автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Анализ современного состояния проблемы радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов и перспектив повышения надежности оценок их эксплуатационного ресурса

РОССИЙСКИЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ»

На правах рукописи УДК 621.039.6

Антонио Баллестерос

Анализ современного состояния проблемы радиационного охрулчивания материалов корпусов реакторов и перспектив повышения надежности оценок их эксплуатационного ресурса (на примере испанских реакторов Р\УЛ)

Специальность: 05.14.03 - ядерные энергетические установки,

включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени

кандидата технических наук

I

Москва - 2003

Работа выполнена в Научно-техническом центре "Технатом", Мадрид, Испания.

Научный руководитель - доктор технических наук

Крюков А.М.

Официальные оппоненты - доктор технических наук, профессор

Амаев А.Д.

доктор физ.-мат. наук, профессор Мярголнн Б.З.

Ведущая организация - Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники (НИКИЭТ)

Защита состоится «_ » 2003 г., в часов минут на заседании Специализированного Ученого Совета

Д 520.009.06 в Российском научном центре «Курчатовский институт» по адресу 123182 г.Москва, пл. И.В.Курчатова, 1.

С диссертацией можно ознакомиться в научно-технической библиотеке РНЦ «Курчатовский институт». Просим принять участие в работе Совета или прислать отзыв в одном экземпляре, заверенный печатью организации.

Автореферат разослан « » 2003 г.

Ученый секретарь Специализированного Совета, доктор технических наук

В.Г. Мадеев

^оН 72.78

! Общая характеристика диссертационной работы

Актуальность темы Безопасность работы ядерных энергетических установок в существенной степени зависит от целостности конструкции корпуса реактора (КР) в течение ресурсного времени его эксплуатации. Целостность КР обеспечивается прежде всего способностью корпусных материалов сопротивляться хрупкому разрушению. В процессе эксплуатации материалы корпусов реакторов (МКР) подвергаются интенсивному воздействию нейтронного и у-излучения, что приводит к деградации их свойств. Наиболее опасным с точки зрения обеспечения целостности КР процессом деградации свойств МКР является радиационное охрупчивание (РО).

Условия работы любого конкретного энергетического реактора устанавливаются в терминах допустимых пределов по давлению и температуре (Р-Т), которые должны обеспечивать необходимый запас надежности для предотвращения хрупкого разрушения КР. Для определения этих предельных эксплуатационных параметров используются расчетные методы линейно-упругой механики разрушения при постулируемых допущениях, обеспечивающих консервативность оценок, соответствующих требуемому запасу надежности. При проведении этих расчетов учитывается влияние облучения на вязкость разрушения МКР, которое проявляется в сдвиге температурной зависимости вязкости разрушения в сторону более высоких температур. Величина сдвига этой зависимости определяется экспериментально на основе данных по облучению и испытанию образцов-свидетелей, изготовленных из тех же материалов, что и КР. Для этой цели на каждом энергетическом реакторе корпусного типа реализуется так называемая программа мониторинга за состоянием КР (программа образцов-свидетелей). Для прогнозных оценок параметров РО используются специально разрабатываемые для этой цели корреляционные соотношения.

В процессе эксплуатации ядерных энергетических реакторов происходит постоянное накопление новых экспериментальных данных, получаемых как в результате реализации программ образцов-свидетелей, так и исследовательских программ. При этом совершенствуются методы мониторинга условий облучения, осуществляется поиск и разработка новых методик анализа экспериментальных данных, включая разработку более обоснованных корреляционных соотношений, с целью уточнения оценок параметров РО МКР. Наконец, совершенствуются методики прочностных расчетов, а также проводится уточнение критериев, гарантирующих безопасную эксплуатацию КР. По мере накопления обновленной экспериментально-методической базы необходимо осуществлять переоценку предыдущих рекомендаций на основе обобщения и анализа всей совокупности данных с учетом новых методических разработок.. Такая работа, проводимая во всех странах, в которых эксплуатируются АЭС, является исключительно важной для решения общей проблемы повышения степени безопасности атомной энергетики.

В настоящей работе применительно к испанским энергетическим реакторам Р\УЯ дан современный анализ ряда важных аспектов, относящихся к проблеме получения адекватных оценок эксплуатационного ресурса КР, рассмотрены новые методики определения параметров РО МКР и анализа экспериментальных данных. Проведен анализ влияния, которое следует ожидать при внедрении этих методик в нормативную практику оценок ресурса КР испанских реакторов Р\У11.

Цель и задачи работы. Цель работы состояла в том, чтобы на основе современного анализа важнейших аспектов, относящихся к проблеме получения адекватных оценок эксплуатационного ресурса КР, усовершенствовать оценки текущего состояния и эксплутационного ресурса корпусов испанских реакторов. Для достижения этой цели были поставлены следующие задачи:

• Сбор, оценка достоверности и создание базы данных по образцам-свидетелям (ОС) испанских реакторов PWR;

• Обзор существующих корреляционных соотношений для прогнозной оценки параметров РО и анализ погрешности этих оценок, обусловленных ошибками в измерении флюенса быстрых нейтронов и химического состава материалов КР '

• Использование современного универсального кореляционного соотношения Eason et al. для оценки надежности данных по ОС испанских реакторов PWR,

анализа данных по температуре облучения и др. важным параметрам. |

• Анализ влияния, которое оказывает применение концепции «Мастер-кривой» на текущие оценки параметров РО МКР и радиационный ресурс испанских КР.

• Расчет предельных кривых «давление-температура" на основе усовершенствованной расчетной методологии.

• Разработка программы усовершенствования существующего мониторинга корпусов испанских реакторов PWR.

Научная новизна. Впервые в рамках единой исследовательской работы проведен анализ основных этапов определения характеристик радиационного охрупчивания корпусов испанских реакторов PWR, а также перспектив повышения надежности оценок их эксплуатационного ресурса. По содержанию и результатам работы на защиту выносится следующее:

• Создание полной и представительной базы данных по образцам-свидетелям всех испанских реакторов PWR.

• Результаты статистического анализа погрешностей параметров РО, обусловленных ошибками измерений флюенса и содержания примесей, для ряда корреляционных соотношений, а также оценка относительных вкладов в эти погрешности дозового и химического факторов.

• Результаты проверки надежности данных по ОС испанских реакторов, анализа температурной аномалии, имевшей место при облучении ОС в одном из них, а также оценка роли фосфора в РО МКР, с помощью усовершенствованных корреляционных соотношений Eason et al., разработанных в США.

• Оценки радиационного ресурса корпусов испанских реакторов PWR на основе современной методологии «Мастер-кривой».

• Результаты расчета предельных кривых «давление-температура» для испанских реакторов PWR на основе усовершенствованной методики с использованием разработанной для этой цели программы OPERA.

