Исследование изменений структурно -фазового состояния и физико-механических характеристик аустенитной стали 12Х18Н10Т в результате реакторного облучения и термического воздействия
Введение 15
1. ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР 20
1.1 Аустенитные стали. 20
1.2 Радиационные явления в облученных аустенитных сталях 22
1.3 Радиационное упрочнение и охрупчивание аустенитных сталей 24
1.4 Коррозия облученной аустенитной стали 33
2. МЕТОДИКА ИССЛЕДОВАНИЯ И ИСПЫТАНИЯ 38
2.1 Пробоподготовка 39
2.1.1 Вырезка образцов 39
2.1.2 Подготовка поверхностей образцов 46
2.2 Микроструктурные исследования 48
2.2.1 Метод оптической микроскопии 48
2.2.1 Метод растровой электронной микроскопии 51
2.2.2. Рентгеноспектральный микроанализ 54
2.3 Определение физико - механических свойств. 58
2.3.1 Определение микротвердости 58
2.3.2 Определение плотности 60
2.3.3 Определение прочностных характеристик 62
2.5 Методика термического старения 66
3. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНАЯ ЧАСТЬ 71
3.1 Объект и методы исследования 71
3.2 Исследование структурно-фазового состояния и физико-механических
характеристик образцов после реакторного облучения 73
3.3 Результаты длительного отжига 80
3.4 Исследование структурно-фазового состояния и физико-механических
характеристик облученных образцов после длительного отжига 82
4 Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение 90
Введение 90
13
4.2 Планирование научно-исследовательских работ 90
4.3 Бюджет научного исследования 93
5 Социальная ответственность 98
Введение 98
5.1 Анализ опасных и вредных производственных факторов 98
5.2 Обоснование и разработка мероприятий по снижению уровней опасного и
вредного воздействия и устранению их влияния на работающих 100
5.2.1 Требования к ПЭВМ и организация работы организационные
мероприятия 100
5.2.2 Условия безопасной работы 102
5.2.2.1 Производственный шум 102
5.2.2.2 Микроклимат 103
5.2.3 Расчет искусственной освещенности 104
5.3 Анализ выявленных опасных факторов проектируемой производственной
среды 107
5.3.1 Электробезопасность 107
5.3.2 Пожаровзрывобезопасность 108
5.4 Охрана окружающей среды 111
5.5 Защита в чрезвычайных ситуациях 111
5.6 Правовые вопросы обеспечения безопасности 113
Заключение 115
Список использованных источников 117
Приложение А 126
Известно, что большинство ядерных реакторов в мире эксплуатируются уже более 30 лет. Продолжение безопасной эксплуатации зависит, среди прочего, от надежности основных узлов реактора: силового корпуса, технологических каналов активной зоны и др. Поведение конструкционных материалов эксплуатируемых и проектируемых ядерных реакторов определяет, в значительной степени, безопасную работу атомных станций. Как правило, достижение высоких выгораний топлива ограничивается радиационной стойкостью материалов оболочек и чехлов тепловыделяющих сборок (ТВС), а срок безопасного длительного хранения ядерного топлива дополнительно лимитируется коррозионной стойкостью данных барьерных материалов ТВС.
Роль конструкционных материалов состоит не только в обеспечении их целостности и прочности на весь период эксплуатации тепловыделяющих сборок, но и в удержании внутри твэла продуктов деления топлива во время длительно «мокрого» или «сухого» хранения отработавших ТВС (ОТВС). По существу, радиационная и коррозионная стойкость конструкционных материалов являются основными в решении ключевых вопросов безопасности реакторной установки.
В соответствии с Постановлением Правительства Республики Казахстан №456 от 22 апреля 1999 года РУ БН-350 должна быть приведена в состояние безопасного хранения на срок 50 лет с последующим демонтажем и захоронением. В настоящее время топливные сборки упакованы в чехлы, изготовленные по технологии ANL (США), и размещены на длительное контейнерное, сухое хранение на площадке КИР «Байкал-1». Технология сухого хранения сборок в среде аргона допускает наличие влажности, не превышающей 10 %. Проектная вероятность повреждения топливных сборок при сухом хранении в течение 50 лет варьируется в диапазоне от 3 % до 50 % в зависимости от степени коррозии. Беспокойство вызывает тот факт, что, по различным оценкам, в результате травления внутренней поверхности оболочек твэлов их толщина может уменьшаться на 10-40 % в процессе их эксплуатации в реакторе. Коррозия оболочек твэлов при сухом хранении может привести к уменьшению их механической прочности и, в конечном счете, к их разрушению.
Учитывая, что контроль или возможность измерения температуры, давления или состояния топливных сборок при хранении не предусмотрены, единственным инструментом для оценки состояния топливных сборок остается проведение модельных исследований с облученными материалами, и экстраполяция экспериментальных данных на последующие условия хранения ТВС. Использование материалов натурных топливных сборок реактора БН-350, получивших различные повреждающие дозы, обеспечат востребованность и конкурентоспособность исследований.
В связи с вышесказанным поставленная цель данной работы: определение закономерностей изменения структурно-фазового состояния, коррозионной стойкости и прочностных характеристик аустенитной нержавеющей стали типа 12Х18Н10Т в результате реакторного облучения и последующего изотермического воздействия, является, несомненно, важной и востребованной.
Для достижения поставленной цели решаются следующие задачи:
- проведение литературного обзора по теме исследования;
- выбор методик исследования и испытания образцов материалов;
- получение экспериментальных данных по степени изменения структуры, прочностных характеристик и коррозионной стойкости конструкционных материалов ОТВС РУ БН-350 в зависимости от полученной дозы реакторного облучения;
- получение экспериментальных данных по степени изменения структуры, прочностных характеристик и коррозионной стойкости конструкционных материалов ОТВС РУ БН-350 в зависимости от температуры испытания в среде аргона;
- анализ экспериментальных результатов.
Как правило в современных, новых проектах атомных энергетических станций процедура декомиссии (снятия с эксплуатации) реакторной установки является частью основного проекта. В большинстве ныне действующих реакторов существует потребность в создании такой процедуры окончательной фазы эксплуатации реактора. Ко всему прочему, принимая во внимание, что за быстрыми энергетическими реакторами есть большое будущее, работы и сам опыт в области обращения с отработавшими топливными сборками (ОТВС) является архиважной и значимой задачей.
Учитывая современную мировую практику, исследования структурнофазового состояния и физико-механических характеристик материала ОТВС необходимы для организации их длительного и безопасного хранения, что особенно актуально в настоящее время, т.к. проблемы обращения с отработавшими в реакторе материалами является очень важными в процессе декомиссии атомных электростанций.
Цель работы:
Установление закономерностей изменения структуры и физикомеханических свойств стали 12Х18Н10Т в результате длительных термических и механо-термических воздействий в штатных и аварийных режимах длительного сухого хранения.
Для решения поставленной цели, сформулированы следующие задачи для исследования:
1.Определить степень изменения структуры и физико-механических свойств стали 12Х18Н10Т в результате нейтронного облучения в интервале повреждающих доз 45,5 до 55,5 сна.;
2.Установить закономерности изменения структуры и физико - механических свойств облученной аустенитной стали в зависимости от температуры и длительности термического воздействия в штатных и аварийных режимах длительного сухого хранения;
З.Установить закономерности изменения структуры и физикомеханических свойств облученной аустенитной стали в зависимости в условиях синергического воздействия повышенной температуры и механической нагрузки.
Объект исследования: образцы грани чехла ОТВС ЦЦ-19 РУ БН-350 получившие повреждающие дозы от 45,5 до 55,5 сна.
Предмет исследования: термические и механо-термические воздействие на образцы грани чехла ОТВС ЦЦ-19 РУ БН-350 получившие повреждающие дозы от 45,5 до 55,5 сна.
Научная новизна работы состоит в том, что будут получены уникальные данные по степени изменения структурно-фазового состояния, физикомеханических характеристик и коррозионной стойкости конструкционных материалов ОТВС РУ БН-350 в зависимости от полученной дозы реакторного облучения и последующего термического старения.
Практическая значимость результатов ВКР: Полученные результаты будут использованы при продлении срока службы энергетических реакторов на быстрых нейтронах и обосновании безопасности длительного сухого хранения ОТВС.
Положение выносимое на зациту:
1.Методики испытаний, моделирующих условия штатного и аварийного режимов хранения ОТВС РУ БН-350 и установки для их реализации;
2.Закономерности изменения структуры и физико-механических свойств стали 12Х18Н10Т от полученной дозы реакторного облучения;
3.Закономерности изменения структуры и физико-механических свойств облученной аустенитной стали в зависимости от температуры и длительности термического воздействия в штатных и аварийных режимах длительного сухого хранения;
4.Закономерности изменения структуры и физико-механических свойств облученной аустенитной стали в условиях синергического воздействия повышенной температуры и механической нагрузки..
В ходе реализации поставленной цели диссертационной работы было проведено изучение литературных данных по состоянию вопросов обращения с облученными материалами. Выбраны методики испытаний, облученных образцов конструкционных материалов и материаловедческих исследований. Также в рамках сформулированных основных задач в работе получены экспериментальные данные по:
- степени изменения структуры, прочностных характеристик и коррозионной стойкости конструкционных материалов ОТВС РУ БН-350 в зависимости от полученной дозы реакторного облучения;
- степени изменения структуры, прочностных характеристик и коррозионной стойкости конструкционных материалов ОТВС РУ БН-350 в зависимости от температуры испытания в среде аргона;
На завершающем этапе работы проведен комплексный анализ полученных данных, где установлены основные закономерности поведения исследуемого материала.
Исследования образцов после реакторного облучения выявило незначительное различие структуры по высоте грани чехла ЦЦ-19. В структуре наблюдается множество мелкодисперсных карбидных выделений, наибольшее число которых обнаружено на отметке «+175 мм» от ЦАЗ. На этом же участке обнаружена максимальная прочность, и как следствие, низкая пластичность материала. Результаты определения микротвердости указывают на то что длительный изотермический отжиг приводит к снижению эффекта радиационного упрочнения тем сильнее чем выше температура отжига.
В качестве основных постулатов, полученных в ходе реализации данной диссертационной работы можно обозначить следующее:
- охарактеризована и установлена степень деградации материала до испытаний и после испытания (моделирующие состояние материала на начальной и конечной стадии хранения);
- обнаружен положительный эффект снижения риска разрушения материала ОТВС возникающий за счет отжига в процессе хранения, что необходимо учитывать при построении прогноза состояния материла на финальной стадии сухого хранения.
Помощь студентам и аспирантам в выполнении работ от наших партнеров
