Регистрация / Вход
Прислать материал

14.579.21.0116

Аннотация скачать
Постер скачать
Общие сведения
Номер
14.579.21.0116
Тематическое направление
Энергоэффективность, энергосбережение, ядерная энергетика
Исполнитель проекта
Акционерное общество "Научно-производственное объединение "Центральный научно-исследовательский институт технологии машиностроения"
Название доклада
Разработка и применение способов получения сплавов переменного химического состава для статистического моделирования процессов деградации структуры и свойств корпусных материалов водо-водяных энергетических, технологических и исследовательских атомных реакторов при нейтронном облучении в интервале температур от 100 до 300 C
Докладчик
Козлов Павел Александрович
Тезисы доклада
Цели и задачи исследования
Снижение завышенного нормативного консерватизма при прогнозировании проектных сроков эксплуатации корпусных материалов водо-водяных энергетических, технологических и исследовательских атомных реакторов.
Прогнозирование реалистичных сроков эксплуатации водо-водяных энергетических, технологических и исследовательских атомных реакторов статистическим моделированием процессов деградации структуры и свойств корпусных материалов.
Увеличение сроков эксплуатации водо-водяных энергетических, технологических и исследовательских атомных реакторов до 60 и более лет при температуре нейтронного облучения характерной для корпуса каждого реактора из диапазона температур от 100°C до 300°C на основании реалистичных методических оценок статистического моделирования процессов деградации структуры и свойств корпусных материалов.
Актуальность и новизна исследования
Корпусные материалы активной зоны водо-водяных энергетических и технологических реакторов эксплуатируются при нейтронном облучении в диапазоне температур от 100°C до 300°C и подвержены существенному влиянию процессов деградации структуры и свойств/В сочетании с высокой погрешностью нормативных оценок радиационного охрупчивания, связанным с высокой химической и структурной неоднородностью металла, это способствует необоснованно низким срокам эксплуатации (коэффициент запаса консервативности δ=30±8°C). При нормативном расчете с завышенной консервативностью ошибка прогнозирования радиационного ресурса может превышать десятки лет, что указывает на необходимость выявления методических ошибок оценки радиационной стойкости и обоснованного определения реалистичного радиационного ресурса материалов корпусов реакторов.
Использование сплавов переменного состава позволяет моделировать ширину зоны границ сплавления на заготовке длиной до 1м и исследовать металл границ сплавления основного металла и металла сварных швов, основного металла и металла сварных швов с металлом антикоррозионной наплавки на стандартных образцах. Изготовление и последующее применение образца металла переменного состава для радиационных испытаний критической температуры хрупкости по ширине границы сплавления корпусных материалов с металлом антикоррозионной наплавки позволит в дальнейшем произвести оценку обоснованного прогнозирования сроков эксплуатации водо-водяных энергетических и технологических атомных реакторов до 60 и более лет в указанной зоне корпуса.
Описание исследования

В ходе выполнения проекта, для достижения указанной цели, будут разработаны методики получения сплавов переменного состава для радиационных испытаний сопротивления хрупким разрушениям по ширине границы сплавления корпусных материалов с металлом антикоррозионной наплавки и металлом сварного шва. 
По разработанным методикам будут изготовлены экспериментальные образцы сплавов переменного состава, имитирующие состояние металла вблизи границ линии сплавления основного металла и металла швов, основного металла и металла антикоррозионной наплавки, металла швов и металла антикоррозионной наплавки. Полученные результаты лягут в основу технологического регламента изготовления сплавов переменного химического состава, который также будет разработан в рамках текущей работы. 
Параллельно с указанными работами будут разработаны статистические модели процессов сопротивления хрупким разрушениям корпусных материалов при химической и структурной неоднородности с применением сплавов переменного химического состава, которые составят основу методики прогнозирования сроков эксплуатации корпусных материалов и корпусов водо-водяных технологических и энергетических атомных реакторов.

Результаты исследования

В результате реализации двух этапов работ 2015 и 2016 годов получены следующие результаты исследования:

1. Разработаны лабораторные методики получения сплавов переменного химического состава моделирующих зоны сварного соединения "основной металл - металл шва", "основной металл - металл антикоррозионной наплавки", "металл шва - металл антикоррозионной наплавки".

2. Изготовленные лабораторные слитки сплавов переменного химического состава моделирующих зоны сварного соединения "основной металл - металл шва", "основной металл - металл антикоррозионной наплавки", "металл шва - металл антикоррозионной наплавки".

3. Проведены (частично) физико-химические исследования микроструктуры и свойств слитка сплава переменного химического состава, моделирующего зону "основной металл - металл антикоррозионной наплавки".

4. Разработаны требования к оборудованию для объемного прецизионного исследования процессов термической обработки штатного и лабораторного металла и локального непрерывного переплава лабораторного металла при изготовлении и исследовании сплавов переменного химического состава

Практическая значимость исследования
Полученные в ходе настоящего проекта результаты будут способствовать достижению следующих эффектов:
1. Снижение завышенного нормативного консерватизма при прогнозировании проектных сроков эксплуатации корпусных материалов водо-водяных энергетических, технологических и исследовательских атомных реакторов;
2. Прогнозирование реалистичных сроков эксплуатации водо-водяных энергетических, технологических и исследовательских атомных реакторов статистическим моделированием процессов деградации структуры и свойств корпусных материалов;
3. Увеличение сроков эксплуатации водо-водяных энергетических, технологических и исследовательских атомных реакторов до 60 и более лет при температуре нейтронного облучения характерной для корпуса каждого реактора из диапазона температур от 100°C до 300°C на основании реалистичных методических оценок статистического моделирования процессов деградации структуры и свойств корпусных материалов.