MODEL OF RADIATION DAMAGE OF THE PRESSURE VESSEL WALL OF THE VVER REACTOR

Брумовский М. ¹, Голованов В.Н.²,  Ждярек И.¹, Козлов Д.В.², Раецкий В.М.²

¹Профессор института ядерных исследований (Чехия), ²профессор, доктор физико –математических наук, Ульяновский государственный университет, ¹заместитель директора института ядерных исследований (Чехия), ²начальник лаборатории, кандидат физико-математических наук, ²ведущий научный сотрудник, кандидат физико-математических наук.

МОДЕЛЬ РАДИАЦИОННОЙ СТОЙКОСТИ  СТЕНКИ КОРПУСА РЕАКТОРА ВВЭР

Аннотация

В статье представлены результаты исследований по разработке модели ослабления радиационного охрупчивания материала стенки корпуса реактора ВВЭР-1000.Модельные исследования проведены с учётом реальных условий на корпусе реактора. Полученные результаты показывают важность учета состояния металла, ослабления потока и изменения энергетического спектра реакторных излучений на толщине корпуса реактора при проведении (аттестационных) экспериментов в разных облучательных устройствах и уточнении времени эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР.

Ключевые слова: корпус, реактор, сталь, радиационное охрупчивание.

Brumovsky M. ¹, Golovanov V.N. ², Jdyrek I.¹, Kozlov D.V.², Raetsky V.M.²

¹Professor institute of nuclear researches (NRI Rez Plc.,Czech Republic), ² Professor, the Doctor of the Physics – Mathematics, the Ulyanovsk state university, ¹deputy director of institute of nuclear researches (NRI Rez Plc.,Czech Republic), ²the head of laboratories, Ph.D, ²leader the research associate, Ph.D.

MODEL OF RADIATION DAMAGE OF THE PRESSURE VESSEL WALL OF THE VVER REACTOR.

Abstract

The summary results of researches on development of model of ATENUATION of radiation embrittlement of a material of a wall of the case of the VVER-1000 reactor are presented In article. Model researches are conducted taking into account real conditions on the reactor case. The received results show importance of the accounting of a condition of metal, weakening of a stream and change of a power range of reactor radiations on thickness of the case of the reactor when carrying out (certification) experiments in different irradiating devices and specification of time of operation of cases of VVER reactors.

Keywords: VESSEL, reactor, steel, radiation embrittlement.

На базе разработок [1-3] в рамках проекта «Ослабление радиационного повреждения в корпусах реакторов типа ВВЭР» («Attenuation»), предложенного NRI, Rez, Czech Republic, изучено ослабление радиационного охрупчивания малолегированных феррито-перлитных корпусных сталей в результате ослабления потока и изменения энергетического спектра реакторных излучений на толщине металла 180-190 мм, соответствующей толщине стенки корпуса реактора [4]. Технология формирования условий облучения на блоке образцов моделировала технологию формирования условий облучения корпуса ВВЭР, а также изменение плотности потока и энергетического спектра реакторных излучений на толщине блока образцов равной толщине корпуса реактора.

Целью данной работы является представление предварительных результатов по ослаблению радиационного охрупчивания металла JRQ на толщине, равной толщине корпуса реактора типа ВВЭР-1000.

Статья посвящается памяти замечательного физика и математика Виталия Михайловича Раецкого.

1. Металл. Сталь JRQ (аналог американской корпусной стали А-533В) была выбрана для исследования радиационного охрупчивания как материал, исследованный в рамках IAEA Coordinated Research Program, Phase III [5,6], CRP-3. В базе данных положение образцов было характеризовано расстоянием от «ближайшей» первоначальной поверхности, которое было названо «глубина» [6].

Первый массив образцов (J-массив) состоял из 13 малых серий образцов (9 образцов в серии), вырезанных из 13-ти слоев, располагавшихся на разном расстоянии от «ближайшей» первоначальной поверхности (с разной глубины). При облучении слоев образцов в ампуле сохранено относительное положение слоев в пластине.

Второй массив образцов (R-массив) состоял из 12-ти малых серий образцов (8-9 образцов в серии), вырезанных из одного – трех внутренних слоев пластины. Образцы типа R были установлены между слоями других образцов с целью представительного сравнения условий облучения по эталонному металлу. Другой целью было определение эффектов интенсивности и энергетического спектра реакторных излучений на «однородном», хорошо изученном, реагирующем на изменения условий облучения металле.

¹ UJV REZ, Czech Republic; ²ФГБОУ УлГУ, Россия

2. Методика испытаний на ударный изгиб

Ударные испытания проводились на установке RKP-450, оснащенной системой автоматического термостатирования и подачи образца. Испытания всех образцов проводились в режиме «инструментованное испытание» с записью диаграмм нагрузки и перемещения по времени. Температурная зависимость поглощенной энергии KV(T) аппроксимировалась для каждого слоя функцией вида [7]:

KV(T) = A+B∙(th((T-T₀)/C)),                         (2.1.)

