Оценка деградации механических свойств материалов реакторов и трубопроводов АЭС в процессе эксплуатации
Проведено экспериментальное исследование по влиянию эксплуатационных факторов на статическую и циклическую прочность корпусов реакторов и трубопроводов АЭС. Представлены результаты анализа характеристик трещиностойкости основного материала и сварных соединений реактора ВВЭР-1000 (сталь 15Х2НМФА)...
Saved in:
| Published in: | Проблемы прочности |
|---|---|
| Date: | 2004 |
| Main Authors: | , , |
| Format: | Article |
| Language: | Russian |
| Published: |
Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України
2004
|
| Subjects: | |
| Online Access: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/47048 |
| Tags: |
Add Tag
No Tags, Be the first to tag this record!
|
| Journal Title: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Cite this: | Оценка деградации механических свойств материалов реакторов и трубопроводов АЭС в процессе эксплуатации / Г.П. Карзов, Б.Т. Тимофеев, Т.А. Чернаенко // Проблемы прочности. — 2004. — № 1. — С. 100-105. — Бібліогр.: 12 назв. — рос. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1859615639164944384 |
|---|---|
| author | Карзов, Г.П. Тимофеев, Б.Т. Чернаенко, Т.А. |
| author_facet | Карзов, Г.П. Тимофеев, Б.Т. Чернаенко, Т.А. |
| citation_txt | Оценка деградации механических свойств материалов реакторов и трубопроводов АЭС в процессе эксплуатации / Г.П. Карзов, Б.Т. Тимофеев, Т.А. Чернаенко // Проблемы прочности. — 2004. — № 1. — С. 100-105. — Бібліогр.: 12 назв. — рос. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Проблемы прочности |
| description | Проведено экспериментальное исследование по влиянию эксплуатационных факторов на
статическую и циклическую прочность корпусов реакторов и трубопроводов АЭС. Представлены
результаты анализа характеристик трещиностойкости основного материала и
сварных соединений реактора ВВЭР-1000 (сталь 15Х2НМФА) при усталостном разрушении.
Изучены механизмы теплового старения сталей трубопроводной системы АЭС в условиях
длительной эксплуатации (до 10 тыс. ч).
Проведено експериментальне дослідження щодо впливу експлуатаційних
чинників на статичну і циклічну міцність корпусів реакторів і трубопроводів
АЕС. Представлено результати аналізу характеристик тріщиностійкості основного
матеріалу і зварних з ’єднань реактора ВВЕР-1000 (сталь 15Х2НМФА)
при руйнуванні від утомленості. Розглянуто механізми теплового старіння
сталей трубопровідної системи АЕС в умовах тривалої експлуатації (до 10
тис. годин).
Experimental research into the effect of operational
factors on static and cyclic strength of NPP
reactor pressure vessels and pipelines is conducted.
The results are presented and analyzed on
variation under fatigue conditions of fracture
toughness characteristics of the base and weld material
of WWER-1000 reactors manufactured from
15Kh2NMFA steel. Study of heat aging mechanisms
in static long-term loading (up to 10,000 h)
have been also performed for NPP pipeline steels.
|
| first_indexed | 2025-11-28T19:10:35Z |
| format | Article |
| fulltext |
УДК 539.4
Оценка деградации механических свойств материалов реакторов
и трубопроводов АЭС в процессе эксплуатации
Г. П. Карзов, Б. Т. Тимофеев, Т. А. Чернаенко
ЦНИИ КМ “Прометей”, Санкт-Петербург, Россия
Проведено экспериментальное исследование по влиянию эксплуатационных факторов на
статическую и циклическую прочность корпусов реакторов и трубопроводов АЭС. Пред
ставлены результаты анализа характеристик трещиностойкости основного материала и
сварных соединений реактора ВВЭР-1000 (сталь 15Х2НМФА) при усталостном разрушении.
Изучены механизмы теплового старения сталей трубопроводной системы АЭС в условиях
длительной эксплуатации (до 10 тыс. ч).
Клю чевые слова : деградация свойств, тепловое старение, усталостное
повреждение, статическое нагружение.
