Корпуса реакторов, изготовленные из ферритных сталей, проектируются с учетом прогрессивных изменений свойств материалов в результате нейтронного воздействия в процессе эксплуатации. При эксплуатации легководных энергетических реакторов изменения пределов давления и температуры (P– T) производятся периодически в течение срока службы для учета воздействия нейтронного излучения на пластичный-хрупкий материал. Свойства материала при температуре перехода. Если степень нейтронного охрупчивания становится большой, ограничения на работу при обычном нагреве и охлаждении могут стать серьезными. Дополнительное внимание следует уделить постулируемым событиям, таким как тепловой удар под давлением (PTS). Снижение ударной вязкости верхней полки также происходит из-за нейтронного воздействия, и это снижение может снизить запас прочности против вязкого разрушения. Когда оказывается, что такие ситуации могут развиваться, доступны определенные альтернативы, которые уменьшают проблему или откладывают время, когда необходимо рассмотреть ограничения на установку. Одной из этих альтернатив является термический отжиг области поясной части корпуса реактора, то есть нагрев области поясной линии до температуры, достаточно превышающей нормальную рабочую температуру, чтобы восстановить значительную часть исходной вязкости разрушения и других свойств материала, которые были потеряны в процессе эксплуатации. результате нейтронного охрупчивания. Подготовку и планирование отжига в процессе эксплуатации следует начинать заранее, чтобы можно было получить соответствующую информацию для руководства операцией отжига. Необходимо уделить достаточно времени для оценки ожидаемых преимуществ в отношении срока службы, которые можно получить за счет отжига; оценить метод отжига, который будет использоваться; провести необходимые системные исследования и оценки стресса; оценить ожидаемое восстановление после отжига и повторное охрупчивание; разработать и функционально протестировать такое оборудование, которое может потребоваться для проведения отжига в процессе эксплуатации; и обучить персонал выполнению отжига. Выбор температуры отжига требует баланса противоположных условий. Более высокие температуры отжига и более длительное время отжига могут обеспечить лучшее восстановление вязкости разрушения и других свойств материала и тем самым увеличить срок службы после отжига. Температура отжига также может влиять на тенденцию повторного охрупчивания после отжига. С другой стороны, более высокие температуры могут вызвать другие нежелательные эффекты, такие как необратимая деформация ползучести или отпускная хрупкость. Эти более высокие температуры также могут вызвать инженерные трудности, то есть удаление и хранение активной зоны и теплоносителя, локальные тепловые эффекты и т. д., чтобы предотвратить деформацию корпуса или повреждение опор корпуса, трубопроводов первого контура теплоносителя, прилегающего бетона, изоляции и т. д. в ходе операции отжига. См. документ ASME N-557 для получения дополнительных указаний по условиям отжига и оценке термического напряжения (2). Когда корпус реактора приближается к состоянию охрупчивания, при котором рассматривается возможность отжига, основным критерием является количество лет дополнительного срока службы, который обеспечит отжиг корпуса. Для ответа на этот вопрос необходимы две части информации: скорректированный после отжига уровень энергии RTNDT и верхней полки, а также их последующие изменения во время будущего облучения. Кроме того, если сосуд подвергается отжигу, та же информация необходима в качестве основы для установления пределов давления и температуры на период сразу после отжига и демонстрации соответствия другим проектным требованиям и критериям отбора PTS. Аналогичным образом необходимо учитывать влияние на прочность верхней полки. В этом руководстве в первую очередь рассматриваются изменения RTNDT. Обращение с верхней полкой возможно с использованием подхода, аналогичного указанному в Нормативном руководстве NRC 1.16.......
ASTM E509-03(2008) История
2021ASTM E509/E509M-21 Стандартное руководство по отжигу в процессе эксплуатации корпусов ядерных реакторов с легководным замедлителем
2014ASTM E509/E509M-14 Стандартное руководство по отжигу в процессе эксплуатации корпусов ядерных реакторов с легководным замедлителем
2003ASTM E509-03(2008) Стандартное руководство по отжигу в процессе эксплуатации корпусов ядерных реакторов с легководным замедлителем
2003ASTM E509-03 Стандартное руководство по отжигу в процессе эксплуатации корпусов ядерных реакторов с легководным охлаждением
1997ASTM E509-97 Стандартное руководство по отжигу в процессе эксплуатации корпусов ядерных реакторов с легководным охлаждением