Патенты автора Мальцев Дмитрий Андреевич (RU)

Изобретение относится к восстановительной термической обработке узлов водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) и направлено на повышение ресурса и обеспечение безопасной эксплуатации реакторов ВВЭР-1000. Указанный результат достигается тем, что способ восстановления физико-механических свойств материала внутрикорпусных устройств водо-водяного энергетического реактора после воздействия эксплуатационных факторов включает извлечение внутрикорпусных устройств из корпуса реактора и их последующую термообработку, предусматривающую нагрев, выдержку и охлаждение, при этом нагрев ведут до температуры 975-1025°C, выдержку осуществляют при этой температуре в течение 120-130 ч, а охлаждение ведут на воздухе. 1 табл., 1 ил.

Изобретение относится к методам тепло-прочностных испытаний конструкционных материалов преимущественно при прогнозировании и оценке работоспособности необлучаемых конструктивных элементов в атомной технике. Для продления срока службы корпусов реакторов типа ВВЭР предварительно определяют уровни зернограничных сегрегаций фосфора в образцах-свидетелях, изготовленных из стали исследуемого корпуса реактора, подвергавшихся воздействию рабочих температур реактора с выдержками в течение различного времени, определяют методом экстраполяции уровень накопления сегрегаций на момент окончания эксплуатации реактора, затем изготавливают экспериментальные образцы из стали, близкой по составу и микроструктуре к стали исследуемого корпуса реактора, проводят охрупчивающий отжиг экспериментальных образцов в исходном состоянии при температуре максимального развития отпускной хрупкости в течение различного времени, определяют сдвиг критической температуры хрупкости (ТК) и уровень сегрегаций на экспериментальных образцах, подвергшихся отжигу, определяют корреляцию между сдвигом критической температуры хрупкости и уровнем сегрегаций. По полученным корреляционной кривой и экстрополяции уровня накопления сегрегаций определяют степень охрупчивания исследуемой стали в прогнозируемый период срока эксплуатации корпуса реактора. 2 ил.

 


Наверх