При изготовлении корпусов реакторов ВВЭР-1000 для сварки кольце
вых швов используются различные сварочные материалы, разработанные в
ЦНИИ КМ “Прометей” (проволока Св-08ХГНМТА с флюсом 48НФ-18М) и
ЦНИИТМАШе (проволока Св-10ХГНМАА и Св-12Х2Н2МАА с флюсом
ФЦ-16А). Поскольку применение этих материалов было разрешено дейст
вующей нормативной документацией [1,2], заводы-изготовители (Ижорский
и Атоммаш, Россия; “Шкода”, Чехия) сварку кольцевых швов на одном и
том же корпусе выполняли по разным технологическим вариантам. В основ
ном сварка кольцевых швов обечаек активной зоны корпуса реактора, под
вергавшихся большому воздействию флюенса нейтронов за проектный срок
службы, проводилась с помощью сварочных материалов, предложенных в
ЦНИИТМАШе, которые для обеспечения прочности металла шва, как пра
вило, имели более высокое содержание никеля (до 1,9%) по сравнению с
материалами, разработанными в ЦНИИ КМ “Прометей”. Позже, когда кор
пусы ВВЭР-1000 уже находились в эксплуатации, проведенные в ряде
организаций, в первую очередь в РНЦ “Курчатовский институт” [3] и
НИИАР [4], исследования показали, что при содержании никеля более 1,4%
коэффициент радиационного охрупчивания достигает значений, которые
существенно превышают указанные в “Нормах расчета на прочность” [5].
На основании этого в 1998 г. было принято решение отказаться от исполь
зования для сварных швов, расположенных в активной зоне, сварочных
материалов с высоким содержанием никеля (более 1,5%). Вместе с тем в
реакторах ВВЭР-1000, находящихся в эксплуатации в России, Украине и
Болгарии, имеются сварные швы, выполненные по разным технологическим
вариантам и содержащие в наплавленном металле от 1,1 до 1,9% никеля.
Поэтому необходимо проводить оценку механических свойств металла коль
цевых швов для всех действующих корпусов реакторов, а также определять
деградацию механических свойств под воздействием различных эксплуата
ционных факторов. Что касается механических свойств кольцевых швов,
выполненных по разным технологическим вариантам, то эта информация
была представлена ранее [6]. Эффект воздействия нейтронного облучения на
© Г. П. КАРЗОВ, Б. Т. ТИМОФЕЕВ, Т. А. ЧЕРНАЕНКО, 2004
100 ТХОТ 0556-171Х. Проблемы прочности, 2004, № 1
Оценка деградации механических свойств материалов
поведение швов всесторонне изучается в ряде программ, в том числе и
международных. Отдельные результаты представлены в работах [7-9].
Многочисленные исследования, проведенные в России, Украине и в
ряде других стран, позволили установить степень охрупчивания исполь
зуемых материалов от нейтронного облучения. В процессе эксплуатации
оборудование АЭС кроме нейтронного облучения подвергается влиянию
следующих факторов:
постоянные напряжения и деформации от рабочего давления (могут
привести к ползучести и релаксации);
переменные напряжения и деформации вследствие изменения темпера
туры и давления при переходе с одного режима на другой (могут привести к
усталости материала);
повышенная (до 350оС) температура (ее длительное воздействие может
привести к тепловому старению материала);
теплоноситель (может привести к коррозионным повреждениям, износу
и эрозии).
Цель настоящей работы заключалась в изучении воздействия цикли
ческих нагрузок и длительного влияния повышенных температур на изме
нение сопротивления хрупкому разрушению стали 15Х2НМФА и ее свар
ных швов. Представлены данные исследований по оценке влияния указан
ных эксплуатационных факторов на материалы другого оборудования АЭС с
реакторами ВВЭР-1000, а именно на стали марок 10ГН2МФА, 16ГС и 20, из
которых изготовлены трубы Ду-850 главного циркуляционного трубопровода,
Ду-600 главного паропровода и Ду-400 трубопроводов питательной воды
парогенераторов.
Используемые для изготовления ядерных энергетических установок
материалы должны быть аттестованы в соответствии с требованиями ПНАЭ
Г-7-009-89 [10]. В приложении 11 этого документа указаны требования к
применению и аттестации новых материалов, где наряду с общими сведе
ниями, в том числе по условиям возможного использования, приведена
полная информация о всех необходимых физико-механических свойствах и
характеристиках разрушения. Обычно после завершения работы в надзор
ные органы представляется аттестационный отчет с указанием методик
проведения испытаний, типов образцов и другие сведения. Для всех элемен
тов оборудования и трубопроводов АЭС с реакторами ВВЭР-1000 иссле
дования были выполнены с представлением информации о влиянии тепло
вого старения при температурах 250...4000С и повреждений от циклических
нагрузок на механические свойства сталей марок 15Х2НМФА, 10ГН2МФА,
16ГС и 20.
