Доповідач
Опис
Одним із критичних питань довгострокової експлуатації енергетичних реакторів з водою під тиском є окрихчування корпусу реактора (КР), спричинене переважно нейтронним опроміненням. Для покращення розуміння багатьох відкритих питань стосовно деградації металу КР під впливом нейтронного опромінення реалізуються різні міжнародні проекти, одним із яких є STRUMAT-LTO, що виконувався у рамках програми Європейського Союзу HORIZON 2020. Однією із задач цього проекту є дослідження впливу несприятливої синергії між нікелем (Ni), марганцем (Mn) і кремнієм (Si) на мікроструктуру та механічні властивості КР при високих флюенсах швидких нейтронів, що відповідають терміну довгострокової експлуатації АЕС (60 років і більше).
Задачею ІЯД НАН України в рамках STRUMAT-LTO було випробування опромінених зразків модельного шва з умовним позначенням «H» (realistic weld H), що за хімічним складом і режимами термообробки нагадує зварний шов КР ВВЕР-1000, а також реконструювання випробуваних зразків та дослідження їх методами механіки руйнування.
Метою цієї роботи є визначення критичної температури крихкості металу зварного шва H за результатами випробувань стандартних зразків Шарпі на ударний вигин, а також її зсуву внаслідок опромінення відповідно до різних нормативних підходів.
У номенклатуру досліджуваних в проекті STRUMAT-LTO матеріалів включено вісім зварних швів подібних до металу КР ВВЕР-1000 з вмістом нікелю у діапазоні CNi = 1,26 ÷ 1,94%, марганцю CMn = 0,56 ÷ 1,08% та кремнію CSi = 0,18 ÷ 0,32%. Вміст інших хімічних елементів майже не відрізняється. Особливістю зварного шва H є високий вміст всіх трьох елементів, які, як вважається, мають найбільший вплив на швидкість радіаційного окрихчування металу КР: CNi = 1,89%, CMn = 1,08% та CSi = 0,32%.
Всі досліджувані матеріали було опромінено потоком швидких нейтронів з енергією понад 1 МеВ до флюенсу 1,11·1024 нейтр./м2. Номінальне значення густини потоку нейтронів на зразки складало ~ 2,75·1016 нейтр./м2·с при температурі опромінення 286 °С. Зразки опромінювалися в рамках експерименту LYRA-10 у дослідницькому реакторі Petten High Flux Reactor.
Дослідження зразків металу зварного шва H виконувалися в лабораторії «гарячих» камер ІЯД НАН України. Випробування на ударний вигин проводилося на дистанційно керованому маятниковому копрі КМД-30 з максимальною енергією удару 300 Дж.
За результатами випробувань було отримано температурні залежності енергії руйнування і долі в’язкої складової у зламі зразків. Температурні залежності апроксимовано функцією гіперболічного тангенсу згідно з міжнародними підходами. Поєднання таких факторів як висока ступінь опромінення та високий вміст Ni і Mn суттєво вплинуло на форму кривої апроксимації, яка є надзвичайно пологою та має низький рівень верхнього шельфу (USE – upper shelf energy).
Для визначення критичної температури крихкості матеріалу застосовано декілька підходів: діючий в Україні нормативний підхід за СОУ НАЕК 087:2023 [1], міжнародний підхід згідно з ASTM E185 [2], який регламентує визначення температури крихкості на рівні енергії руйнування 41 Дж, та застосування фіксованого критеріального рівня 28 Дж. Визначення критичної температури крихкості на рівні 28 Дж широко застосовується у наукових дослідженнях згідно із стандартом ASTM E1921 [3] для оцінки температури випробувань зразків механіки руйнування. Відповідно до СОУ НАЕК 087:2023 критеріальні рівні для визначення критичної температури крихкості змінюються ступінчасто залежно від границі текучості матеріалу. Для сталі із границею текучості понад 549 МПа значення критеріальних рівнів складають 47,2 і 71,2 Дж.
Значення верхнього шельфу досліджуваного матеріалу становить 47,8 Дж, що є надзвичайно низьким і не дозволяє оцінити температуру крихкості за підходом СОУ НАЕК 087:2023. Через значну пологість кривої Шарпі температури крихкості, визначені на рівнях 41 і 28 Дж, відрізняються на понад 90°С, а їх зсуви на 70°С. Однак, фактично, температуру крихкості на рівні 41 Дж не може бути визначено достовірно, оскільки у нормах ASME [4] вказані обов’язкові вимоги до величини USE, яка має бути не нижчою 68 Дж для опроміненого матеріалу.
Також у роботі виконано апроксимацію функцією гіперболічного тангенсу температурної залежності долі в’язкої складової у зламі. З отриманого графіка виявлено, що температура крихкості, визначена на рівні 41 Дж, відповідає значенню в’язкої складової 94%, тобто значенню, що лежить поблизу верхнього шельфу кривої Шарпі. Це свідчить про те, що для зварного шва H в опроміненому стані критична температура крихкості може бути штучно завищена. Отже, встановлення лімітуючого значення USE 68 Дж у нормативних документах ASME є виправданим. У цьому випадку оцінку тріщиностійкості рекомендується визначати з використанням експериментальних методів механіки руйнування.
Проект STRUMAT-LTO отримав фінансування від Програми досліджень та навчання EURATOM 2019–2020 згідно з грантовою угодою № 945272.
- СОУ НАЕК 087:2023. Інженерна, наукова і технічна підтримка. Методика визначення радіаційного окрихчування металу корпусів реакторів за результатами випробувань зразків-свідків.
- ASTM E185-16. Standard Practice for Design of Surveillance Programs for Light-Water Moderated Nuclear Power Reactor Vessels, Annual Book of ASTM Standards, Volume 12.02, 2016.
- ASTM E1921-21. Standard test method for determination of reference temperature, T0, for ferritic steels in the transition range // Annual Book of ASTM Standards, 2021. – Vol. 03.01. – P. 1 – 39.
- American Society of Mechanical Engineers, ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section III, Division 1, Subsection NB 2300, Fracture toughness requirements for material, New York, NY (2001).