где: Т – температура испытания; Т₀ – температура середины области перехода металла из хрупкого в вязкое состояние; параметры характеризуют С – ширину переходной области, А и В –поглощенную энергию на уровне нижнего и верхнего шельфа. Процедура подбора значений А, В, Т₀, С по экспериментальным значениям поглощенной энергии определена нормативными требованиями. Критическая температура хрупкости определялась из соотношения

Т_кF= T₀+C∙arcth((KV(T_kF)-A)/B).                 (2.2).

по критериальным значения KV(T_kF)=40 Дж (KCV(T_kF)=50 Дж/см²), соответствующим пределу текучести 460 – 549 МПа.

3. Характеристики условий облучения образцов [4].

Среднее значение температуры облучения блока образцов равно 285⁰С. Среднее значения температуры слоев образцов находятся в интервале 280<Т<290 ⁰С. Значения флюенса нейтронов с энергией Е≥0,5 МэВ на толщине блока образцов изменялись от (6,7-7,7)∙10¹⁹см^-2 на первых слоях до (0,47-0,54) 10¹⁹см^-2 на 18-х слоях образцов. Значения получены по результатам измерения флюенса нейтронов (Е>3,0 МэВ) в измерительных каналах ампул и ранее установленной зависимости плотности потока нейтронов от глубины слоя образцов.

4. Характеристики стали JRQ в исходном состоянии

Результаты по поглощенной энергии для 13-ти слоев [11] интерполированы по соотношению (2.1.) для определения параметров А, В, То, С. Изменение параметра То в 6-7 раз превышает стандартное отклонение, параметров А, В, С, - не превышает двух стандартных отклонений. Изменение критической температуры хрупкости TTKV_40J и TTKV_68J, поглощенной энергии на верхнем KVвш=А+В и нижнем KVнш шельфе, представлено на рис.4.1. Точки, отклонение которых от линии превышает одно-два стандартных отклонения, выделены большим размером.

Значения TTKV_40J для внутренней трети толщины плиты не отличаются от значений работ [12,13] и [14] (рис. 4.1.). Распределение TTKV_40J, TTKV_68J и параметра То описывается соотношением вида

TTKV_40J =TTKV*+а₁∙(х-х*)ⁿ                       (4.1.),

где TTKV* - значение критической температуры хрупкости на глубине х*, а₁ и n – эмпирические коэффициенты., n=2. Рассеяние значений ±13⁰С больше, чем рассеяние значений из базы данных [5,6]. Выбросов нет. Возможно, в центральных слоях плиты значения TTKV постоянны и равны -21⁰С. Распределение TTKV_68J в среднем смещено на 17,3±2,5⁰С относительно распределения TTKV_40J. Для внутренней трети толщины плиты значения TTKV_68J не отличаются от значения работы [8].

Распределение TTKV подобно распределению температуры по толщине пластины при охлаждении ее в жидкости. Распределение температуры оценено по режиму термообработки, приведенному в работе [8], с использованием результатов работ [9,10]. 

Режимы охлаждения поверхности и центра плиты различаются:

- временем прохождения области превращения g Û a; время остывания от 723 до 300⁰С практически одинаково;

- напряженным состоянием: поверхностный слой растянут, центральный сжат.

От поверхностного к центральному слою металла плиты увеличивается время прохождения области превращения g Û a, изменяется напряженное состояние. Упругие напряжения распределены по соотношению, подобному соотношению (4.1.) при n=2 [9,10]. Внутренние области плиты -h/√3<x< h/√3 сжаты (толщина плиты 2h), а внешние растянуты. Оба фактора определяют изменение структурного состояния металла в слоях в процессе закалки, отпуска и отжига.

Одной из характеристик результатов испытания является рассеяние значений поглощенной энергии относительно нормативной линии интерполирования. При повышении температуры испытания отклонение (KV_э – KV_и) Дж и (KV_э – KV_и)/ KV_и, отн. ед., экспериментальных значений KV_э от интерполированных KV_и достигает максимума при Т=Т₀ (рис. 4.2.). Изменение рассеяния является следствием перехода разрушения от хрупкого к вязкому.

Большая часть отклонений попадает в область погрешности определения поглощенной энергии ±5 Дж и температуры испытания ±5⁰С. В области верхнего шельфа отклонения находятся в интервале от -10 до 10 Дж, ±5%, что соответствует рекомендациям ASTM.

Экспериментальные значения энергии разрушения 208 образцов Шарпи из 13-ти слоев пластины металла JRQ в исходном состоянии были интерполированы соотношением, подобным соотношению (2.1.)

