Дозовые зависимости для материалов корпусов реакторов ВВЭР и их опорных конструкций

Представлены основные уравнения для расчета сопротивления хрупкому разрушению материалов КР ВВЭР. Рассмотрены основные механизмы радиационного и теплового охрупчивания материалов, применяемых для корпуса реактора (КР) ВВЭР (стали марок 15Х2МФА, 15Х2НМФА и их металл шва) и для опорных конструкций (ОК) (стали марок Ст3-сп, 09Г2С и их металл шва). Приведены основные положения для построения дозовых зависимостей и представлены различные виды дозовых зависимостей, позволяющие учитывать основные металлургические и эксплуатационные факторы, такие как содержание легирующих и примесных элементов, флюенс нейтронов, время эксплуатации и температура облучения. Представлен анализ влияния флакса нейтронов при различных доминирующих механизмах охрупчивания материалов корпусов реакторов. Рассмотрено влияние температуры облучения на вклад различных механизмов радиационного охрупчивания, характерных для материалов ОК и КР ВВЭР. 

1. ASTM E 1921-02 2002. Standard Test Method for Determination of Reference Temperature, T0, for Ferritic Steels in the Transition Range // Annual Book of ASTM Standards. – 2002. – V. 03.01.

2. Margolin B. Z., Gulenko A. G., Nikolaev V. A., Ryadkov L. N. A new engineering method for prediction of the fracture toughness temperature dependence for RPV steels // Int. J. Pres. Ves. & Piping. – 2003. – V. 80. – P. 817–829.

3. Margolin B. Z., Gulenko A. G., Fomenko V. N., Kostylev V. I. Further improvement of the Prometey model and unified curve method. Part 2. Improvement of the unified curve method // Eng. Fracture Mech. – 2018. – V. 191. – P. 383–402.

4. ГОСТ Р 59115.6–2021. Национальный стандарт Российской Федерации. Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Методы определения характеристик трещиностойкости конструкционных материалов.

5. ГОСТ Р 59115.14–2021. Национальный стандарт Российской Федерации. Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Расчет на сопротивление хрупкому разрушению корпуса водо-водяного энергетического реактора.

6. NUREG/CR-6609 U.S. Comparison of Irradiation-Induced Shifts of KJC and Charpy Impact Toughness for Reactor Pressure Vessel Steels. Nuclear Regulatory Commission FIEN Office of Nuclear Regulatory Research Washington, DC 20555-0001. Oak Ridge National Laboratory.

7. Юрченко Е. В. Исследование и прогнозирование радиационного и теплового охрупчивания материалов эксплуатируемых и перспективных корпусов реакторов ВВЭР // Автореф. дис ... канд. техн. наук, СПб, 2015. – 27 стр.

8. Margolin B. Z., Shvetsova V. A., Gulenko A. G. Radiation embrittlement modeling in multiscale approach to brittle fracture of RPV steels // Int. J. of Fracture. – 2013. – V. 179, is. 1. – P. 87–108.

9. Margolin B. Z., Shvetsova V. A., Gulenko A. G., Kostylev V. I. Prometey local approach to brittle fracture: development and application // Eng. Fracture Mech. – 2008. – V. 75. – P. 3483–3498.

10. Margolin B., Yurchenko E., Potapova V., Pechenkin V. On the Modelling of Thermal Aging through Neutron Irradiation and Annealing. Advances in Materials Science and Engineering, V. 2018, Article ID 7175083: 1–9. https://doi.org/10.1155/2018/7175083

11. Alekseenko N. N., Amaev A. D., Gorynin I. V., Nikolaev V. A. Radiation Damage of Nuclear Power Plant Pressure Vessel Steels. Am. Nucl. Soc. – La Grangeark, Illin., USA, 1997.

12. WWER-440-230 Reactor Pressure Vessel Integrity. A publication of the extrabudgetary programme on the safety of WWER and RBMK nuclear power plants. IAEA-EBP-WWER-06. IAEA, Vienna, August, 1996.

13. Ahlstrand R., Margolin B., Akbashev I., Chyrko L., Kostylev V., Yurchenko E., Piminov V., Nikolaev Yu., Koshkin V., Kharchenko V., Bukhanov V. TAREG2.01/00 project // J. Progress in Nuclear Energy. – 2012. – V. 58. – P. 52–57.

