ГОСТ Р 50.05.12-2018

НАЦИОНАЛЬНЫЙ СТАНДАРТ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

Система оценки соответствия в области использования атомной энергии

ОЦЕНКА СООТВЕТСТВИЯ В ФОРМЕ КОНТРОЛЯ

Контроль радиационного охрупчивания корпуса реактора атомной станции

Conformity assessment system for the use of nuclear energy. Conformity assessment in the form of control. Control of reactor pressure vessels radiation embrittlement

ОКС 27.120

Дата введения 2019-03-01

Предисловие

1 РАЗРАБОТАН Акционерным обществом "Концерн Росэнергоатом"

2 ВНЕСЕН Техническим комитетом по стандартизации ТК 322 "Атомная техника"

3 УТВЕРЖДЕН И ВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ Приказом Федерального агентства по техническому регулированию и метрологии от 28 декабря 2018 г. N 1174-ст

4 ВВЕДЕН ВПЕРВЫЕ

Правила применения настоящего стандарта установлены в статье 26 Федерального закона от 29 июня 2015 г. N 162-ФЗ "О стандартизации в Российской Федерации". Информация об изменениях к настоящему стандарту публикуется в ежегодном (по состоянию на 1 января текущего года) информационном указателе "Национальные стандарты", а официальный текст изменений и поправок - в ежемесячном информационном указателе "Национальные стандарты". В случае пересмотра (замены) или отмены настоящего стандарта соответствующее уведомление будет опубликовано в ближайшем выпуске ежемесячного информационного указателя "Национальные стандарты". Соответствующая информация, уведомление и тексты размещаются также в информационной системе общего пользования - на официальном сайте Федерального агентства по техническому регулированию и метрологии в сети Интернет (www.gost.ru)

     1 Область применения

1.1 Настоящий стандарт устанавливает требования к выполнению контроля радиационного охрупчивания корпусов реакторов атомных станций, включая определение свойств материалов облучаемых элементов корпусов реакторов в процессе эксплуатации и соответствующего им значения флюенса быстрых нейтронов.

1.2 Настоящий стандарт устанавливает порядок выполнения контроля радиационного охрупчивания корпусов реакторов атомных станций, включая определение свойств материалов облучаемых элементов корпусов реакторов в процессе эксплуатации и соответствующего им значения флюенса быстрых нейтронов.

1.3 Настоящий стандарт распространяется на корпуса реакторов проектируемых, строящихся и эксплуатируемых в рамках назначенного срока службы атомных станций с реакторными установками типа ВВЭР.

     2 Нормативные ссылки

В настоящем стандарте использованы нормативные ссылки на следующие стандарты:

ГОСТ 25.506 Расчеты и испытания на прочность. Методы механических испытаний металлов. Определение характеристик трещиностойкости (вязкости разрушения) при статическом нагружении

ГОСТ 1497 (ИСО 6892-84) Металлы. Методы испытаний на растяжение

ГОСТ 6651 Государственная система обеспечения единства измерений. Термопреобразователи сопротивления из платины, меди и никеля. Общие технические требования и методы испытаний

ГОСТ 6996 (ИСО 4136-89, ИСО 5173-81, ИСО 5177-81) Сварные соединения. Методы определения механических свойств

ГОСТ 9454 Металлы. Метод испытания на ударный изгиб при пониженных, комнатной и повышенных температурах

ГОСТ 9651 (ИСО 783-89) Металлы. Методы испытаний на растяжение при повышенных температурах

ГОСТ 10708 Копры маятниковые. Технические условия

ГОСТ 11150 Металлы. Методы испытания на растяжение при пониженных температурах

ГОСТ 22706-77 Металлы. Метод испытания на растяжение при температурах от минус 100 до минус 269°С

ГОСТ 28840 Машины для испытания материалов на растяжение, сжатие и изгиб. Общие технические требования

ГОСТ 34100.1/ISO/IEC Guide 98-1:2009 Неопределенность измерения. Часть 1. Введение в руководства по выражению неопределенности измерения

ГОСТ 34100.3/ISO/IEC Guide 98-3:2008 Неопределенность измерения. Часть 3. Руководство по выражению неопределенности измерения

ГОСТ 34100.3.1/ISO/IEC Guide 98-3/Suppl 1:2008 Неопределенность измерения. Часть 3. Руководство по выражению неопределенности измерения. Дополнение 1. Трансформирование распределений с использованием метода Монте-Карло

