Автореферат диссертации на соискание степени доктора технических
наук: 05.14.03- ядерные энергетические установки, включая
проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации. — Институт
реакторных материалов и технологий Российского научного центра
«Курчатовский институт». — Москва, 2009. — 42 с.
Безопасная эксплуатация корпуса ВВЭР в целом определяется
металлургическими, инженерно-техническими, технологическими
факторами, надежными расчетами и обеспечением системы мониторинга
эксплуатации корпуса реактора. Достоверность аналитических моделей
для прогнозирования изменения механических свойств материалов
корпусов реакторов и корректные процедуры применения моделей для
оценки остаточного ресурса эксплуатирующихся корпусов реакторов
также являются важным условием обеспечения безопасности работы
корпусов ВВЭР.
В соответствии с Российскими стандартами для оценки состояния металла корпусов ВВЭР в процессе облучения используются нормативные зависимости: сдвиг критической температуры хрупкости от дозы облучения (флюенса быстрых нейтронов). В последние годы накоплен достаточно большой массив данных по радиационному охрупчиванию материалов корпусов реакторов. В соответствии с этими данными существующие нормативные зависимости не всегда консервативно описывают закономерности радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР. Надежная консервативная оценка радиационного ресурса материалов корпуса, возможна только на основании новых моделей. Важность решения этой задачи на сегодняшний день возрастает, поскольку организации, эксплуатирующие АЭС с ВВЭР, ставят вопрос об обосновании эксплуатации на период существенно выходящий за рамки проектного.
Проведены следующие исследования:
Оценка влияния и на радиационное охрупчивание сталей ВВЭР-440/230. Исследование влияния и на остаточное после отжига охрупчивание облученных материалов корпусов ВВЭР-440/230. Особенности радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов в различных диапазонах флюенсов. Роль эффекта флакса в радиационном охрупчивании материалов ВВЭР-440. Исследование радиационно-индуцированных выделений в материалах ВВЭР-1000. Оценка распределения свойств в сварных швах ВВЭР-440 в необлученном и облученном состояниях. Оценка распределения свойств в основном металле и сварных швах ВВЭР-1000 в исходном состоянии.
В соответствии с Российскими стандартами для оценки состояния металла корпусов ВВЭР в процессе облучения используются нормативные зависимости: сдвиг критической температуры хрупкости от дозы облучения (флюенса быстрых нейтронов). В последние годы накоплен достаточно большой массив данных по радиационному охрупчиванию материалов корпусов реакторов. В соответствии с этими данными существующие нормативные зависимости не всегда консервативно описывают закономерности радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР. Надежная консервативная оценка радиационного ресурса материалов корпуса, возможна только на основании новых моделей. Важность решения этой задачи на сегодняшний день возрастает, поскольку организации, эксплуатирующие АЭС с ВВЭР, ставят вопрос об обосновании эксплуатации на период существенно выходящий за рамки проектного.
Проведены следующие исследования:
Оценка влияния и на радиационное охрупчивание сталей ВВЭР-440/230. Исследование влияния и на остаточное после отжига охрупчивание облученных материалов корпусов ВВЭР-440/230. Особенности радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов в различных диапазонах флюенсов. Роль эффекта флакса в радиационном охрупчивании материалов ВВЭР-440. Исследование радиационно-индуцированных выделений в материалах ВВЭР-1000. Оценка распределения свойств в сварных швах ВВЭР-440 в необлученном и облученном состояниях. Оценка распределения свойств в основном металле и сварных швах ВВЭР-1000 в исходном состоянии.