Сравнение эффективности низкотемпературных термического и радиационно-термического отжигов корпуса реактора

Проведено сопоставление влияния двух типов пострадиационных низкотемпературных отжигов корпусов водо-водяных реакторов: термического отжига (ТО) и радиационно-термического отжига (РТО). ТО – это отжиг ранее облученного металла за счет нагрева корпуса неработающего реактора до температуры, превышающей температуру облучения при эксплуатации; РТО – это отжиг за счет кратковременного дополнительного облучения корпуса реактора при температуре, превышающей температуру облучения при эксплуатации. Представлены экспериментальные результаты по трещиностойкости, механическим свойствам и микротвердости для корпусной реакторной стали марки 15Х2МФА-А в различных состояниях: исходном, после нейтронного облучения, после нейтронного облучения и последующего ТО и после нейтронного облучения и последующего РТО.
В результате проведения ТО и РТО определены коэффициенты восстановления предела текучести, микротвердости и референсной температуры, контролирующей трещиностойкость. Выполнено сравнение эффективности ТО и РТО по критерию восстановления определяемых вышеуказанных характеристик.
Рассмотрена возможность периодического применения РТО в качестве компенсирующего мероприятия для продления срока эксплуатации реакторов.

1. Nichols R. W., Harries D. R. Brittle fracture and irradiation effects in ferritic pressure vessel steels // Proc. of the Symp. On Radia Effects on Metals and Neutron Dosimetry, ASTM STP. – 1963. – No 341. – P. 162–198.

2. Hawthorne J. R. Radiation embrittlement / B riant C., Bane rji S. (Eds.) // Embrittlement of engineering alloys. – New York: Academic Press, 1983.

3. Ибрагимов Ш. Ш., Ляшенко В. С., Завьялов А. И. Исследование свойств и структуры металлов и некоторых сталей после облучения их быстрыми нейтронами // Атомная энергия. – 1960. – Т. 8, вып.5. – С. 413–419.

4. Действие ядерных излучений на материалы / Доклад П. А. Платонова // Доклады Совещания. 6–10 дек. 1960. – Москва: Изд. Акад. Наук СССР, 1962. – С. 106–120.

5. Pachur D. Radiation annealing mechanisms of low-alloy reactor pressure vessel steels dependent on irradiation temperature and neutron fluence // Nuclear Technology. – 1982. – N 59. – P. 463–475.

6. Amayev A. D., Kryukov A. M., Sokolov M. A. Recovery of transition temperature of irradiated WWER-440 vessel metal by annealing // Radiation Embrittlement of Nuclear Reactor Pressure Vessel Steels, ASTM. – 1993. – V. STP 1170. – P. 369–379.

7. Крюков А. М. Обоснование продления радиационного ресурса корпусов реакторов ВВЭР-440: дисс. … д-ра техн. наук. – М., 1994. – 163 с.

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

9. Николаев В. А., Баданин В. И., Морозов А. М. Суммирование повреждений при отжиге и повторном облучении корпусной стали // Атомная энергия. – 1984. – Т. 57, вып. 3. – С. 165–167.

10. Brumovsky M., Ahlstrand R., Brynda J., Debarberis L., Kohopaa J., Kryukov A., Server W. Annealing and Re-embrittlement of reactor pressure vessel materials. State of the art report ATHENAWP4 // AMES Report. – 2008. – N 19.

11. Амаев А. Д., Крюков А. М., Николаев В. А. и др. Способ восстановительной термической обработки стальных изделий // Бюллетень изобретений и открытий. – 1984. – № 46. – А.С. №1129926 СССР.

12. ASTM E 1921-01: Standard test method for determination of reference temperature, T0, for ferrite steels in the transition range // Annual Book of ASTM Standarts. – Section 3, V. 03.01. – P. 1068–1084.

13. Ma rg olin B. Z., G ulenk o A. G., F omen k o V. N., K ostylev V. I. Further Improvement of the Prometey Model and Unified Curve Method. Part 2: Improvement of the Unified Curve Method // Eng. Fract. Mech. – 2018. – V. 191. – P. 383–402.

14. 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.

15. 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, Is. 11. – P. 3483–3498.

16. Margolin B. Z., Shvetsova V. A., Gulenko A. G. Radiation embrittlement modeling in multiscale approach to brittle fracture of RPV steel // Int. J. of Fracture. – 2012. – V. 179, Is. 1–2. – P. 87–108.

17. Марголин Б. З., Сорокин А. А., Беляева Л. А. Моделирование радиационного упрочнения нержавеющих ферритно-мартенситных и аустенитных сталей посредством облучения в ионном ускорителе. Ч. 1: Разработка методологии выбора режима ионного облучения ферритно- мартенситных сталей // Вопросы материаловедения. – 2024. – № 2 (118). – C. 187–211.

18. Марголин Б. З., Юрченко Е. В., Морозов А. М., Варовин А. Я., Рогожкин С. В., Никитин А. А. Исследование влияния пострадиационного отжига на восстановление свойств материалов опорных конструкций корпусов реакторов ВВЭР-440. Ч. 2: Анализ особенностей влияния отжига материала после низкотемпературного облучения // Вопросы материаловедения. – 2022. – № 1 (109). – C. 184–198.