ГОСТ 34100.3.2/ISO/IEC Guide 98-3/Suppl 2:2011 Неопределенность измерения. Часть 3. Руководство по выражению неопределенности измерения. Дополнение 2. Обобщение на случай произвольного числа выходных величин

ГОСТ Р 8.568 Государственная система обеспечения единства измерений. Аттестация испытательного оборудования. Основные положения

ГОСТ Р 8.585 Государственная система обеспечения единства измерений. Термопары. Номинальные статические характеристики преобразования

ГОСТ Р ИСО 6507-1 Металлы и сплавы. Измерение твердости по Виккерсу. Часть 1. Метод измерения

Примечание - При пользовании настоящим стандартом целесообразно проверить действие ссылочных стандартов в информационной системе общего пользования - на официальном сайте Федерального агентства по техническому регулированию и метрологии в сети Интернет или по ежегодному информационному указателю "Национальные стандарты", который опубликован по состоянию на 1 января текущего года, и по выпускам ежемесячного информационного указателя "Национальные стандарты" за текущий год. Если заменен ссылочный стандарт, на который дана недатированная ссылка, то рекомендуется использовать действующую версию этого стандарта с учетом всех внесенных в данную версию изменений. Если заменен ссылочный стандарт, на который дана датированная ссылка, то рекомендуется использовать версию этого стандарта с указанным выше годом утверждения (принятия). Если после утверждения настоящего стандарта в ссылочный стандарт, на который дана датированная ссылка, внесено изменение, затрагивающее положение, на которое дана ссылка, то это положение рекомендуется применять без учета данного изменения. Если ссылочный стандарт отменен без замены, то положение, в котором дана ссылка на него, рекомендуется применять в части, не затрагивающей эту ссылку.

     3 Термины и определения

В настоящем стандарте применены следующие термины с соответствующими определениями:

3.1 азимутальное направление: Направление вдоль окружностей, образующихся при пересечении корпуса реактора воображаемой горизонтальной плоскостью.

3.2 аксиальное направление: Направление вдоль вертикальной оси корпуса реактора.

3.3

3.4 архивный металл: Оставшийся после изготовления корпуса реактора и образцов-свидетелей металл припусков обечаек, днища и сварных проб, изготовленных с применением тех же партий сварочных материалов и флюса, которые использованы при изготовлении сварных соединений корпуса реактора, имеющий уникальную маркировку, привязку к конкретному корпусу реактора, полную информацию о химическом составе, технологии изготовления, включая описание режимов термической обработки и локализации этого металла в составе поковки или сварной пробы.

3.5 верхний шельф сериальной кривой: Часть сериальной кривой, соответствующая 100% вязкой составляющей в изломе образца, или температурный интервал, в котором первая производная сериальной кривой по температуре с ростом температуры уменьшается и не превышает 10% от максимального значения производной по этой сериальной кривой.

3.6 выборка значений : Совокупность значений , полученных при испытаниях нескольких групп образцов Шарпи одного материала.

3.7 вязкость разрушения: Сопротивление материала распространению трещины при скоростях нагружения 0,02-0,2 мм/с.

3.8 значение критической температуры хрупкости элемента корпуса реактора в исходном состоянии: Значение критической температуры хрупкости, определенное по результатам испытаний образцов на ударный изгиб расширенного дополнительного (контрольного) комплекта, которое дает минимальную консервативную оценку значения критической температуры хрупкости по объему обечайки или металла сварного шва.

3.9 группа образцов: Совокупность образцов одного типа, изготовленная из одного материала, находящегося в одном состоянии, в количестве необходимом для определения критической температуры хрупкости или параметров температурной зависимости вязкости разрушения.

3.10 дополнительный (контрольный) комплект: Совокупность образцов-свидетелей, предназначенных для контроля исходных свойств, которые не устанавливаются в реактор.

3.11 исходная критическая температура хрупкости: Критическая температура хрупкости, определенная по результатам испытаний образцов на ударный изгиб из дополнительного (контрольного) комплекта.

3.12 комплект образцов-свидетелей: Минимально необходимая совокупность образцов различных типов и материалов для определения свойств металла контролируемого корпуса реактора в текущем состоянии, которые извлекаются из реактора одновременно.

3.13 контейнер: Герметичная упаковка, предназначенная для размещения образцов-свидетелей в реакторе.

