Eng
Ukr
Rus
Триває друк
2020 №12 (07) DOI of Article
10.37434/as2020.12.01
2020 №12 (02)

Автоматичне зварювання 2020 #12
Журнал «Автоматичне зварювання», № 12, 2020, с. 3-16

Вплив технологічних параметрів дугового наплавлення антикорозійного шару в корпусі реактора ВВЕР-1000 на розподіл залишкових напружень

О.В. Махненко, О.С. Костеневич
ІЕЗ ім. Є.О. Патона НАН України. 03150, м. Київ, вул. Казимира Малевича, 11. E-mail: office@paton.kiev.ua

Для обґрунтування подовження ресурсу безпечної експлуатації діючих корпусів реакторів ВВЕР-1000 необхідно враховувати залишкові напруження, які виникають під час виготовлення в результаті зварювального або наплавного нагріву, та їх перерозподілу після термообробки. Для циліндричної частини корпусів використовувалось автоматичне наплавлення під флюсом стрічковими електродами, а для поверхні патрубкової зони (внутрішня поверхня патрубків Ду850 та їх галтелі), а також інших важкодоступних місць корпусу – ручне дугове наплавлення покритими електродами. Процес та параметри режиму дугового антикорозійного наплавлення можуть значно впливати на мікроструктурний фазовий склад зони термічного впливу (ЗТВ) основного матеріалу, корпусної сталі 15Х2НМФА, а також на розподіл залишкових напружень. За допомогою математичного моделювання виконано прогнозування мікроструктурних фазових перетворень в ЗТВ при наплавленні захисного антикорозійного шару на основі експериментальної зварювальної термокінетичної діаграми розпаду аустеніту корпусної сталі 15Х2НМФА, отримано розподіл залишкових напружень в корпусі реактора ВВЕР-1000 з урахуванням мікроструктурних перетворень при різних технологічних режимах дугового наплавлення. Порівняння результатів розподілу залишкових напружень після наплавлення та термообробки при різних технологічних режимах показало наявність зони стискаючих напружень, які виникають в ЗТВ сталі 15Х2НМФА внаслідок мартенситно-бейнітного перетворення. Бібліогр. 24, табл. 6, рис. 15.
Ключові слова: корпус реактора, ВВЕР-1000, антикорозійне дугове наплавлення, термообробка, залишкові напруження, мікроструктурні фазові перетворення, математичне моделювання, термокінетична діаграма, сталь 15Х2НМФА