Практическая ценность. Проведенный в диссертации анализ важных вопросов, относящихся к проблеме повышения надежности оценок радиационного ресурса КР, и полученные при этом результаты имеют прямое отношение к практическим аспектам эксплуатации реакторов PWR. Эти результаты позволяют более обосновано оценивать эксплуатационный ресурс КР и таким образом оказывают влияние на принятие решений, связанных с продлением лицензий на дальнейшую эксплуатацию реакторов. На основе проведенного в настоящей работе анализа

предлагается перспективная программа усовершенствования существующего мониторинга корпусов испанских реакторов.

Апробация работы. Основные результаты работы были доложены_и обсуждены на следующих совещаниях: и встречах: IAEA Specialists meeting on Irradiation Embrittlement and Mitigation. Gloucester. May-2001; NATO Advance Research Workshop. Kiev, April 2002; EU Research in Reactor Safety, FISA-2002, Luxemburg, November 2002; 28th Annual Meeting of the Spanish Nuclear Society, October 2001; 29lh Annual Meeting of the Spanish Nuclear Society, September 2002.

Структура и объем работы. Структурно диссертационная работа состоит из введения, четырех основных глав, заключения и списка литературы.

Краткое содержание работы.

Введение Во введении кратко дано общее описание проблематики, связанной с обеспечением целостности корпусов реакторов в течение их эксплуатационного ресурса, а также мероприятий для уточнения этого ресурса. Отмечена необходимость совершенствования методологии мониторинга за состоянием КР и оценок его радиационного ресурса, апробация и внедрение в практику новых разработок, осуществляемых в этом направлении.

Методология и факторы, определяющие прогнозирование эксплуатационного ресурса корпусов реакторов

Прогнозирование рабочего ресурса КР является сложной научно-технической и инженерной проблемой. Ресурс работы КР связан прежде всего с РО корпусных сталей. При решении проблемы обеспечения безопасной эксплуатации корпусов реакторов PWR постулируется наличие в корпусе реактора аксиальной поверхностной полуэлептической трещины заданных размеров, и задача состоит в определении способности материала КР сопротивляться начавшему разрушению при условиях нагружения и температуре, соответствующим наиболее опасной постулируемой аварийной ситуации. В качестве параметра, характеризующего сопротивление хрупкому разрушению КР, используется коэффициент интенсивности напряжения К], который сравнивается с критическим его значением К|с, определяемым стандартными методами испытания на вязкость разрушения.

Стандартная ситуация такова, что в исходном состоянии (до облучения) материал КР удовлетворяет условию трещиностойкости (К|< Kic) при всех штатных и аварийных условиях. Однако, облучение материала КР приводит к сдвигу температурной зависимости Kic в область более высоких температур. Предельный температурный сдвиг (ДТк) соответствует значению, при котором условие трещиностойкости нарушается. Зная зависимость ДТ* от времени облучения, может быть определен эксплуатационный ресурс корпуса реактора. Условия применимости критерия Kic требуют использования достаточно массивных образцов, что создает серьезные проблемы их массового облучения в реакторе. Поэтому для оценки величины сдвига критической температуры вязко-хрупкого перехода используется более простая методика испытания стандартных образцов Шарпи на ударный изгиб. Основанием для ее использования является предположение, что величина ATk, получаемая при этом, консервативна по отношению к величине, получаемой при испытании на вязкость разрушения.

В настоящее время методические нормы и стандарты по оценке величины сдвига ДТк, принятые во всех странах, основаны на испытаниях образцов Шарпи.

Однако, повсеместно проводятся работы по апробации новых подходов и методик, имеющие целью усовершенствование имеющихся и разработку новых нормативных предписаний, обеспечивающих более адекватную оценку ресурса КР. В данной главе приводится краткое изложение необходимых мероприятий, направленных на обеспечение безопасной эксплуатации КР и адекватную оценку его ресурса, регламентированных соответствующими нормативными предписаниями. Также рассм01рены некоторые современные методические разработки, призванные повысить точность получаемых оценок.

Оценка структурной целостности корпусов испанских реакторов PWR осуществляется в соответствии с нормативными документами, установленными и применяемыми в США, т.к. 6 из 7 реакторов разработаны фирмой «Westinghouse» и аналогичны американским реакторам. Исключение составляет реактор «Trillo I», поставленный фирмой «Siemens KWU» (ныне «Framatome ANP»)).

Реализация программы ОС является важнейшим мероприятием обеспечения безопасной эксплуатации КР. Основная цель программы ОС состоит в определении ограничений, вносимых состоянием материала КР в общую задачу оценки безопасности реактора. Технология изготовления ОС должна быть полностью представительной по отношению к лимитирующим материалам КР, включая виды и режимы термообработки. Образцы-свидетели размещаются в специальных капсулах, которые устанавливаются внутри реактора. Условия их облучения (температура, флюенс температура) в допустимых пределах должны соответствовать эксплуатационным условиям на внутренней стенке корпуса.

Доза нейтронного облучения должна быть определена на образцах-свидетелях и на КР. Для установления корреляции между нейтронной дозой и изменением свойства материала принимаются во внимание только нейтроны с энергией, выше определенного порога. В США и в большинстве западноевропейских стран, в том числе и в Испании, используют порог Е„=1МэВ. Нейтронная дозиметрия основана на расчетах спектров, поперечных сечений ядерных реакций, протекающих в материалах мониторов, и измерениях их активностей. Для контроля температуры облучения используются легкоплавкие мониторы, помещаемые в капсулы для образцов-свидетелей.

Согласно Reg. Guide 1.99 (ver.2), данные, полученные на образцах-свидетелях, могут быть использованы для оценок поведения материала корпуса при условии сопоставимости их температур облучения в пределах ±14 К. Согласно немецкому нормативному документуе КТА 3203, для реактора Trillo I используется более жесткое ограничение для температуры облучения (+5К).

Для прогнозирования поведения корпусных материалов под облучением и оценки проектного ресурса КР разрабатываются эмпирические модели (корреляционные соотношения), Каждая из таких моделей разрабатывалась для определенных материалов. Они были получены после тщательных исследований, нацеленных на идентификацию факторов, имеющих статистически значимое влияние на величину RTndt (RTndt- температура нулевой пластичности при испытании падающим грузом, которая является нормативным реперным параметром. Эта температура соответствует Т4п при ударных испытаниях образцов Шарпи). В большинстве известных моделей изменение RTndt при заданной температуре облучения определяется общим выражением:

ARTndt - AF" + margin, (1)

где ARTNdt - изменение RTndt, F - флюенс нейтронов, А - коэффициент, зависящий от химического состава (химический фактор), margin- аддитивный член

запаса надежности, который,согласно Reg. Guide 1.99 (ver.2), применяемого в Испании, дается выражением:

Margin = 2-у/сг,1 +ст д , (2)

где о], стд- стандартное отклонение исходного значения RTndt и ARTndt, соответственно

По мере накопления новых экспериментальных данных осуществлялась разработка более обоснованных эмпирических моделей РО. Как правило, эти модели описываются более сложными, чем (1), формулами. В настоящее время наиболее универсальной и продвинутой является модель Eason at al., разработанная в США и использованная в настоящей работе.