14. Hawthorne J .R. Radiation embrittlement. In: Embrittlement of engineering alloys. – New York: Academic Press, 1983.

15. M a rgolin B. Z., Yurchenko E. V., Morozov A. M., Pirogova N. E., Brumovsky M.. Analysis of a link of embrittlement mechanisms and neutron flux effect as applied to reactor pressure vessel materials of WWER // J. Nucl. Mater. – 2013. – V. 434. – P. 347–356.

16. Марголин Б.З., Юрченко Е.В. Пороговые и предельные значения концентраций примесных элементов в материале корпусов реакторов типа ВВЭР // Вопросы материаловедения. – 2015. – № 2(86). – С. 152–163.

17. Miller M.K., Rassell K.F., Kocik J., Keilova E. Embrittlement of low copper VVER 440 surveillance samples neutron-irradiated to high fuences // J. Nucl. Mater. – 2000. – V. 282. – P. 83–88.

18. Pareige P., Stoller R., Russel K., Miller M. Atom probe characterization of the microstructure of nuclear pressure vessel surveillance material after neutron irradiation and after annealing treatments // J. Nucl. Mater. – 1997. – V. 249. – P. 165–174.

19. Debarberis L., Kryukov A., Gillemot F., Acosta B., Sevini F. Semi-mechanistic analytical model for radiation embrittlement and re-embrittlement data analysis // Int J. Pressure Vessels and Piping. – 2005. – V. 82. – P. 195–200.

20. Integrated analysis of WWER-440 RPV weld re-embrittlement after annealing // L. A. Kryukov, L. Debarberis, A. Ballesteros et al. // J. Nucl. Mater. – 2012. – V. 429. – P. 190–200.

21. Ерак Д. Ю. Материаловедческое обоснование эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР за пределами проектного срока службы // Автореф. дис. ... д-ра техн. наук. – М., 2013. – 42 с.

22. Карзов Г. П., Марголин Б. З., Теплухина И. В., Пиминов В. А. Повышение безопасности эксплуатации энергетических установок типа ВВЭР на основе совершенствования стали для корпусов реакторов // Вопросы материаловедения. – 2014. – № 2(78). – С. 184–198.

23. IAEA-TECDOC-1442 / Brumovsky M. et al. Guidelines for prediction of irradiation embrittlement of operating WWER-440 reactor pressure vessels. IAEA, Vienna, 2005.

24. Гурович Б. А., Кулешова Е. А., Фролов А. С., Журко Д. А., Ерак Д. Ю., Мальцев Д. А, Комолов В. М. Структурные исследования сталей корпусов реакторов для нового поколения реакторов типа ВВЭР // ВАНТ. – 2013. – № 2(84). – C. 79–84.

25. Утевский Л. М., Гликман Е. Э. Карк Г. С. Обратимая отпускная хрупкость стали и сплавов железа. – М.: Металлургия, 1987. – 222 с.

26. Margolin B. Z., Nikolaev V. A., Yurchenko E. V., Nikola ev Yu. A., Erak D. Yu., Nikolaeva A. V.. Analysis of embrittlement of WWER-1000 RPV materials // Int. J. Pres. Ves. & Piping. – 2012. – V. 89. – P. 178–186.

27. Miller M. K., Chernobaeva A. A., Shtrombakh Ya. I., Russel K. F., Nanstad R. K., Erak D. Yu., Zabusov O. O. Evolution of the nanostructure of VVER-1000 RPV materials under neutron irradiation and post irradiation annealing // J. Nucl. Mater. – 2009. – V. 385. – P. 615–622.

28. IAEA TECDOC-1441. Effects of nickel on irradiation embrittlement of light water reactor pressure vessel steels. – IAEA. VIENNA, 2005.

29. Nikolaev Yu. Radiation Embrittlement of Cr–Ni–Mo and Cr–Mo RPV steels // Journal of ASTM International 20074 N.8, paper ID JAI 100695.

30. Kryukov A., D. Erak et al. 2002. “Extended analysis of VVER-1000 surveillance data”. Int. J. Pres. Ves. & Piping 79. – P. 661–664.

31. Williams T. J., Ellis D., English C. F., Hyde J. A model of irradiation damage in high nickel submerged arc welds // Int. J. Pres. Ves. & Piping. – 2002. – N 97. – P. 649–660.

