2649164710

PL0800183

USZKODZENIA RADIACYJNE MATERIAŁÓW KONSTRUKCYJNYCH STOSOWANYCH NA ZBIORNIKI REAKTORÓW ENERGETYCZNYCH LEKKOWODNYCH TYPU WWER PO 40-LETNIEJ EKSPLOATACJI

ANDRZEJ HOFMAN, TADEUSZ WAGNER

LBM IEA, Świerk

W referacie przedstawiono w skrócie wpływ uszkodzeń radiacyjnych materiałów na ich własności. Opisano skrótowo rodzaje możliwych uszkodzeń. Na przykładzie danych eksploatacyjnych ciśnieniowych reaktorów lekkowodnych typu WWER opisano wpływ uszkodzeń na własności materiałów zbiornikowych, występowanie tzw. kruchości radiacyjnej oraz sposób regeneracji własności eksploatacyjnych metodą wyżarzania.

1. WSTĘP

Szeroki i intensywny rozwój energetyki jądrowej w wielu krajach postawił na pierwszym planie zagadnienia bezpieczeństwa i niezawodności jądrowych urządzeń energetycznych oraz ich ekonomiczność i czystość ekologiczną. Jednym z podstawowych warunków rozwiązania tych zagadnień jest zastosowanie odpowiednich materiałów (paliwowych, konstrukcyjnych, pochłaniających i innych) odpowiadających niezbędnym wymaganiom. Od momentu powstania energetyki jądrowej, tj. od rozpoczęcia eksploatacji elektrowni jądrowych na skalę przemysłową (połowa lat 60-tych) prowadzone są w wielu krajach liczne badania materiałów stosowanych w energetyce jądrowej. Celem tych badań jest udoskonalenie istniejących i poszukiwanie nowych materiałów dla energetycznych urządzeń jądrowych i zakładów jądrowego cyklu paliwowego.

Doświadczenia z eksploatacji pokazują, że mimo zwiększania zakresu prac eksperymentalnych, przyjęty dotychczas zakres badań w stopniu niedostatecznym ocenia odporność elementów konstrukcyjnych urządzeń (wyrobów) na zniszczenie w toku ich pracy. Znane są liczne przypadki wcześniejszych uszkodzeń mimo, że zastosowane materiały odpowiadały wszystkim zakładanym wymaganiom [1]. W szeregu przypadków przyczyną uszkodzeń były odstępstwa od technologicznych procesów metalurgicznych przy wyrobie półfabrykatów. Inną bardzo ważną przyczyną uszkodzeń mogą być odstępstwa od wymaganych warunków eksploatacji. Np. w wyniku przecieków woda spada na powierzchnię rur z austenitycznych stali chromowo-niklowych i paruje w miejscu kontaktu. Nawet w przypadku chemicznie czystej wody na powierzchni rur gromadzą się chlorki, co może spowodować intensyfikację procesu korozyjnego pękania rur.

Przy przeładunkach strefy aktywnej i w czasie przerw w pracy reaktora zmienia się i obniża wskaźnik pH wody (średnio do pH=7) z powodu podwyższenia koncentracji kwasu borowego; co przyspiesza korozję urządzeń wykonanych ze stali perlitycznych [2]. Produkty korozji przenoszone przez strumień ośrodka chłodzącego powodują kolejne przykre następstwa: pogarszają stan radiacyjny całego obiegu, co utrudnia obsługę i remont urządzeń oraz pogarszają warunki oddawania ciepła przez elementy paliwowe spowodowane odkładaniem się na ich powierzchni osadów z produktów korozji. Może to wywołać wrzenie przy ściankach koszulek elementów paliwowych i w efekcie korozyjne pękanie koszulek i

103