Параллельно с обязательными нормативными процедурами контроля за состоянием KP и оценками его эксплуатационного ресурса, основанными на ударных испытаниях стандартных образцов Шарпи, в рамках исследовательских программ проводятся эксперименты по определению влияния облучения на изменение критических значений параметров трещиностойкости материалов KP, непосредственно используемых в прочностных расчетах. Также проводятся расчетно-экспериментальные исследования с целью разработки новых, альтернативных нормативным, подходов. Одним из результатов этих исследований явилась разработка метода, известного под названием концепции «Мастер-кривой».

Концепция «Мастер-кривая» была разработана на основе общей статистической модели разрушения Вейбулла. Суть ее состоит в следующем:

1. Температурная зависимость медианного значения вязкости разрушения для толщины образцов В=1дюйм (25мм) аппроксимируется выражением:

Kic = а + bexp[c(T-Tk)], (3)

где Тк - критическая температура хрупкости, а,Ь,с - коэффициенты регрессии. Это означает, что для данного типа материала температурная зависимость Kic облученного материала может быть получена из температурной зависимости исходного материала сдвигом температурной шкалы на величину ДТь Зависимость Kic, аппроксимированная выражением (3), называется Мастер-кривой.

2. Экспериментальные данные, полученные при испытании образцов с толщиной, отличной от В=25мм, перерасчитываются на толщину 25мм в соответствии с соотношением, следующим из статистической теории Вейбулла.

3. Температурная зависимость вязкости разрушения для любого уровня значимости может быть рассчитана на основе функции распределения Вейбулла для статистического разброса данных по Kic и температурной зависимости медианного значения Кю.

Эмпирическая Мастер-кривая была получена на основе статистической обработки большого числа экспериментальных данных по Kic для типичных корпусных сталей PWR (прежде всего американской стали А533) в необлученном состоянии. Согласно ранее установленным нормативам, температура перехода в случае испытаний на вязкость разрушения определяется по критерию 100 МПа-м05. Этот же критерий используется для определения реперной температуры, Т^=Т0, в уравнении для Мастер-кривой. В итоге было получено следующее уравнение для Мастер-кривой, соответствующей 50%-ой вероятности разрушения:

Kjc(med) = 30 + 70 ехр [ 0.019 (Т - Т0 ) ], (4)

где температура дана в °С, а вязкость разрушения в МПа м° 5.

Использование концепции «Мастер-кривая» дает возможность определять температурную зависимость величины Кю облученного материала на основе

облучения и испытания на вязкость разрушения небольшого числа малоразмерных образцов (типа СТ, СОД или образцов Шарпи с выращенной трещиной

На основе данных по сдвигам температуры перехода определяют температурную зависимость К^ при данном значении флюенса. Для постулируемого размера и расположения трещины определяется коэффициент интенсивности напряжения К|, зависящий от напряжения в вершине трещины, которое для данной геометрии конструкции с трещиной определяется величиной давления и градиентом температуры в вершине трещины. Из критического условия К1=Кю определяют верхние предельные кривые «давление- температура» при различных режимах работы реактора и постулируемых аварийных ситуациях. Нижние предельные кривые «Р-Т» определяются условием безаварийной работы насосов. Область температур и давлений между нижними и верхними предельными кривыми образует так называемое «операционное окно». Определение предельных кривых «давление- температура» является заключительным этапом в решении проблемы обеспечения безопасной работы реактора.

База данных по образцам-свидетелям испанских реакторов РУУК

Производительная и надежная работа атомной электростанции (ЪГРР) непосредственно связана с наличием и качеством информации относительно статуса корпуса реактора. Управление, технология, эксплуатация и обслуживание ИРР требует адекватной и точной информации для принятия необходимых решений в течение работы атомной электростанции.

Своевременный сбор данных по КР, последующая всесторонняя их оценка, систематизация и соответствующая организация в виде удобной базы данных обеспечивает возможность:

□ идентифицировать и оценивать уровень деградации материалов КР, вызываемой нейтронным облучением,

□ определять с большей точностью эксплуатационный ресурс КР путем уменьшения неопределенностей, связанных с текущими оценками,

о выделять из базы данных и оценивать влияние условий эксплуатации для целей экстраполяции, а также улучшения эмпирических моделей,

□ повышать надежность методов прогноза для корпусов реакторов с неадекватными или неполными программами образцов-свидетелей,

□ обеспечивать качественную обратную связь для разработчиков новых материалов для КР, оказывать информационную поддержку в конструировании будущих атомных установок и др.

В рамках данной работы впервые был проведен сбор разобщенной информации по образцам-свидетелям испанских корпусов реакторов и

создана общая база данных. База данных состоит из трех основных информационных блоков, включающих в себя:

1. идентификацию материала КР и полную информацию по образцам-свидетелям,

2. полную информацию по условиям облучения образцов-свидетелей;

3. полную первичную информацию по результатам механических испытаний необлученных и облученных образцов-свидетелей.

Данные по ОС, включенные в базу, относятся к семи испанским реакторам PWR, находящимся в эксплуатации. В настоящее время база данных включает в себя 19 комплектов ОС, облученных в диапазоне флюенсов от 4.7-10'8 до 5.5-1019 н/см2 при флаксах от 1.1-10 - 2.1-1011 н/см2 •с (Е> 1 МсУ). Диапазоны содержания элементов, повышающих чувствительность корпусных материалов к РО, в

основном металле и металле шва составляют, соответственно: для Си - 0,04-0,14 и 0,02-0,22, для № - 0,5-0,77 и 0,04-1,01, для Р - 0,006-0,013 и 0,004-0,015 вес.%.

Материалы и условия облучения ОС, входящих в базу, должны быть представительны по отношению к материалам и условиям эксплуатации КР. Представительность материалов ОС достигается тем, что они изготавливаются из материалов, идентичных материалам КР, включая прежде всего состав и режим термообработки. Определение параметров, идентифицирующих условия облучения (флюенс, флакс, температура), в месте расположения капсул с ОС осуществляется на основе методического обеспечения, позволяющего получать наилучшие оценки этих параметров. На основе этих оценок устанавливается их представительность по отношению к соответствующим параметрам на КР. Капсулы с ОС облучаются с некоторым опережением по флюенсу в реальном масштабе времени. С точки зрения получения прогнозных оценок параметров РО такое опережение является необходимым фактором. Однако, оно не должно быть слишком большим, чтобы не ухудшить представительность условий облучения по флаксу. Температура облучения в месте размещения капсул с ОС не должна отличаться от температуры внутренней поверхности стенки КР выше величин, определяемых нормативными документами.

Дозиметрия быстрых нейтронов на испанских реакторах PWR осуществляется как часть программы мониторинга за состоянием корпуса реактора в соответствии с US Regulatory Guide 1.190. Используются два типа дозиметров: активационные и дозиметры деления. В таблице 1 представлены ядерные характеристики дозиметров быстрых нейтронов. Получение среднего нейтронного флакса требует, во-первых, определения скорости распада произведенного изотопа на единицу массы детектора, во-вторых, получения усредненного по спектру нейтронов поперечного сечения соответствующей ядерной реакции. Для выполнения процедуры усреднения необходимо располагать спектром нейтронов в месте размещения детектора, который определеляется расчетным путем. Для расчете спектра нейтронов использовался Tecnatom's code FLATO. В качестве дозиметрического файла использовался файл IRDF-90 ver.2.

