Исследование металла необлучаемого сварного шва корпуса реактора ВВЭР-440 после эксплуатации в течение 45 лет

Представлены результаты исследования механических характеристик и химического состава металла проб, вырезанных из необлучаемого сварного шва корпуса реактора ВВЭР-440 после эксплуатации в течение 45 лет. Получено расчетное распределение значений критической температуры хрупкости по толщине облучаемого сварного шва корпуса реактора ВВЭР-440 (140 мм) с учетом распределения исходных свойств, содержания фосфора и меди, а также плотности потока быстрых нейтронов по толщине шва. Учитывая, что все кольцевые сварные швы, соединяющие обечайки, в корпусе реактора типа ВВЭР-440 изготавливают по одной технологии, результаты исследования необлучаемого сварного шва можно использовать для оценки распределения свойств в облучаемом сварном шве. При этом допускается, что эффект температурного старения при температуре 270°С (при которой эксплуатируется необлучаемый сварной шов) невелик, и им можно пренебречь.

1. Алексеенко Н. Н., Амаев А. Д., Горынин И. В., Николаев В. А. Радиационное повреждение стали корпусов водо-водяных реакторов. – М.: Энергоатомиздат‚ 1981. – 191 c.

2. Хоуторн Дж. Р. Радиационное охрупчивание // Охрупчивание конструкционных сталей и сплавов / Под ред. К. Л. Брейента и С. К. Бенерджи / Пер. с англ. – М.: Металлургия, 1988. – С. 423–479.

3. Chernobaeva A., Shtrombah Ya., Krjukov A., Erak D., Platonov P., Nikolaev J., Krasikov E., Debarberis L., Kohopaa Y., Valo M., Vodenicharov S. Material characterisation and selection for the international research project “PRIMAVERA” // International Journal of Pressure Vessels and Piping. – 2007. – V. 84(3). – P. 151–158. https://doi.org/10.1016/j.ijpvp.2006.09.016

4. Chernobaeva A., Shulgan N., Shtromakh Ya., Titova T., Nikoalev Y., Blinova M. Mechanical properties distribution in welds and forging of VVER-1000 // ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference, July 22–26, 2007, San Antonio, Texas.

5. ГОСТ Р 50.05.12–2018 Система оценки соответствия в области использования атомной энергии. Оценка соответствия в форме контроля. Контроль радиационного охрупчивания корпуса реактора атомной станции.

6. ГОСТ 1497–84 Металлы. Методы испытаний на растяжение

7. Viehrig H.-W., Houska M., Altstadt E., Valo M. Summary of the investigations on the decommissioned WWER-440 reactor pressure vessel of the NPP Greifswald // The Thirteenth International Conference “Material Issues in Design, Manufacturing and Operation of Nuclear Power Plants Equipment”, June 2–6, 2014, St. Petersburg

8. Штромбах Я. И., Чернобаева А. А., Николаев Ю. А., Красиков Е. А. Обоснование содержания фосфора облучаемого сварного шва корпуса реактора Ровенской АЭС-1 для оценки радиационного охрупчивания // История науки и техники. – 2013. – № 8. – С. 119–130.

9. Kohopää J., Ahlstrand R. Re-embrittlement behaviour of VVER-440 reactor pressure vessel weld material after annealing // International Journal of Pressure Vessels and Piping 2000. – N 77. – P. 575–584.

10. Марголин Б. З., Юрченко Е. В., Морозов А. М. Пороговые и предельные значения концентраций примесных элементов в материале корпусов реакторов типа ВВЭР // Вопросы материаловедения. – 2016. – №2 (86). – C. 152–163.

11. Чернобаева А. А., Ерак Д. Ю., Медведев К. И., Красиков Е. А., Дадон М. В., Р е - шетников А. А., Паль Н. В., Кочкин В. Н. Исследование распределения содержания фосфора по толщине сварного соединения корпусов реакторов ВВЭР-440 // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов. – 2020. – Вып. 3. – C. 47–53.

12. K o l lu r i M., K ryu ko v A., M a gi e l s en A. J., H äh n e r P., P e t r osya n V., S e v ik ya n G., S z a r a z Z. Mechanical properties and microstructure of long term thermal aged WWER 440 RPV steel // Journal of Nuclear Materials. – 2017. – V. 486. – P. 138–147.

13. Ерак Д. Ю., Папина В. Б., Чернобаева А. А., Медведев К. И., Журко Д. А. Радиационное охрупчивание материалов корпусов ВВЭР-440 после отжига // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов. – 2017. – Вып. 2. – С. 67–78.

14. Valo M., Debarberis L., Kryukov A., Chernobaeva A. Copper and phosphorus effect on residual embrittlement of irradiated model alloys and RPV steels after annealing // International Journal of Pressure Vessels and Piping. – 2008. – V. 85. – P. 575–579.

15. Amaev A., Kryukov A., Levit V., Platonov P., Sokolov M. Mitigation of irradiation damage by annealing // Contribution of materials investigation to the resolution of problems encountered in pressurized water reactors, Fontevraud III, 12–16 sep. – 1994, V. 2. – P. 602–609.

16. Amaev , A. Kryukov, M. Sokolov , Recovery of the transition temperature of irradiated WWER-440 vessel metal by annealing, Radiation embrittlement of nuclear reactor pressure vessel steels, An international review (Fourth volume), ASTM STP 1170, Lendell E. Steele, Ed. – Philadelphia, 1993. – P. 369–379.

17. Krasikov E. A. Elemental analysis of the operated and decommissioned nuclear power plant reactor pressure vessel materials by optical emission spectrometer // Progress in analytical chemistry in the steel and metals industry. – Luxembourg: Office for Official Publications of the European Communities, 1996. – P. 585–589.