Влияние теплового старения. Экспериментальные исследования по
оценке влияния теплового старения на механические свойства сталей прово
дятся обычно на ограниченной временной базе (10000 ч). На стадии аттеста
ции материала такие испытания обязательны, однако практически всегда в
результате теплового старения заметного изменения как прочностных, так и
пластических характеристик стали при комнатной и повышенной темпе
ратурах не наблюдается. Старение сталей 15Х2НМФА и 10ГН2МФА осу
ществлялось при температуре 3500С, 16ГС - при 3000С, а 20 - при трех
температурах - 250, 300 и 3500С.
ISSN 0556-171Х. Проблемы прочности, 2004, № 1 101
Г. П. Карзов, Б. Т. Тимофеев, Т. А. Чернаенко
Для реакторной стали испытания проводились на шести плавках стали,
из которых затем изготовляли поковки различной толщины - 240-650 мм.
Полученные результаты представлены на рис. 1. Как видно, деградации
механических свойств металла шва, выполненного по этому технологичес
кому варианту, на базе 10000 ч не происходит
Кт , МПа вое
ш т т ж 'т ж .
400і-
кр0,2, МПа 700
300
А, % І0
о
80
60
40
4000 8000 12000 16000 20000
Время старения, ч
Рис. 1. Влияние теплового старения на механические свойства стали 15Х2НМФА при Т = 20
(/////) и 350°С (\\\\\) (проволока Св-08ХГНМТА, флюс 48НФ-18М).
Объем экспериментов по оценке влияния теплового старения для дру
гих марок стали был меньше. Исследования выполняли для одной или трех
плавок стали. Изменения механических свойств после теплового старения
по сравнению с исходным состоянием минимальны. В большей степени они
отмечаются для стали 10ГН2МФА. Возможно, это связано с более высокой
температурой старения указанной стали по сравнению со сталью 16ГС.
Вместе с тем при температурах 300...350°С влияние старения на деградацию
стандартных механических свойств при однократном статическом нагру
жении отсутствует. Практически аналогичный эффект наблюдается при испы
тании образцов на ударный изгиб. Так, по представленным в аттестацион
ных отчетах данным сдвиг критической температуры хрупкости ДГт вследст
вие температурного старения длительностью до 104 ч для стали 15Х2НМФА
равен нулю, для стали 10ГН2МФА -10°С. Это зафиксировано в нормативной
документации.
Однако в ряде работ [11, 12] этот факт применительно к стали 15Х2НМФА
оспаривается. В [11] на основе анализа полученных экспериментальных
данных показано, что для корпусных реакторных сталей, особенно сталей с
никелем, возможны две формы проявления процесса теплового охрупчи
вания. Первая обусловлена выделением и коагуляцией карбидов цементит-
ного типа и проявляется при ДТт тах = 30°С и выдержке только до 3000 ч в
102 ISSN 0556-171Х. Проблемы прочности, 2004, № 1
Оценка деградации механических свойств материалов
условиях температуры 300...350оС с последующим снижением до АТТ = 0
после 10000 ч, вторая - сегрегацией примесей на границы зерен, при боль
ших экспозициях она может иметь место даже при температуре эксплуата
ции корпусов водоохлаждаемых реакторов.
Влияние циклического нагружения. Сдвиг критической температуры
хрупкости вследствие накопления усталостных повреждений А Т N опреде
лялся только для реакторной стали и ее сварного шва. Вначале с использова
нием плоских образцов сечением 10 X 45 мм строили кривые малоцикловой
усталости материала. Кроме того, выполнялось циклическое нагружение
образцов в жестком режиме (при постоянном уровне деформации е а =
= 0,4%) до момента, пока повреждение п не достигало 0,01 и 0,1. Для
основного металла такая циклическая повреждаемость обеспечивалась при
наработке 300 и 3000 цикл соответственно, для металла сварного шва - 100
и 1000 цикл.
После циклической тренировки в жестком режиме указанных образцов
из их рабочей части вырезали образцы типа Шарпи. По результатам испы
таний этих образцов строили температурные зависимости ударной вязкости
(рис. 2).
еа > %
а
КСУ, Дж/см2 КСУ, Дж/см2
£ Йх * в 2і і _ | _
160 - 160
я 0 1
120 120 • іI
я у
80- ? 80-
Г
40 ■ 40- АУ * |
0
о х* оу
0
.* 8 1П
00 -50 0 50 100 - о 0 1 О о ^/
1 о
;
о о
б в
Рис. 2. Деформационная кривая усталости (а) и вязкость разрушения основного металла (б) и
сварного шва (в) для реакторных сталей: 1 - основной металл; 2 - сварной шов (О - п = 0;
• - п = 0,1; X - п = 0,01).