Таблица 1: Ядерные характеристики детекторов

Реакция активации детектора Материал детектора Влияющий диапазон (МэВ) Период полураспада

Cu-63(n,a)Co-60 Медь 4.7-11.1 5.271 лет

Fe-54(n,p)Mn-54 Железо 2.3 - 7.6 312.5 дней

Ni-58(n,p)Co-58 Никель 2.1 - 7.5 70.78 дней

U-238(n,f)Cs-137 Уран-238 1.5 - 6.7 30.03 лег

Np-237(n,f)Cs-137 Нептуний-237 0.67- 5.7 30.03 лет

Co-59(n,g)Co-60 Кобальт-алюминий - 5.271 лет

При анализе детекторов деления таких, как 2381), вводятся поправки, обусловленные присутствием изотопа 235и в материале мишени, а также загрязнением мишени образующимися в процессе облучения изотопами плутония. Необходимо также учитывать поправки, обусловленные воздействием на детекторы у-излучения. Проведенный в данной работе анализ показал, что загрязнение детекторов деления плутонием является основным источником неопределенности в оценке дозиметрических данных на испанских реакторах Р^УЯ.

Для получения наилучшей оценки спектра нейтронов рекомендуется использовать методы подгонки расчетного спектра к измеренным величинам наведенной дозиметрической реакцией активность мишени. В настоящей работе такая подгонка осуществлялась методом наименьших квадратов. Выражение, связывающее скорость i-ой реакции R, с расчетным спектром tpg через сечение

дозиметрической реакции o,g вместе с их ошибками имеет вид:

g

где-g - номер группы при расчете спектра. Подгонка состоит в минимизации в пределах заданных ошибок расхождения правой и левой частей данного выражения.

Ожидаемая температура облучения на образцах-свидетелях испанских реакторов PWR соответствует проектной температуре внутренней поверхности стенки КР. Однако, чтобы отследить возможное повышение температуры на ОС, например за счет разогрева капсулы у-изл учением, предусмотрена система температурного мониторинга. Серийная методика оценки максимальной температуры облучения в местах размещения ОС в испанских реакторах PWR основана на использовании легкоплавких индикаторов:

• 2.5% Ag, 97.5% Pb Точка плавления - 579 °F (304°С)

• 1.75% Ag, 0.75% Sn, 97.5% Pb Точка плавления - 590 °F (310°С) Появление признаков плавления индикаторов означает, что температура

облучения превысила температуру плавления данного индикатора. Достижение температуры 304°С, согласно нормативным требованиям, соответствует предельно допустимому превышению проектной температуры на поверхности корпуса, поэтому отсутствие признаков плавления на 304°С-индикаторе удовлетворяет требованиям на величину температуры облучения ОС. Следует, однако, иметь в виду, что для расплавления индикатора достаточно кратковременного превышения температуры его плавления, что возможно при нестационарных режимах работы реактора, связанных с изменением его мощности. Такое кратковременное превышение температуры не влияет на параметры РО ОС. Это обстоятельство является основным недостатком использования плавких индикаторов.

Анализ радиационного охруичивания и оценка ресурса КР испанских реакторов PWR

Для текущей оценки состояния корпуса реактора в случае отсутствия на нем адекватной программы образцов-свидетелей, а также для прогнозной оценки параметров РО материалов КР разрабатываются корреляционные соотношения. Они имеют вид математических формул, связывающих сдвиг RTndt (или USE) данного материала КР с флюенсом (иногда и с флаксом) быстрых нейтронов а также содержанием легирующих элементов и примесей, способствующих РО (прежде всего Ni, Си, Р). В основе построения корреляционных соотношений лежит статистический анализ баз экспериментальных данных по изменению свойств данного материала КР и условий его облучения. Построение таких соотношений является основной и конечной практической целью анализа РО материалов КР.

С целью их сравнительного анализа в работе был выбран следующий ряд известных корреляционных формул, разработанных в различных странах

• формулы, включенные в Regulatory Guide 1.99 revs. 1 and 2, США;

• формулы FJS и FIM, MIANNAY, и RCC-M code RSEM, Франция;

• формулы JEPE , Япония;

• формула, включенная в 10CFR50.61 (1984 г) и используемая в Нидерландах;

• формулы PNAE, Россия;

• формула Р\УЯ-Е8/ВС, Испания

Поскольку корреляционные соотношения широко используются на практике для получения оценок текущего состояния КР и его ресурса, необходимо рассмотреть вопрос о надежности этих оценок. В данной работе внимание акцентировано на определении погрешности, обусловленной влиянием ошибок определения флюенса нейтронов и химического состава МКР. Данная погрешность, кроме ошибок параметров, зависит от математической формулы, описывающей это соотношение. Для выбранных корреляционных соотношений был проведен количественный анализ указанной погрешности и дана оценка относительных вкладов в нее ошибок измерения флюенса и содержания примесей.

В общем виде для всех выбранных соотношений имеет место следующая форма представления:

ДЯТцот=СРРР, (7)

где СИ-химический факрор, РР-дозовый фактор.

Погрешность величины ДЯТмщ- при одновременной комбинации всех ошибок независимых параметров определяется вариационным соотношением:

Ш] «

где 62(ДЮ>шт) - дисперсия,.аг - стандартная ошибка измерения флюенса, аСи. ст№> и сгр - стандартные ошибки измерения содержаний Си, № и Р, соответственно.

Относительные вклады в общую погрешность, вносимые ошибками измерения флюенса и примесных элементов в % определяются, соответственно, выражениями:

52(artnot) =

ID1A парамоа^лацпипп

, ffecFV , (эстУ , (ÔCFV /

82(дЮГтт)

100

(9)

'( 3cfv , fdcfy , ( ôcfy

(10)

Случай 1 Стали для КР испанских реакторов PWR с низким содержанием меди

При анализе были использованы средние величины содержания Си, Ni и Р (в весовых %): в основном металле корпусов испанских PWR: %Cu=0.05, %Ni=0.56 и %Р=0.008 вместе со средними значениями стандартного отклонения стси=0-006, ак,=0.01 и стр=0.0013. Относительная ошибка в определении флюенса нейтронов полагалась ±20%. Используя эти данные, для каждого корреляционного соотношения были вычислены погрешности в определении критической температуры хрупкости облученного материала, а также вклады в общую погрешность, обусловленную дозовым и химическим членами.

Результаты показали, что для корреляционных соотношений FIS и 10CFR50.61 вклады в погрешность ARTndt, обусловленные дозовым и химическим факторами, практически одинаковы. Для корреляционных соотношений R.G. 1.99 rev.l, RCC-M, FIM и JEPE вклад в погрешность ARTndt, обусловленный химическим фактором, выше, чем вклад, обусловленный дозовым фактором. С другой стороны, для корреляционного соотношения Miannay влияние дозового фактора существенней из-за высокого показателя степени этого фактора, в то время как для PWR-ES/BC больший вклад в погрешность ARTndt дозового фактора является следствием того, что химический фактор зависит только от содержания

FF2.