TTKV(T, x)=A(x)+B(x)×th((T-T₀(x))/C(x)),                                (4.2.)

где х – глубина слоя (надреза), A(x)=A+a×(x-x₀)², B(x)=B+b×(x-x₀)², T₀(x)=T₀+t×(x-x₀)², C(x)=C+c×(x-x₀)². Важна точность указания расстояния от поверхности плиты.

Рис.4.1. Изменение характеристик необлученного металла JRQ:

(а) и (б) – критическая температура хрупкости TTKV_40J и TTKV_68J; (в) и (г) - поглощенная энергия на верхнем и нижнем шельфе;

1 – значения характеристик для слоя, определенные по значениям поглощенной энергии [11], 2 и 3 - интерполирование основное и сложное, [8], [13], [14] - значения из работ [8], [12,13], [14].

Рис.4.2. Рассеяние экспериментальных значений поглощенной энергии (KV-KVинт)/2B в интервале значений температуры испытания (Т-То)/С образцов Шарпи стали JRQ в исходном состоянии.

Точки - отклонение экспериментальных значений от линии интерполирования для соответствующего слоя образцов. Линии - отклонение от линии интерполирования для слоя при погрешности определения поглощенной энергии (Дж) и температуры испытания (⁰С): 1 - ±1 Дж и 1⁰С, 2 - ±5 Дж  и 5⁰С, 3 - ±10 Дж и 10⁰С.

5. Результаты испытаний облучённых образцов стали JRQ

Для испытаний была выбрана часть слоев образцов, по результатам которых можно было бы получить предварительные оценки по ослаблению радиационного охрупчивания на толщине пластины металла JRQ – модели реального (J-массив) и «однородного» (R-массив) металла корпуса реактора. Значительная часть образцов оставлена для сличительных испытаний, NRI, Республика Чехия, Ржеж.

J-массив. Критическая температура хрупкости слоя Т_кF=TTKV_сл для J-массива (рис.5.) изменяется на толщине блока образцов от -40⁰ до 77⁰С. Наибольшее значение достигается в 9-м слое ампулы (флюенс нейтронов (Е>0,5 МэВ) 2∙10¹⁹см^-2, температура облучения 287⁰С).

Критическим с точки зрения эксплуатационного ресурса является охрупчивание внутренних слоев пластины. Более сильное охрупчивание внутренних слоев металла было смоделировано в работе [5].

Рис.5. Критическая температура хрупкости по образцам, облученным на разном удалении от переднего блока нагревателей:

Образцы из слоев, представляющих: J - реальный металл на полной толщине пластины; R100 и R200 - среднюю часть пластины.

1, 2, 4, ......., 11, 13 - номера слоев J-массива образцов.

Можно предполагать, что исходное состояние металла JRQ в первом и последнем слоях пластины отличаются незначительно и характеризуются приблизительно равными значениями TTKV_сл. Тогда разность соответствующих значений для облученного металла 65⁰С является оценкой изменения TTKV_сл в результате изменения плотности потока и энергетического спектра реакторных излучений на толщине стенки корпуса реактора.

R-массив. На R-массиве, представляющем «однородный» металл средней (по толщине) части пластины, критическая температура хрупкости TTKV_сл изменяется от 40±12⁰ до 82⁰С (рис.5.).

В случае «однородного» металла эксплуатационный ресурс определяется радиационным охрупчиванием слоев металла, расположенных ближе к активной зоне реактора. (флюенс нейтронов (Е>0,5 МэВ) 6∙10¹⁹см^-2, температура облучения 286⁰С). Разность значений TTKV_сл 42⁰С для облученного металла R-массива является оценкой изменения критической температуры хрупкости в результате изменения плотности потока и энергетического спектра реакторных излучений на толщине стенки корпуса реактора.

Разность изменений TTKV_сл на J-массиве образцов 65⁰С и на R-массиве массиве 42⁰С является оценкой изменения критической температуры хрупкости в результате изменения исходного структурного состояния на толщине пластины.

6. Зависимость критической температуры хрупкости

стали JRQ от флюенса нейтронов

Изменения DT_кF (рис.6.1.), вызванные облучением, превышают изменения, вызванные термомеханической обработкой металла.

Рис. 6.1. Изменение критической температуры хрупкости Т_кF, соотнесенное с флюенсом нейтронов Е>0,5 МэВ.

J-массив и R-массив; интерполирование по нормативной J, F1/3, экспоненциальной J, (1-exp(-F/Fo))1/3 и линейной зависимости J, F.

[13] - F. Oszvald [13], [13], F1/3 – интерполирование результатов [13] по нормативной зависимости.