3.14 контейнерная сборка: Конструкция, состоящая из одного или нескольких контейнеров, которая обеспечивает расположение образцов-свидетелей в реакторе в необходимых условиях, а также их извлечение и транспортирование в исследовательскую организацию.

3.15 коэффициент опережения: Отношение флюенса на образце-свидетеле к максимальному флюенсу нейтронов на соответствующем элементе корпуса реактора за тот же период облучения.

3.16 критериальное значение: Назначенное значение работы разрушения (вязкой составляющей в изломе или поперечного расширения) на температурной зависимости, по которому определяется критическая температура хрупкости.

3.17 критическая температура хрупкости: Характеристика склонности материала к хрупкому разрушению, определяемая по результатам испытаний образцов на ударный изгиб.

3.18 малоразмерные образцы: Образцы для испытаний на ударный изгиб с размерами 5x5x27,5 мм для металла сварного шва и 5x5x27,5 мм или 3x4x27 мм для основного металла.

3.19 металл зоны термического влияния: Металл обечаек и элементов эллиптического днища, который в процессе изготовления сварного шва, соединяющего два элемента корпуса реактора, подвергается нагреву выше температуры перекристаллизации при фазовом превращении.

3.20 металл сварного шва: Металл, образовавшийся в результате кристаллизации расплавленного металла сварочных материалов при соединении обечаек корпуса реактора между собой и с днищем.

3.21 металл, идентичный металлу корпуса реактора: Металл припусков заготовок под обечайки и из сварных проб, изготовленных с применением сварочных материалов тех же партий (проволока одной партии в сочетании с флюсом одной партии при автоматической сварке под флюсом), как и контролируемые зоны корпуса реактора, и прошедший такую же термическую обработку (включая скорость охлаждения в процессе закалки и температуры окончательного отпуска), как и соответствующие элементы корпуса реактора.

3.22 назначенный срок службы корпуса реактора: Продолжительность эксплуатации корпуса реактора в годах (), установленная в проекте реакторной установки.

3.23 нейтронно-активационный индикатор: Размещенный в защитной оболочке комплект из нескольких активируемых элементов известного изотопного состава, предназначенных для регистрации нейтронов посредством ядерных реакций взаимодействия нейтронов с нуклидами-мишенями, приводящих к образованию радиоактивных продуктов реакций.

3.24 нижний шельф сериальной кривой: Часть сериальной кривой, соответствующая 0% вязкой составляющей в изломе образца или температурный интервал, в котором первая производная по сериальной кривой с ростом температуры повышается, но не превосходит 10% от максимального значения производной по этой сериальной кривой.

3.25 обечайка: Кованый элемент корпуса реактора цилиндрической формы.

3.26 облучаемые образцы-свидетели: Образцы-свидетели, облучаемые в реакторе, для контроля радиационного охрупчивания облучаемых элементов корпуса реактора.

3.27 облучаемый элемент корпуса реактора: Элемент корпуса реактора, для которого максимальный флюенс быстрых нейтронов за время эксплуатации в рамках назначенного срока службы превышает значение 1·10, м (Е>0,5 МэВ).

3.28 образец Шарпи: Образец на ударный изгиб типа 11 по ГОСТ 9454 для основного металла, типа IX по ГОСТ 6996 для металла сварного шва.

3.29 образцы-свидетели: Образцы, изготовленные из металла, идентичного металлу корпуса реактора, часть которых исследуется в исходном состоянии, а часть загружена в реактор и выдерживается в условиях, близких к условиям эксплуатации металла корпуса реактора, выгружается и исследуется для контроля изменений структуры и свойств металла корпуса реактора в процессе эксплуатации.

3.30 основной металл: Металл обечайки, припусков обечайки и элементов эллиптического днища, за исключением металла ЗТВ.

3.31 программа образцов-свидетелей: Система мероприятий, обеспечивающих контроль изменения свойств металла корпуса реактора в процессе эксплуатации на основании результатов исследований образцов-свидетелей.

3.32 работа разрушения: Работа, затраченная на пластическую деформацию и образование поверхностей излома при испытании образца на ударный изгиб.

3.33 радиальное направление: Направление, совпадающее с радиусом обечаек.

3.34 радиационное охрупчивание: Радиационно-стимулированное изменение структурного состояния металла, которое приводит к повышению склонности к хрупкому разрушению.