меди, поэтому ошибки измерения содержания никеля и фосфора не учитываются. Наименьшую общую погрешность ARTndt применительно к испанским данным дает корреляционное соотношение PWR-ES/BC. С этой точки зрения использование этого соотношения было бы предпочтительным для испанских материалов при содержании в них меди, менее 0.1%. Однако, т.к. соотношение PWR-ES/BC получено на ограниченной выборке данных и не является нормативным, для практических оценок оно не используется. Случай 2. Металл шва с высоким содержанием меди

Для того, чтобы провести анализ влияния высокого содержания меди на распространение погрешности на ARTndt был выбран металл сварного шва 21935 из базы данных NRC RVID со средним содержанием Си, Ni и Р - 0.19, 0.71 и 0.015 вес.%, соответственно, и стандартными отклонениями аси-0.03, ст«,=0.068 и ср=0.0013. Анализ показал, что увеличение стандартных отклонений для Си, Ni и Р вместе с более высоким содержанием остаточных элементов в материале приводит к большему вкладу в 8(ARTNDt) химического фактора, чем дозового фактора, за исключением корреляционных соотношений R.G. 1.99 rev.l and RCC-M. Применительно к испанским корпусным сталям, для которых в качестве нормативного соотношения используется R.G. 1.99, rev.2 это обстоятельство выдвигает требование более тщательного измерения содержаний элементов, особенно Си, с целью снижения погрешности параметров РО.

В последние годы в США и др. странах были предприняты значительные усилия, направленные на усовершенствование ныне действующих нормативных корреляционных соотношений, содержащихся в Reg. Guide 1.99, Rev. 2. Эти новые соотношения разрабатывались на основе использования большого массива экспериментальных данных, накопленных к настоящему времени как в рамках программ образцов-свидетелей, так и исследовательских программ. Кроме того, в разработке использовались современные представления о механизмах РО МКР..

Наиболее продвинутыми с точки зрения учета вышеуказанных факторов и полноты используемой базы данных являются корреляционные соотношения, разработанные Eason et al. для NRC и включенные в NUREG/CR-6551. Ожидается, что в ближайшее время они войдут в новую редакцию американских Норм по оценке параметров РО МКР. В связи с этим необходимо было проверить надежность данных по ОС испанских реакторов на основе этих новых корреляционных соотношений..

Выражение, полученное Eason et al. и включенное в NUREG/CR-6551, для предсказания ARTndt(AT4u) имеет следующий вид:

+ В ■ (l + 2.56 • Nix 358 )• h{Cu) • g(<D • О

(И)

h(Cu) =

О, Си < 0.072 wt %

(Си - 0.072)°678, 0.072 < Си < 0.300 wt % 0.367, Си ä 0.300 wt %

где: RTndt и Тс (температура теплоносителя) в °F, Си, Ni и Р в весовых процентах, <I>t - флюенс нейтронов в см"2, t, - время облучения в часах. Все нецелые константы являются параметрами регрессии.

При сравнении выражения (11) с соотношением, включенным в Reg. Guide 1.99, Rev. 2, ныне действующим как нормативное в США и ряде др. стран, следует отметить следующие различия:

в новом выражении отражено влияние следующих факторов, которые ранее не учитывались: температура и время облучения, содержание фосфора, способ производства материала (сварка, поковка);

новое выражение разделяется на два аддитивных члена, отражающих влияние двух доминирующих механизмов РО, связанных, соответственно, с образованием матричных дефектов и медных преципитатов;

новое выражение приводит к меньшей величине дисперсии экспериментальных данных, на базе которых оно получено. Выражение для предсказания величины энергии верхнего шельфа (USE) облученного материала имеет следующий вид:

USEU-USE, = 2.51 + 0.1 47*ARTndt, (12)

где USE,, USE„ - USE облученного и исходного материала, соответственно.

Приведенные усовершенствованные корреляционные соотношения обеспечивают возможность предсказания RTndt и USE для испанских материалы корпусов PWR. Получаемые в рамках программ ОС экспериментальные данные должны быть сопоставлены с предсказанными значениями. Статистическая сопоставимость данных свидетельствует о том, что испытания образцов, а также измерения условий облучения и химического состава проведены корректно. При наличии расхождения между экспериментальными и расчетными данными необходим анализ для установления причин этого расхождения.

В качестве разумных критериев корректности данных по образцам-свидетелям могут быть использованы следующие соотношения: для ARTNdt:

-2а,Л£<5>Г41в-Д Т,и)/п<2в,/Л (13)

где:

ДТ41ш- сдвиг измеренного значения температуры перехода по критерию 41 Дж; ДТди - сдвиг расчетного значения температуры перехода по критерию 41 Дж; п - число измеренных значений ДТ41 в программе образцов-свидетелей, включая содержимое всех облученных капсул для рассматриваемого реактора; ас - стандартное отклонение для базы данных, использованной при разработке корреляционного соотношения (величина, равная 23 °F).

Критерий корректности данных по USE-дается аналогичным выражением. Сопоставление экспериментальных и расчетных данных по ARTndt и величинам USE приведено на рис. 1 и 2, соответственно. Из графиков видно, что величины достаточно симметрично распределены по обе стороны диагонали, что свидетельствует, о хорошем качественном согласии между измеренными и расчетными данными, а также об отсутствии систематических ошибок в проведенных измерениях. В обоих случаях измеренные данные для ОС удовлетворяют критериям корректности (13).

Чтобы оценить влияние применения новых корреляционных соотношений на радиационный ресурс, для каждого из 7 испанских реакторов PWR были проведены расчеты ARTndt на конец проектного ресурса (ARTndt еоО- В таблице 2 приведены результаты этих расчетов, а также, для сравнения, соответствующие результаты расчета по соотношениям Reg. Guide 1.99, Rev. 2. Сопоставление результатов показывает, что усовершенствованное соотношение для 5 реакторов из 7 дает более высокие, чем нормативные, значения ARTndt eol- При этом для 4-х реакторов расхождения результатов незначительные (не более 10%), для 2-х составляют около 20% и в одном —30%. Таким образом, замена ныне действующих нормативных соотношений на усовершенствованные может стать основанием для пересмотра проектного ресурса, по крайней мере части реакторов, преимущественно в сторону уменьшения.

Сравнение расчетных (Eason model) и измеренных (ОС) значений ЛТ4и

fa <

»' ^ , , - -„ , i '»ВамМоЫ! !

^í'V : F

» , UWeM I .

-•■»■■.■■^■здЦ^ук. '

... ---- I

• VANMUOSI

о ьа loo (ьо гоо

Измеренные значения AT^jj (°F)

Рис. !: Значения AT41j в испанских реакторах типа PWR

Сравнение расчетных (Eason model) и измеренных (ОС) значений USE

I 150

т л

; юо 1

I 50

V (В

а.