0556-171Х. Проблемы прочности, 2004, № 1 103
Г. П. Карзов, Б. Т. Тимофеев, Т. А. Чернаенко
В ы в о д ы
1. Установлено, что тепловое старение и циклическое нагружение прак
тически не влияют на деградацию механических свойств основного металла
и металла кольцевых швов корпуса реактора ВВЭР-1000, а также мате
риалов трубопроводов.
2. Металл обечаек и кольцевых швов корпуса реактора, подверженный в
процессе эксплуатации воздействию нейтронного облучения, охрупчивает-
ся, причем интенсивность охрупчивания значительно зависит от содержа
ния никеля в материале. Материалы с содержанием никеля более 1,5% в
настоящее время для указанных узлов не рекомендуются.
Р е з ю м е
Проведено експериментальне дослідження щодо впливу експлуатаційних
чинників на статичну і циклічну міцність корпусів реакторів і трубопроводів
АЕС. Представлено результати аналізу характеристик тріщиностійкості основ
ного матеріалу і зварних з ’єднань реактора ВВЕР-1000 (сталь 15Х2НМФА)
при руйнуванні від утомленості. Розглянуто механізми теплового старіння
сталей трубопровідної системи АЕС в умовах тривалої експлуатації (до 10
тис. годин).
1. ПНАЭ Г-7-009-89. Оборудование и трубопроводы атомных энергети
ческих установок. Сварка и наплавка. Основные положения. - М.:
Энергоатомиздат, 1991. - 190 с.
2. ПНА Г-7-010-89. Оборудование и трубопроводы атомных энергетичес
ких установок. Сварные соединения и наплавки. Правила контроля. -
М.: Энергоатомиздат, 1991. - 129 с.
3. Ерак Д. Ю , Крюков А. М. Обоснование возможности восстановления
радиационной стойкости материалов корпусов реакторов типа ВВЭР-1000
путем отжига: Тр. IV Междунар. конф. “Проблемы материаловедения
при изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС”. - СПб., 1996. -
Т. 3. - С. 27 - 36.
4. Цыканов В. А., Шамардин В. К., Печерин А. М., Колесова Т. Н. Влияние
никеля на радиационное охрупчивание стали 15Х2НМФАА: Тр. V
Междунар. конф. “Проблемы материаловедения при изготовлении и
эксплуатации оборудования АЭС”. - СПб.; Пушкин, 1998. - С. 50 - 51.
5. ПНАЭ Г-7-002-86. Нормы расчета на прочность оборудования и трубо
проводов атомных энергетических установок. - М.: Энергоатомиздат,
1989. - 525 с.
6. Горынин И. В., Игнатов В. А., Тимофеев Б. Т., Шкатов Ю. И. При
менение новых сварочных материалов для кольцевых швов на корпусах
реакторов АЭС повышенной мощности // Автомат. сварка. - 1983. -
№ 10. - С. 38 - 42.
104 ISSN 0556-171Х. Проблемы прочности, 2004, № 1
Оценка деградации механических свойств материалов
7. Тимофеев Б. Т., Данаусов А. В. Сопоставление механических свойств
металла кольцевых швов реакторов ВВЭР-1000, находящихся в эксплу
атации: Тр. VI Междунар. конф. “Проблемы материаловедения при
проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС”. -
СПб., 2000. - Т. 3. - С. 351 - 356.
8. Морозов А. М., Николаев В. А., Юрченко Е. В., Васильев В. Г. Влияние
никеля на радиационное охрупчивание основного металла и металла
швов стали 15Х2НМФАА: Тр. VI Междунар. конф. “Проблемы мате
риаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации обо
рудования АЭС”. - СПб., 2000. - Т. 2. - С. 372 - 396.
9. Gorynin I. V. and Timofeev B. T. The main mechanisms of variation of
nuclear power equipment material properties of operation: Proc. Workshop
“Ageing of NPP Component Materials” (28 February - 2 March). - 1995. -
P. 4 - 18.
10. ПНАЭ Г-7-009-89. Правила устройства и безопасной эксплуатации обо
рудования и трубопроводов атомных энергетических установок. - М.:
Энергоатомиздат, 1990. - 169 с.
11. Грекова И. И., Юханов В. А., Филимонов Г. Н., Зубченко А. С. Терми
ческое старение материалов для корпусов ВВЭР: Тр. III Междунар.
конф. “Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении
и эксплуатации оборудования АЭС”. - М.; СПб., 1994. - Т. 2. - С. 439 -
451.
