the WWER-1500 vessel
17 17 Перечень первоочередных работ Top-priority activities 1. Испытания образцов металла сварного шва по радиационному повреждению, соответствующему годам эксплуатации корпуса ВВЭР Моделирование эффекта экранирования корпуса образцами-cвидетелями. 3. Облучение (1 год) металла опытного корпуса реактора ВВЭР-1500 при плотности потока нейтронов (0,8 - 0,3)10 12 см -2 с -1 (F = 1, см -2, : 1). 4. Облучение (4 года) металла опытного корпуса реактора ВВЭР-1500 при плотности потока нейтронов (2,7 - 1,1)10 10 см -2 с -1 (F = 2, см -2, 1 :1 ). 5. Облучение (4 года) металла опытного корпуса реактора ВВЭР-1500 при плотности потока нейтронов (0,2 - 0,1)10 12 см -2 с -1 (F = 1, см -2, : 1) с изменённым соотношением потока нейтронов и гамма - квантов. 1. Test of welded joint metal samples based on the radiation damage corresponding to to years the VVER-1000 operation. 2. Modelling of the vessel shielding effect by surveillance specimens. 3. Irradiation (1 year) of metal of the pilot VVER-1500 vessel at a neutron flux density of ( ) cm -2 s -1 (F = cm -2, : 1). 4. Irradiation (4 years) of metal of the pilot VVER-1500 vessel at a neutron flux density of ( ) cm -2 s -1 (F = cm -2, 1 : 1). 5. Irradiation (4 years) of metal of the pilot VVER-1500 vessel at a neutron flux density of ( ) cm -2 s -1 (F = cm -2, : 1) with the changed ratio of the neutron flux and gamma-quanta.
18 18 Заключение Conclusion С использованием стенда КОРПУС в 1999 – 2004 гг. показано: 1. Штатный основной металл и штатный металл сварного шва корпусов ВВЭР-1000 при ускоренном облучении имеет ресурс по радиационному охрупчиванию, превышающий назначенный в проекте реактора ВВЭР На стенде может быть организовано опережающее (6:1, 4:1, 2:1) сопровождение эксплуатации головного реактора ВВЭР-1500 и получена представительная информация для обоснования продолжения эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР Системные исследования металла, используемые в корпусах реакторов ВВЭР-1000, ВВЭР и ВВЭР-640, и модификаций этого металла позволят определить предельный ресурс по радиационному охрупчиванию стали типа 15Х2НМФА, уточнить физические и материаловедческие модели процесса радиационного охрупчивания. Для организации исследований необходимо подготовить и выполнить Программу «Предельный радиационный ресурс основного металла и металла сварного шва стали типа 15Х2НМФА, применяемой в проектах ВВЭР-640, ВВЭР-1000, ВВЭР-1500» 1. Under the accelerated irradiation the standard base metal and standard welded joint metal of the VVER-1000 vessels have radiation embrittlement resource exceeding the design one 2. The KORPUS facility can be used for the advanced operation of the VVER-1500 reactor as well as for obtaining of the representative data to justify the prolongation of the VVER-1000 vessel operation 3. Periodical examinations of metal used in the VVER-1000, VVER-1500 and VVER-640 vessels allow the determination of the limiting radiation embrittlement resource as well as specification of the physical and material science models of the radiation embrittlement process. To perform the examination the Program Limiting radiation resource of base metal and welded joint metal 15Х2НМФА should be implemented in the VVER-640, VVER-1000 and VVER-1500 projects.
Еще похожие презентации в нашем архиве:
© 2023 MyShared Inc.
All rights reserved.