0

-'mW

jm - дш*»,.;

^ ■ . 1: <= ;#йщorjc™ i

JOS£CA8ii£RA I

so юо 1ю гоо

измеренные значения use (J)

• Büui Meid! íWrt) '

l'iic. 2: Значения USE (J) в испанских pcamopav nina PWR

Таблица 2: Сравнение моделей Regulatory Guide 1.99, Rev. 2 - Eason

Испанские PWR NPPs Лимитирующий материал ARTNDTEOLCF)-Reg. Guide 1.99, Rev. 2 ARTjvdt EOL(°F)-Eason Model

RPV N" 1 Основной металл 37.9 40.8

RPV№2 Основной металл 43.0 65.7

RPV№3 Основной металл 48.7 49.1

RPV N"4 Основной металл 50.4 62.7

RPV №5 Металл шва 85.2 86.1

RPV №6 Основной металл 118.4 117.3

RPV №7 Основной металл 10.8 8.8

к Универсальность усовершенствованных корреляционных соотношений

* позволяет решать, кроме анализа надежности данных по образцам-свидетелям, и

другие специфические проблемы, возникающие в процессе реализации программ мониторинга КР, а также при анализе механизмов радиационного охрупчивания

Как указано выше, на испанских реакторах измерение температуры облучения в местах размещения образцов-свидетелей осуществляется с помощью набора легкоплавких индикаторов. Исследования показали, что во всех испанских реакторах после выгрузки капсул с ОС в индикаторах с температурой плавления 590Т (310°С), как и ожидалось, отсутствуют признаки плавления. То же наблюдалось и для индикаторов с температурой плавления 579Т (304°С), за исключением одного реактора, в котором некоторые из этих индикаторов имели явные признаки плавления. Это может быть следствием или кратковременного (импульсного) высокотемпературного процесса в эксплуатационной истории реактора, или действительно более высокой, чем проектная, температурой облучения в течении всей компании.

Для выяснения причины расплавления 304°С-индикаторов, были использованы корреляционные соотношения Еаяоп е! а1. (11), которые явным образом зависят от температуры облучения. На рис.3 дано сравнение между измеренными на образцах-свидетелях данного реактора значениями ДТ4ц и расчетными их величинами для проектной температуры облучения 550Т (288°С). Из этого рисунка очевидна систематическая переоценка расчетных значений. Данные по ОС в этом случае не удовлетворяют критерию корректности (13). Явная несимметричность этих данных относительно диагонали является признаком наличия систематической ошибки, вероятнее всего в определении расчетных значений, связанных с использованием заниженной температуры облучения.

Действительно, когда в расчете используется температура облучения 304°С, имеет место хорошее статистическое соответствие между экспериментальными и расчетными значениями, как это видно на рис.4. При этом экспериментальные данные удовлетворяют критерию корректности. Таким образом, наиболее вероятной причиной расплавления индикаторов с температурой плавления 579°Р является перегрев ОС в течение всего периода облучения.

Основываясь на результатах приведенного анализа, согласно которым температура облучения образцов в капсуле была выше, чем проектная температура \ облучения корпуса, с помощью усовершенствованных корреляционных

^ соотношений можно оценить величину поправки к температуре перехода RTNDт

корпуса реактора, которая была установлена по данным ОС в предположении, что . температура их облучения соответствовала проектной для корпуса реактора

V величине - 550°Р. Согласно модели Еазоп е! а1.(11), влияние температуры

теплоносителя Тс приблизительно оценивается как 0.6Т увеличения сдвига на 1°F уменьшения Тс при средних значениях параметров. Если предположить, что температура облучения для капсулы составляла 579°F, а для корпуса - 550°F, то разница в 29°F (16°С) будет означать необходимость увеличения ранее установленной температуры RTndt для материала корпуса реактора на 0.6x29°F = 17°F (9.5°С). Это увеличение должно быть учтено при определении радиационного ресурса данного корпуса реактора..

Приведенный анализ демонстрирует дополнительные возможности, связанные с использованием новых усовершенствованных корреляционных соотношений для решения важных практических задач.

основой металл и металл шва из капсул V, U, X Температура облучения 550 *F (298*0)

20 40 60 80

Измеренные значения AT^j (°F)

Рис. 3:Сравиенис расчетных и измеренных значений ÄT4!j для темперагуры облучения 288"С

Основой металл и металл шял из капсул V.U.X Температура облучения 579 "F {304*С)

0 20 40 60 80

Измеренные значения AT^j (°F)

Рис. 4:Сравнение расчетных и измеренных значений ДТ411 для температуры облучения 304 "С

Вопрос о влиянии фосфора на РО МКР имеет важное значение для анализа механизмов охрупчивания. То, что фосфор влияет на РО корпусных материалов, находит отражение в ряде корреляционных соотношений, которые включают в себя в качестве статистически значимого параметра содержание фосфора. Исследования показывают, что повышение чувствительности к РО с возрастанием содержания

фосфора имеет место в американских сталях А533В и А302В, а также в российских сталях. Важно было определить, влияет ли фосфор на РО испанских МКР.

Следует отметить, что в нормативных соотношениях 11.0. 1.99 (уег.2) влияние фосфора не учитывается. Скорее всего это объясняется большой консервативностью этих соотношений. В корреляционные соотношения Еавоп е( а1. (11,12) фосфор включен как статистически значимый параметр. Используя эти соотношения, была проведена качественная оценка влияния фосфора на сдвиги температуры перехода в испанских материалах КР. С этой целью были сопоставлены значения ДЯТкэт, измеренные на образцах-свидетелях испанских и вычисленные по модели Еавоп е1 а!, при фактическом содержании фосфора в испанских сталях и при нулевом его содержании.

Показано, что предсказанные ЕаБоп-моделыо значения ДЯТ^т лучше соответствуют экспериментальным данным, когда учитывается истинное содержание фосфора: стандартное отклонение остатков составляет в этом случае 15.1^ в то время, как при нулевом содержании фосфора - и 20.5°Р. Таким образом, проведенный анализ свидетельствует в пользу того, что в испанских корпусных сталях фосфор оказывает влияние на параметры РО.

Обычно не всегда ясно, какие из механизмов влияния фосфора являются доминирующими. При действии только упрочняющего механизма имеет место линейная корреляция между ДЯТыот и изменением предела текучести. оу. Поэтому независимость от флюенса величины отношения (ДТ-ш/Дау) может служить косвенным свидетельством действия преимущественно упрочняющего механизма охрупчивания. В противном случае полагают наличие вклада неупрочняющего механизма. На рис. 5 показана зависимость этого отношения от флюенса нейтронов для испанских корпусных сталей. Подавляющая часть данных свидетельствует о независимости отношения ДТш/Д<Ту от флюенса. Таким образом, данные, приведенные на рис.5, свидетельствуют, что в испанских корпусных материалах определяющую роль скорее играют упрочняющие механизмы влияния фосфора на РО, нежели неупрочняющие.