12. Юханов В. А., Зубченко А. С., Туляков Г. А. Исследование влияния
действующих напряжений на тепловое охрупчивание стали для корпуса
реактора ВВЭР-1000: Тр. семинара “Старение материалов компонентов
АЭС”. - СПб., 1995. - С. 119 - 128.
Поступила 26. 05. 2003
ISSN 0556-171X. Проблемы прочности, 2004, № 1 105
|
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-47048 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 0556-171X |
| language | Russian |
| last_indexed | 2025-11-28T19:10:35Z |
| publishDate | 2004 |
| publisher | Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Карзов, Г.П. Тимофеев, Б.Т. Чернаенко, Т.А. 2013-07-09T05:29:42Z 2013-07-09T05:29:42Z 2004 Оценка деградации механических свойств материалов реакторов и трубопроводов АЭС в процессе эксплуатации / Г.П. Карзов, Б.Т. Тимофеев, Т.А. Чернаенко // Проблемы прочности. — 2004. — № 1. — С. 100-105. — Бібліогр.: 12 назв. — рос. 0556-171X https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/47048 539.4 Проведено экспериментальное исследование по влиянию эксплуатационных факторов на статическую и циклическую прочность корпусов реакторов и трубопроводов АЭС. Представлены результаты анализа характеристик трещиностойкости основного материала и сварных соединений реактора ВВЭР-1000 (сталь 15Х2НМФА) при усталостном разрушении. Изучены механизмы теплового старения сталей трубопроводной системы АЭС в условиях длительной эксплуатации (до 10 тыс. ч). Проведено експериментальне дослідження щодо впливу експлуатаційних чинників на статичну і циклічну міцність корпусів реакторів і трубопроводів АЕС. Представлено результати аналізу характеристик тріщиностійкості основного матеріалу і зварних з ’єднань реактора ВВЕР-1000 (сталь 15Х2НМФА) при руйнуванні від утомленості. Розглянуто механізми теплового старіння сталей трубопровідної системи АЕС в умовах тривалої експлуатації (до 10 тис. годин). Experimental research into the effect of operational factors on static and cyclic strength of NPP reactor pressure vessels and pipelines is conducted. The results are presented and analyzed on variation under fatigue conditions of fracture toughness characteristics of the base and weld material of WWER-1000 reactors manufactured from 15Kh2NMFA steel. Study of heat aging mechanisms in static long-term loading (up to 10,000 h) have been also performed for NPP pipeline steels. ru Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України Проблемы прочности Научно-технический раздел Оценка деградации механических свойств материалов реакторов и трубопроводов АЭС в процессе эксплуатации Assessment of In-Service Degradation of Mechanical Properties for Materials of NPP Reactors and Pipelines Article published earlier |
| spellingShingle | Оценка деградации механических свойств материалов реакторов и трубопроводов АЭС в процессе эксплуатации Карзов, Г.П. Тимофеев, Б.Т. Чернаенко, Т.А. Научно-технический раздел |
| title | Оценка деградации механических свойств материалов реакторов и трубопроводов АЭС в процессе эксплуатации |
| title_alt | Assessment of In-Service Degradation of Mechanical Properties for Materials of NPP Reactors and Pipelines |
| title_full | Оценка деградации механических свойств материалов реакторов и трубопроводов АЭС в процессе эксплуатации |
| title_fullStr | Оценка деградации механических свойств материалов реакторов и трубопроводов АЭС в процессе эксплуатации |
| title_full_unstemmed | Оценка деградации механических свойств материалов реакторов и трубопроводов АЭС в процессе эксплуатации |
| title_short | Оценка деградации механических свойств материалов реакторов и трубопроводов АЭС в процессе эксплуатации |
| title_sort | оценка деградации механических свойств материалов реакторов и трубопроводов аэс в процессе эксплуатации |
| topic | Научно-технический раздел |
| topic_facet | Научно-технический раздел |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/47048 |
| work_keys_str_mv | AT karzovgp ocenkadegradaciimehaničeskihsvoistvmaterialovreaktorovitruboprovodovaésvprocesseékspluatacii AT timofeevbt ocenkadegradaciimehaničeskihsvoistvmaterialovreaktorovitruboprovodovaésvprocesseékspluatacii AT černaenkota ocenkadegradaciimehaničeskihsvoistvmaterialovreaktorovitruboprovodovaésvprocesseékspluatacii AT karzovgp assessmentofinservicedegradationofmechanicalpropertiesformaterialsofnppreactorsandpipelines AT timofeevbt assessmentofinservicedegradationofmechanicalpropertiesformaterialsofnppreactorsandpipelines AT černaenkota assessmentofinservicedegradationofmechanicalpropertiesformaterialsofnppreactorsandpipelines |