Телефон: 8-800-350-22-65
WhatsApp: 8-800-350-22-65
Telegram: sibac
Прием заявок круглосуточно
График работы офиса: с 9.00 до 18.00 Нск (5.00 - 14.00 Мск)

Статья опубликована в рамках: Научного журнала «Студенческий» № 39(167)

Рубрика журнала: Технические науки

Секция: Материаловедение

Скачать книгу(-и): скачать журнал часть 1, скачать журнал часть 2, скачать журнал часть 3, скачать журнал часть 4, скачать журнал часть 5, скачать журнал часть 6

Библиографическое описание:
Борисова О.А., Коломыцев К.А. ВОССТАНОВЛЕНИЕ СВОЙСТВ МАТЕРИАЛА КОРПУСА ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА // Студенческий: электрон. научн. журн. 2021. № 39(167). URL: https://sibac.info/journal/student/167/232425 (дата обращения: 13.08.2022).

ВОССТАНОВЛЕНИЕ СВОЙСТВ МАТЕРИАЛА КОРПУСА ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА

Борисова Ольга Александровна

студент, кафедра материаловедение и технологии материалов, Московский Авиационный Институт,

РФ, г. Москва

Коломыцев Кирилл Александрович

студент, кафедра материаловедение и технологии материалов, Московский Авиационный Институт,

РФ, г. Москва

В настоящее время в ядерной энергетике существует ряд проблем, требующих решения для более эффективной и долгосрочной службы атомных электростанций.

Радиационное излучение негативно влияет на свойства метала корпуса реактора, а именно, приводит к его радиационному охрупчиванию, радиационной ползучести, радиационному росту и распуханию, появлению наведенной активности. Все это влияет на долговечность использования ректора. Поэтому продление срока службы материала корпуса является одной из ключевых проблем ядерной энергетики. Один из вариантов решения этой проблемы – восстановление свойств материала корпуса энергетического реактора путем отжига.

Существует несколько способов восстановления свойств материала после радиационного излучения, которые будут рассмотрены в данной работе.

Рассмотрим два способа, которые были опубликованы в 1997 году. Первый способ, описанный в работе [1], заключается в локальном нагревании корпуса до температур Тн=(0,3-0,4)Тпл, где Тн – температура нагрева, Тпл – температура плавления металла, затем проводят выдержку в течение времени, определяемого с учетом критериев длительной прочности и необходимой степени восстановления, после проводят охлаждение на воздухе. Отличительной особенностью этого метода является, то что благодаря локальному нагреву, в металле создается такое температурное поле, при котором начинает происходить диффузное перемещение примесных элементов, что приводит к уменьшению локальных концентраций примесей, и их выравниванию по всему объему металла до допустимых значений. Таким образом, создаются зоны сжатия, через которые пропускают электрический ток.

Недостатками этого способа являются нагрев до температуры 460-990°C, который может привести к нежелательному охрупчиванию металла, а также сложность осуществления такого локального нагрева, вследствие чего могут возникнуть внутренние напряжения в металле.

Более современный метод, описанный в работе [2], заключается в нагреве стенки корпуса со стороны внутренней поверхности, выдержку и охлаждение, при этом нагрев ведут до температуры 400-580°С со скоростью не более 20°С/ч, выдержку осуществляют в течение 100-150 часов при градиенте температур между наружной и внутренней поверхностью корпуса не более 15-20°С, охлаждение ведут со скоростью не более 20°С/ч до температуры 300°С, затем со скоростью не более 30°С/ч до температуры 100°С, и далее - с выключенными нагревателями [2]. Особенностью данного метода является теплоизоляция наружной стенки, что позволяет снизить радиальные градиенты температур до оптимальных значений, что способствует снижению различий в полноте возврата свойств металла наружных и внутренних слоев корпуса реактора вследствие восстановительного отжига.

Недостатками этого способа являются: необходимость нагрева корпуса до высоких температур, что приводит к охрупчиванию стали в процессе отжига и к риску отслоения наплавки на корпусе реактора; сварные швы и связанные с ними бетонные перегородки, не предназначенные для использования при температурах данного отжига, могут разрушиться. Также при этом методе необходимо извлечь внутрикорпусные устройства, что приводит к дополнительным затратам.

Самый новый метод, описанный в работе [3], заключается в осуществлении отжига путем повышения температуры водного теплоносителя до 300-345°С, выдержки при указанной температуре 50-150 часов и охлаждения водного теплоносителя до температуры окружающей среды [3].

Особенностью этого метода является отсутствие отдельных нагревательных элементов, нагрев осуществляется, за счет нагрева теплоносителя. Таким образом, данный метод является самым экономичным из всех представленных, он не требует отдельных нагревателей, извлечения внутрикорпусных устройств и не приводит к охрупчиванию металла корпуса и разрушению отдельных частей.

Однако этот способ также имеет недостатки, из-за достаточно низкой температуры отжига восстановление металла происходит не на 100%.

Таким образом, несмотря на то, что существует несколько способов восстановления свойств корпуса реактора, все они имеют существенные недостатки и требуют доработки. Самым экономически выгодным является третий способ, а вот самым эффективным второй, так как он может восстановить свойства металла на 100%, и, если правильно подобрать температурный режим можно избежать охрупчивания металла корпуса и разрушения сварных соединений.

Исходя из выше сказанного можно сделать вывод о том, что проблема восстановления свойств материала корпуса реактора и продление его срока службы является по-прежнему актуальной и требует проведения новых исследований и поиска новых решений.

 

Список литературы:

  1. Пат. 2084544 С1 РФ; МПК: C21D 1/78. Способ восстановления физико-механических свойств металла корпуса реактора. / В.М. Витинов; заявитель и патентообладатель Опытное конструкторское бюро «Гидропресс». -№94014550/02; заявл. 19.04.1994; опубл. 20.07.1997
  2. Пат. 2396361 С1 РФ; МПК: C21D 1/78; B23P 6/02. Способ восстановления физико-механических свойств металла корпусов энергетических реакторов ВВЭР-1000. / Я.И. Штромбах, Б.А. Гурович, Д.Ю. Ерак, Д.А. Журко, О.О. Забусов, Е.А. Кулешова, Ю.А. Николаев; заявитель и патентообладатель Федеральное Государственное учреждение "Российский научный центр "Курчатовский институт" (РНЦ "Курчатовский институт"). - №2009136468/02; заявл. 02.10.2009; опубл. 10.08.2010, Бюл. № 22
  3. Пат. 2702882 С1 РФ; МПК: C21D 1/78; B23P 6/02. Способ восстановления механических свойств материала корпуса эксплуатирующего ядерного реактора в отсутствие внешнего источника нагрева путём отжига. / А. М. Крюков, В.С. Рубцов; заявитель и патентообладатель федеральное бюджетное учреждение "Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности" (ФБУ "НТЦ ЯРБ"). - № 2018147530; заявл. 29.12.2018; опубл. 11.10.2019, Бюл. № 29

Оставить комментарий

Форма обратной связи о взаимодействии с сайтом