Зависимость АТ^у/ДсГу от флюенса

25 -♦---------------•

; 2{-„ - - --- . - :.

<з 1-5 { ♦♦ ----- —-—~ !

♦.....

1

ь? 05

ЖГЖ'Ш

н

♦ . - . -

10 20 30 40 50 Флюенс сю" и/и1}

во

Рис. 5:К вопросу определения механизма влияния фосфора на РО испанских корпусных сталей

*0 5 --

Применение концепции "Мастер-кривая" для анализа радиационного охрупчнвання материалов испанских корпусов реакторов

Как отмечалось выше, решение проблемы безопасной работы корпуса реактора сводится к возможности построения изменяющейся в процессе облучения температурной кривой вязкости разрушения, например Kic, выше которой эксплуатация реактора недопустима. В качестве возможной альтернативы традиционному подходу к определению температурных зависимостей Kir (или Кю) МКР после облучения, основанному на получении этих зависимостей для t

необлученного материала и их сдвига по данным испытания образцов Шарпи после облучения, в настоящее время рассматривается новый подход, основанный на концепции «Мастер-кривой». Основные положения, лежащие в основе концепции "Мастер-кривая", подробно описаны выше. По самому термину "Мастер-кривая" f

ясно, что в рамках данной концепции температурные зависимости вязкости разрушения KJC имеют эталонную форму, общую для всех корпусных и других ферритных сталей как в необлученном, так и в облученном состояниях, т.е. могут бьггь совмещены при параллельных сдвигах таким же образом, как это предполагается для нижних огибающих кривых Kir и Kic в традиационном подходе ASME. В концепции "Мастер-кривая" форма медианной кривой вязкости разрушения, К^^), для IT-образцов описывается выражением (4)

В соответствии с общими положениями концепции "Мастер-кривой" и медодическими указаниями по процедуре испытаний, изложенными в ASTM-E 1921-97, реперная температура То соответствует значению, при котором вязкость разрушения равняется 100 МПа-м'Л, и должна определяться на основе испытаний на вязкость разрушения небольшого числа (минимум 6-и) малоразмерных образцов.

Была проведена оценка ожидаемых величин То на конец проектного ресурса (EOL), равного 32 эффективным годам эксплуатации при номинальной мощности, для 7 испанских реакторов PWR, находящихся в эксплуатации. Это позволило в рамках подхода, основанного на концепции "Мастер-кривая", для каждого реактора получить консервативные (с 5% и 1% уровнями значимости) температурные кривые Kjc и сопоставить их с соответствующими ASME-кривыми для Kir и Kic, полученными в рамках традиационного подхода. Консервативные зависимости для К,с с 1% и 5% уровнями значимости, полученные на основе концепции "Мастер-кривая", даются выражениями: при Pf — 1 %

K,%lb = 23.5 + 24.5 exp [0.019 (Т - То)], (14)

при Pf= 5 %:

K5%lb= 25.4 + 37.8 exp [0.019 (Т - Т0)] (15)

Значение То на конец ресурса для испанских реакторов PWR может быть определено с помощью уравнения:

(To)eol = (To)bol + (ATo)eol (16)

где значение (To)bol. соответствующее началу эксплуатации, вычисляется посредством корреляционного соотношения, приводимого в работе M.A.Sokolov and R. К. Nanstad:

(To)bou = (T41j)bol-24°C , (17) ¡>

при значениях статистических параметров ( г2 = 0.90 и ст = 20 °С), a (AT0)eol определяется выражением:

(ATo)eol = K-(AT41j)eol (18)

где К=1.16 - для основного металла, и К=1.0 - для металла шва. Значение (T4Ij)bol получалось на основе испытаний необлученного материала, величина (ДТд^еоц вычислялась на основе надежных данных по образцам-свидетелям.

Для всех 7 испанских реакторов были получены и сравнены кривые для Kic и Kjc(oos) , а также кривые для Кщ и KJC(ooi) (сравниваемые пары кривых обусловлены тем, что консервативная ASME-кривая для Кю эквивалентна медианной кривой при сдвиге ее вниз на величину 2а, a Kir - на 4о) Для иллюстрации на рис.6 (а и б) приведены эти кривые для одного из семи реакторов. Показано, что температурные зависимости вязкости разрушения, получаемые на основе концепции "Мастер-кривой", практически во всех случаях располагаются выше соответствующих зависимостей, получаемых для ASME-подхода. Это означает, что реализация методологии "Мастер-кривой" приводит к менее консервативному результату и, таким образом, допускает некоторое увеличение радиационного ресурса КР.

Comparison Master Curve - ASME Comparison Master Curve - ASME

RPVn? 4 RPV n 7 4

Temperature (C) Temperature (C)

(a) (6)

Рис. б: Сравнение Мастер-кривой KjC<o.o5) с ASME KiC (а), -кривой KjC(o.oi)o) с

ASME K,R (6)

Определение предельных кривых «давление-температура» для испанских реакторов РУУИ на основе усовершенствованной расчетной методики

Определение предельных кривых «давление-температура» (Р-Т) для каждого реактора в различных режимах его эксплуатации производится на основе критерия трещиностойкости лимитирующего материала КР. При проведении анализа трещиностойкости корпуса реактора в консервативном варианте в центральной его части постулируется наличие трещины полу-элептической формы глубиной 0.251 ((-толщина корпуса) и длиной, равной шестикратной глубине, расположенной в продольном относительно оси КР направлении. Рассматриваются случаи расположения трещины на внутренней или внешней поверхностях корпуса. В вершине трещины для комбинированной тепловой и механической нагрузки вычисляется коэффициент интенсивности напряжения (К|), который сравнивается с

нормативной критической величиной K)R, которая определяется по рассмотренной в предыдущем разделе эталонной ASME-кривой. 1

Стандартный критерий сопротивляемости хрупкому разрушению при любой данной температуре определяется неравенством: Ki < K[R. Согласно нормативным документам в анализе трещиностойкости корпуса в режимах нагрева и расхолаживания реактора используется более консервативный критерий:

2Kta + K„ < К», (19)

где: К|га - коэффициент интенсивности напряжения, обусловленный механическими (мембранными) напряжениями, создаваемыми давлением теплоносителя, Кп -коэффициент интенсивности напряжения, обусловленный термическими f

напряжениями, К.щ - критический коэффициент интенсивности напряжения.

Усовершенствование, используемое в настоящей работе для расчета предельных кривых «Р-Т», относится к методике определения величины Ki. vj

Величина Kim, для постулируемого дефекта определяется выражением:

KIm=Mmx(pR,/t), (20)

где: р - внутреннее давление (ksi); R, - внутренний радиус корпуса: (дюйм); t -толщина стенки корпуса (дюйм); Мт - поправочный множитель для мембранного напряжения.