32. Теплова Е. Д., Теплов Н. С., Мироненко Е. А. Влияние никеля и меди на тепловую хрупкость конструкционной хромомолибденовой стали // Металловедение. – № 3. – Л.: Судпромгиз, 1959. – C. 39–50.

33. Margolin B. Z., Yurchenko Е. V., Kostylev V. I., Morozov А. М., Varovin A. Ya., Rogozkin S. V., Nikitin А. А. Radiation embrittlement of support structure materials for WWER RPVs // J. Nucl. Mater. – 2018. – N 508. – P. 123–138.

34. Марголин Б. З., Юрченко Е. В., Морозов А. М., Варовин А. Я. Исследование влияния пострадиационного отжига на восстановление свойств материалов опорных конструкций корпусов реакторов ВВЭР-440. Ч. 1: Постановка задачи и результаты испытаний // Вопросы материаловедения. – 2022. – № 2(110). – С. 184–198.

35. ГОСТ Р 70414–2022. Национальный стандарт Российской Федерации. Конструкции опорные корпуса водо-водяного энергетического реактора. Расчет на прочность.

36. Николаев В. А., Рядков Л. Н. Роль спектра и плотности нейтронного потока в радиационном охрупчивании стали марки 15Х2МФА и металла ее сварных швов // Юбилейный сборник научных статей «Радиационное материаловедение и конструкционная прочность реакторных материалов». – СПб.: ФГУП ЦНИИ КМ «Прометей», 2002. – С. 178–199.

37. Stoller R. E. The effect of neutron flux on radiation-induced embrittlement in reactor pressure vessel steels // Journal of ASTM international. – 2004. – V. 1, No 4.

38. Flux effect on neutron radiation embrittlement of reactor pressure vessel steels irradiated to high fluences/ N. Soneda , K. Dohi, a K. Nishid , A. Nomoto et. al. // International Symposium FONTEVRAUD 7, Avignon, France, 26–30 September, 2010, NO07-A080-T01.

39. Chernobaeva A. A., Kryukov A. M., Amaev A. D., Erak D. Yu., Platonov P. A., Shtrombakh Y. I. The Role of Flux Effect on Radiation Embrittlement of WWER-440 Reactor Pressure Vessel Materials // Proc. Of the IAEA Technical Meeting, Gus Khrustalny, Russia, 2008. – P. 38–53.

40. EUR 21835 EN. 2005. Embrittlement and Mechanistic Interpretation of Reactor Pressure Vessel and Internal Materials, EUR 21835 EN. – P. 38–53.

41. Erak D. Yu., Gurovich B. A., Shtrombakh Y. I., Zhurko D. Degradation and recovery of mechanical properties of WWER-1000 pressure vessel materials // International Symposium FONTEVRAUD 7, Avignon, France, 26–30 September, 2010, NO12-A096-T01.

42. Eason E. D., Odette G. R., Nanstad R. K., Yamamoto T. A Physically Based Correlation of Irradiation-Induced Transition Temperature Shifts for RPV Steels // ORNL/TM-2006/530, Nov 2007.

43. Kirk M. Assessment of flux effect exhibited by IVAR database // Proc. of the IAEA Technical Meeting on Radiation embrittlement and Life Management of Reactor Pressure Vessels, Znojmo, Czech Republic, 18–22 October, 2010.

44. Williams T. On the Differences and Commonalities // Western’ RPV steel embrittlement data after MTR or NPP irradiation. PAMELA Workshop, Mol, September 19–21, 2011.

45. Платонов П. А., Штромбах Я. И., Николаев Ю. А. Анализ состояния металла корпусов действующих реакторов // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. – 2002. – №6 (82). – С. 3–12.

46. Кулешова Е. А., Гурович Б. А., Штромбах Я. И., Фролов А. С., Федотова С. В., Мальцев Д. А., Крикун Е. В., Журко Д. А., Чернобаева А. А. Эволюция структуры и свойств стали 15Х2НМФАА КР ВВЭР-1000 под воздействием низкотемпературного облучения // Материалы 14 междунар. конф. «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС» – Мейнстрим-2016. 6–10 июня 2016 г., Зеленогорск, Санкт-Петербург.