Надійшла до редакції 02.11.2020

Список літератури

1. (2003) ПНАЭ Г-7-009-89 Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок. Сварка и наплавка, основные положения. Москва.
2. (1982) Корпус сварной 1152.02.70.000. Дополнение к паспорту сосуда, работающего под давлением 1152.02.70.000 Д7. (ЗАЭС бл. 1).
3. Титова Т.И. Шульган Н.А. (2013) Совершенствование качества сварных соединений и наплавленных поверхностей оборудования АЭУ производства ОАО «Ижорские заводы», С.-Петербург. Материалы конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», ОКБ «Гидропресс». http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2013/autorun/article95ru.htm
4. Iradj, Sattari-Far, Magnus, Andersson. (2006) Cladding Effects on Structural Integrity of Nuclear Components. SKI Report 2006:23, ISSN 1104-1374, ISRN SKI-R-06/23-SE.
5. Katsuyama, J., Udagawa, M., Nishikawa, H. et al. (2010) Evaluation of Weld Residual Stress near the Cladding and J-weld in Reactor Pressure Vessel Head for the assessment of PWSCC Behavior. Japan Society of Maintenology. E-Journal of Advanced Maintenance, 2, 50–64.
6. Dupas, P., Moinereau, D. (1996) Evaluation of Cladding Residual Stresses in Clad Blocks by Measurements and Numerical Simulations. J. de Physique IV Colloque, 6, 187–196
7. Рябцев И.А., Сенченков И.К. (2013) Теория и практика наплавочных работ. Киев, Екотехнологія.
8. Цвитанович М., Пострузин Ж., Мунк Р. и др. (2011) Система ультразвукового контроля металла корпуса реактора АЭС «Куданкулам». Материалы конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», ОКБ «Гидропресс», Подольск. http://www.gid-ropress.podolsk.ru/files/ proceedings/mntk2011/documents/mntk2011-184.pdf
9. Марголин Б.З., Варовин А.Я., Костылев В.И. (2005) Определение остаточных напряжений в корпусах реакторов ВВЭР после многопроходной сварки, наплавки и высокотемпературного отпуска. Автоматическая сварка, 10, 630, 16–22.
10. (1978) ТУ 108-765-78 Заготовки из стали марок 15Х2НМФА и 15Х2НМФА-А для корпусов и крышек и других узлов реакторных установок.
11. Kostylev, V.I., Margolin, B.Z. (2000) Determination of residual stress and strain fields caused by cladding and tempering of reactor pressure vessels. International J. of Pressure Vessels and Piping, 77, 723–735.
12. (2000) Методика определения ресурса корпусов атомных реакторов в процессе эксплуатации (МРК-СХР-2000), РД ЭО 0353-02. С.-Петербург-Москва.
13. Махненко О.В., Костин В.А., Жуков В.В., Костеневич Е.С. (2019) Влияние сварочного цикла охлаждения на структурно-фазовый состав стали 15Х2НМФА. Автоматическая сварка, 9, 14–25.
14. Гривняк И. (1984) Свариваемость сталей. Пер. со словац. Л.С. Гончаренко. Макаров Э.Л. (ред.). Москва, Машиностроение.
15. Касаткин О.Г., Зайффарт П. (2002) Расчетные модели для оценки механических свойств металла ЗТВ при сварке низколегированных сталей. Сб. тр. межд. конф. «Математическое моделирование и информационные технологии в сварке и родственных процессах». Киев, сс. 103–106.
16. Касаткин О.Г. (1990) Математическое моделирование зависимостей состав-свойства сварных соединений и создание расчетно-экспериментальной системы для оптимизации основных технологических факторов сварки низколегированных конструкционных сталей. Автореф. дис.…д-ра техн. наук. Киев, ИЭС им. Е.О. Патона.
17. Lobanov, L.M., Kostin, V.А., Makhnenko, O.V. et al. (2020) Forecasting of structural transformations in heat affected zone steel of 15KH2NMFA at anti-corrosion cladding. Problems of Atomic Science and Technology, 2, 126, 89–96.
18. Гурович Б.А., Кулешова Е.А., Федотова С.В. (2011) Влияние химического состава и структурных параметров сталей корпусов реакторов ВВЭР на склонность к охрупчиванию, обусловленному образованием зернограничных сегрегаций, в том числе, в условиях, характерных для длительной эксплуатации энергетических установок. Материалы 7-й межд. науч.-техн. конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, ОКБ «Гидропресс». http://www.gidropress. podolsk.ru/files/proceedings/mntk2011/autorun/article151-ru.htm
19. Фролов А.С. (2013) Фазово-структурное состояние и служебные характеристики новых композиций сталей для корпусов реакторов с повышенной мощностью и сроком службы. Автореф. дис. ... канд. техн. наук. Москва, Нац. исслед. центр «Курчатовский институт».
20. Teplukhina, I.V., Golod, V.M., Tsvetkov, A.S. (2018) CCT diagram plotting based on the numerical analysis of dilatometric tests results. Letters on Materials, 8, 1, 37–41.
21. Соловьев И.В., Корниенко О.Ю., Жиляков А.Ю., Белорусец А.М. (2017) Исследование кинетики распада переохлажденного аустенита стали 15Х2НМФА при непрерывном охлаждении. Материалы XVIII Международной научно-техн. Уральской школы-семинара металловедов-молодых ученых. Екатеринбург, 21–23 ноября 2017. Екатеринбург, УрФУ, сс. 250–252.
22. Махненко В.И. (1976) Расчетные методы исследования кинетики сварочных напряжений и деформаций. Киев, Наукова думка.
23. Махненко В.И. (2006) Ресурс безопасной эксплуатации сварных соединений и узлов современных конструкций. Киев, Наукова думка.
24. Betton, J. (2008) Creep Mechanics. 3-rd ed. Springer, Germany, XVI.

Реклама в цьому номері:



>