Значения критической температуры хрупкости для J-массива интерполированы по нормативному, экспоненциальному и линейному соотношению. В области эксперимента соотношения:

- ∆T=∆T*+A_F∙(F/F₀)^1/3, - ∆T=∆T*+A_F∙(1-exp(-F/F*₀))^1/3 и

- ∆T=∆T*+a∙(F/F₀)                                                                                                       (7.6.1.)

различаются незначительно. Выбор соотношения может быть сделан при получении результатов на образцах, облученных в интервале значений флюенса (Е>0,5 МэВ) >8×10¹⁹см^-2 и <0,4×10¹⁹см^-2.

Большие изменения TTKV_40J в работе [13] (рис.6.1.)могут быть обусловлены более низкой температурой облучения.

Экспериментальные результаты сопоставлены также с результатами работы [14-17] (рис.6.2.). Наибольшее различие наблюдается при флюенсе нейтронов 1,5∙10¹⁹см^-2. В интервале условий эксперимента результаты интерполирования различаются незначительно. Информативными являются интервалы флюенсов <0,3∙10¹⁹ и >4∙10¹⁹см^-2.

Рис.6.2. Изменение критической температуры хрупкости, соотнесенное с флюенсом нейтронов с энергией Е>1,0 МэВ.

J-массив и R-массив; интерполирование по нормативной J, F1/3, экспоненциальной J, (1-exp(-F/Fo))1/3 и линейной зависимости J, F.

[14] - результаты работы [14], [14], F1/3 - интерполирование по нормативной зависимости результатов [14].

Результаты могут быть описаны соотношением, представляющим два процесса радиационного охрупчивания:

∆T=∆T*+A_F1∙(1-exp(-F/F*₀₁))^1/3+ A_F2∙(1-exp(-F/F*₀₂))^1/3           (6.2.)

Первый процесс определяется [15] закреплением дислокаций примесями (фосфор, углерод) и «ареалом» простых радиационных дефектов при возмущении кристаллической решетки смещенными атомами (эффективный флюенс нейтронов 0,5 10¹⁹см^-2), второй процесс - накоплением сложных радиационных дефектов, скоплений, сегрегаций и т.п.(эффективный флюенс нейтронов (6-10)∙10¹⁹см^-2).

7. Изменение поглощенной энергии стали JRQ

на верхнем шельфе

Изменение поглощенной энергии на уровне верхнего шельфа в результате облучения (рис. 7.1) значительно превышает изменение энергии разрушения, вызванное термомеханической обработкой. Значения для J-массива и R-массива ложатся на общую линию.

Рис.7.1. Уменьшение поглощенной энергии на верхнем шельфе.

J-массив и R-массив; J, F1/3 - интерполирование по нормативной зависимости; [13] - результаты работы [13], [13], F1/3 - интерполирование результатов [13] по нормативной зависимости.

В отличие от термомеханической обработки (рис.7.2., J-массив, исх.) при облучении в стенде КОРПУС уменьшение энергии верхнего шельфа по абсолютной величине пропорционально увеличению критической температуры хрупкости (рис.7.2., J-массив и R-массив).

Рис.7.2. Сопоставление изменения верхнего шельфа и критической температуры хрупкости.

J-массив и R-массив – после облучения, J-массив, исх. – до облучения; [13] - результаты работы [13]; [14] - результаты работы [14].

Результаты работы [14] показывают существование инкубационного периода, в течение которого поглощенная энергия верхнего шельфа остается постоянной, тогда как критическая температура хрупкости увеличивается. Результаты работы [13] не содержат значений КВ_вш и ТТKV при малых флюенсах нейтронов. Они могут быть отнесены и к той и к другой зависимости.

Заключение.

Предварительные результаты испытания облученных образцов металла JRQ показывают, что слой металла, в котором достигается наибольшее значение критической температуры хрупкости, находится в середине «стенки корпуса реактора». Это является следствием высокой неоднородности металла плиты в исходном состоянии. Для «однородного металла JRQ», взятого из внутренней части плиты, наибольшее значение критической температуры хрупкости достигается на «внутренней поверхности корпуса реактора».

Ослабление радиационного повреждения металла JRQ на «толщине стенки корпуса реактора» зависит от исходного состояния металла: для внешних слоев ослабление равно ~ 65⁰С, для внутренних слоев ~ 42⁰С. Эффект структурного состояния металла равен 23⁰С.

Ранжирование моделей изменения критической температуры хрупкости и поглощенной энергии верхнего шельфа возможно в интервалах флюенса нейтронов (Е>1 МэВ) <0,3∙10¹⁹см^-2 и >4∙10¹⁹см^-2.

Полученные результаты показывают важность учета состояния металла /19-21/, ослабления потока и изменения энергетического спектра реакторных излучений на толщине корпуса реактора при проведении (аттестационных) экспериментов в разных облучательных устройствах и уточнении времени эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР.