ПОИСК Статьи Рисунки Таблицы Корпуса реакторов ВВЭР из "Ресурс эксплуатации сосудов и трубопроводов АЭС" В соответствии с существующей нормативной документацией КР энергоблока П исчерпал свой ресурс по критерию сушествования в нем несплошностей недопустимых размеров. [c.326] Ситуация осложнялась еще тем, что металл КР имел повышенную чувствительность к несплошностям из-за высокого, существенно превышающего проектные значения коэффициента радиационного охрупчивания. [c.326] Характеристики выявленных в ППР 89 дефектов сплошности представлены на рис. 38 и в табл. 39 расположение и нумерация сварных швов КР — на рис. 39. На рис. 38 изображены только наиболее опасные дефекты. [c.326] При анализе и выборе физико-механических свойств элементов корпуса реактора II блока рассматривались сертификатные данные, данные по Нормам прочности , а также результаты оценки временного сопротивления разрыву основного металла и металла сварного шва 4 до и после восстановительного отжига КР II блока в ППР 89 на основе измерений твердости по Бри-неллю при использовании дистанционного автоматического твердомера ДТ-4М. [c.326] Усредненные значения сертификатных данных о механических свойствах для сварных швов корпуса реактора II блока, в которых были обнаружены дефекты, даны в табл. 41. [c.328] На рис. 157 изображена схема замеров твердости в области сварного шва 4 корпуса II блока до отжига, после отжига без шлифовки и после отжига на шлифованном участке. [c.328] В табл. 42 представлены усредненные значения временного сопротивления (Л ), полученные по результатам измерения твердости по Бринеллю. [c.328] В табл. 43 представлены значения механических свойств стали 15Х2МФА в соответствии с нормами [4]. [c.328] В дальнейшем в расчетах будут использованы значения механических характеристик основного металла и металла сварного шва корпуса II блока по табл. 43 как наиболее консервативные (идушие в запас прочности) из рассмотренных результатов. [c.328] В результате проведенного отжига сварного шва 4 корпуса реактора II блока сдвиг критической температуры хрупкости вследствие облучения быстрыми нейтронами уменьшился и по оценкам ИАЭ не превышает значения равного 20 °С. Таким образом, на момент пуска II блока КолАЭС после ППР 89 критическая температура хрупкости ( 39) сварного шва 4 корпуса реактора II блока составляет = 80 °С. [c.329] Таким образом, сдвиг критической температуры хрупкости сварных швов 6, 7 на конец срока эксплуатации равен 42 °С. а основного металла зоны патрубков и обечайки 032(2) равен 2 °С. [c.330] Распределение значений критической температуры хрупкости металла сварного шва 4 КР по толщине стенки сварного шва представлено в табл. 44. При этом учитывали фактическое распределение интегрального флюенса на конец 30-летнего срока эксплуатации. [c.331] Для условий компенсируемая течь первого контура наиболее опасным для сварного шва 4 является момент, т = 0,5 ч. [c.332] Для зоны патрубков Ду 500 расчетный режим протекает следующим образом в нулевой момент времени патрубок, разогретый до температуры 300 °С заливается холодной водой с температурой 55 °С полным сечением, при этом на протяжении всего времени протекания режима в корпусе сохраняется давление 13,1 МПа. В качестве расчетных выбраны следующие моменты времени т,= 0,6 ч, 2= 0,9 ч, Тз = 00 (температура патрубка равна 55 °С). [c.332] При анализе параметров других эксплуатационных режимов, включая режимы компенсируемых течей, было получено, что указанный выше режим наиболее консервативно описывает термонапряженные состояния области сварных швов 6, 7. [c.332] В цилиндрической части корпуса реактора наиболее опасно расположение дефектов вблизи внутренней поверхности, где имеет место радиационное охрупчивание материала в наибольшей степени, а аварийные режимы охлаждения приводят к существованию высоких растягивающих напряжений. На минимальной глубине расположен дефект 3 в сварном шве 4. Положительные результаты расчета безопасности такого дефекта позволяют не рассматривать дефекты 1, 2 и 4 в сварных швах 2, 3, 4, размеры которых сопоставимы с выбранным, но они расположены в более благоприятных по отношению к радиационному охрупчиванию местах. [c.333] Что касается зоны патрубков, где влияние радиационного охрупчивания не принимается во внимание, где нет такой явной зависимости от глубины залегания дефекта, следует рассмотреть дефекты 5, 8 и 9, размеры которых существенно превышают остальные. [c.333] Изображенные на рис. 38 наиболее опасные по геометрическим размерам выявленные дефекты, схематизированы как подповерхностные эллиптические трещиновидные дефекты. Дефекты 3, 5 расположены непосредственно в металле сварных швов 4 и 6 соответственно, а дефекты 8 и 9 расположены в основном металле обечайки зоны патрубков Ду 500 корпуса реактора. При схематизации дефекта 3 в сварном шве 4 было принято заведомо консервативное предположение о том, что на расстоянии 6 мм находится не ближайшая точка подповерхностного дефекта, как это было принято для других дефектов, а наиболее удаленная, что идет в запас прочности. [c.333] В табл. 45 и 46 даны наименования режимов, параметры и число циклов нагружения за оставшийся проектный 15-летний период эксплуатации для цилиндрической части и зоны патрубков Ду 500 корпуса реактора II блока КолАЭС, соответственно. [c.334] Вернуться к основной статье