Величина Кц, для любого распределения термических напряжений в любой момент времени при работе реактора на переходных режимах для 0.251 -поверхностного дефекта вычисляется в соответствии с указаниями, содержащимися в G-2214.3 А96 (Ь) Приложения G ASME XI, с помощью следующих выражений: для внутреннего поверхностного дефекта в режиме расхолаживания: К,, = (1,0359С0 + 0,6322Ci + 0,4753С2 + 0,3855С3) л/пл (21) для внешнего поверхностного дефекта в режиме разогрева: К„ = (1,043Со + 0.630С) + 0,481С2 + 0,401С3) -Jña (22)

Коэффициенты Со, Сь С2 и Сз определялись из распределений термических напряжений в любой конкретный момент времени в течение разогрева или расхолаживания реактора, используя следующее уравнение:

с (х) = m Со + С, (х/а) + С2 (х/а)2 + С3 (х/а)3 (23)

где х — фиктивная переменная, которая представляет собой радиальное расстояние от соответствующей (внутренней или внешней) поверхности в дюймах, а-максимальная глубина трещины (в дюймах).

Критический коэффициент интенсивности напряжения Kjr определяется с помощью кривой, приводимой на рисунке G-2210-1 в Приложении G к ASME XI и показывающей ожидаемое консервативное соотношение между Кщ и температурой. Аналитическая аппроксимация этой кривой имеет вид: K,R = 26.78 + 1.233exp[0.0145(T/RTndt + 160)] (24)

При определении предельных кривых для режима разогрева реактора расчет проводится для двух положений постулированной трещины: на внутренней стороне (ID) и внешней сторонах (OD) корпуса реактора, в стационарных условиях и при различных скоростях разогрева. Это связано с тем, что нельзя априорно определить, в каком случае величина Kir будет иметь минимальное значение. После построения кривых «Р-Т» как для стационарных условий, так и для случаев »

конечной скорости разогрева, окончательные предельные кривые получаются следующим образом: строится составная кривая на основе сравнения точка за точкой данных, полученных для отдельных кривых (стационарных и нестационарных). Из рассматриваемых кривых при любой заданной температуре в j

качестве предельного давления берется наименьшее. Использование составной кривой необходимо для обеспечения консервативных ограничений при разогреве реактора, т.к. возможно существование таких условий, когда в течение разогрева контролирующие условия переходят от положения OD к ID, а предел по давлению в любой момент времени должен быть основан на выборе наиболее ограничивающего критерия.

Анализ в режиме расхолаживания реактора осуществляется таким же образом, как и в режиме разогрева за исключением того, что контролирующим положением постулируемой трещины всегда является внутренняя сторона корпуса (ID). Температурные градиента, возникающие в течение расхолаживания имеют тенденцию к созданию растягивающих напряжений в положении ID и сжимающих - в положении OD. Поэтому ясно, что наличие трещины в положении ID является самым неблагоприятным случаем. Как и в случае режима разогрева реактора, предельно допустимые кривые давления-температуры строятся как для стационарного случая, так и для ситуаций с конечной скоростью расхолаживания. Затем конструируются составные предельные кривые.

Для реализации описанной выше методики построения предельных кривых в настоящей работе автором была разработана компьютерная программа OPERA. В целях апробации описанной методики и программы OPERA для конкретных режимов работы реактора были проведены аттестационные расчеты кривых «давление-температура», результаты которых были сравнены с данными, полученными сотрудниками XI рабочей группы ASME, которые принимали участие в развитии новой версии Приложения G, включенного в Дополнение 1996 г. к Изданию ASME XI Code 1995 г.

На рис. 7, 8 в качестве иллюстрации приведены результаты, рассчитанные автором помощью программы OPERA и полученные XI рабочей группой ASME в режимах расхолаживания и разогрева реактора при скорости 50 °F/4.

Рис. 7: Сравнение результатов. Режим расхолаживания, V =50 "F/ч.

3000

б12500 60

Si 2000

£ 1500 V 1000 Он

500

~г

-А Г

✓

-ОРЕкАИ

□ GraMÁSMEjal

100 150 200 250 300 Temperature (? F)

Рис. 8: Сравнение результатов. Режим разогрева V =50 "F/ч.

Как следует из сопоставления данных, имеет место хорошее их совпадение. Следует, однако, отметить 9%-расхождение сравниваемых результатов в режиме расхолаживания при скорости 50 "F/ч и температуре 300 "F (рис.7). Этот результат имеет следующее объяснение. Предельные кривые для различных скоростей в режиме расхолаживания пересекаются между собой. Программа OPERA автоматически вычисляет предельные кривые для различных скоростей расхолаживания в рамках единой процедуры и определяет единственную консервативную граничную кривую в высокотемпературной области, начиная с самой низкой точки пересечения кривых с различной скоростью расхолаживания. Эта процедура не применяется в программе OPERA в низкотемпературной области, чтобы чрезмерно не ограничивать набор точек системы LTOP (Low Temperature Overpressure Protection System). Использованием в программе этого консервативного критерия и объясняется рассматриваемое 9% расхождение результатов. За исключением этой величины, среднее расхождение между данными, полученными XI рабочей группой ASME и с помощью программы OPERA, составляет 1.5%. Таким образом, проведенная аттестация программы OPERA позволяет сделать заключение о ее пригодности для определения допустимых кривых давление-температура в действующих реакторах.

На основе проведенного в настоящей работе анализа предлагается перспективная программа усовершенствования существующего мониторинга корпусов испанских реакторов. Программа концентрирована на учреждении новых методик и внедрении концепции «Мастер-кривая» в ныне существующую систему мониторинга за состоянием корпусов.

Основные достижения диссертационной работы и выводы

На примере испанских реакторов PWR дан анализ современного состояния проблемы радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов и перспектив повышения надежности оценок их эксплуатационного ресурса. По содержанию и результатам диссертационной работы можно отметить следующие основные ее достижения и выводы:

• С целью эффективного использования полной совокупности накопленных данных по радиационному охрупчиванию образцов-свидетелей, полученных на всех семи испанских реакторах PWR, в рамках настоящей работы проведены сбор и оценка достоверности этих данных. Впервые эти данные организованы в виде единой базы в электронном формате, рекомендованным МАГАТЭ.

• На основе анализа совместного влияния ошибок определения флюснса и химической композиции на погрешность ARTndt для ряда известных корреляционных соотношений, используемых в разных странах, оценены относительные вклады, вносимые дозовым и химическим факторами в общую погрешность ARTndt, Показано, что в общем случае эти вклады зависят от величины флюенса, концентраций вредных элементов, ошибок их ( определения и от вида корреляционного соотношения. (

• Для анализа данных по радиационному охрупчиванию образцов-свидетелей испанских реакторов PWR были использованы современные усовершенствованные корреляционные соотношения Eason et al, разработанные , в США для вычисления параметров RTndt и USE. Показано,что имеет место

хорошее согласие между вычисленными значениями ARTndt и USE и измеренными в рамках программ образцов-свидетелей значениями.

• Сопоставление значений ART мот на конец проектного ресурса (ARTndt eol), показывает, что новые соотношения дают для 5 из 7 реакторов более высокие значения ARTndt eol. чем ныне действующие нормативные соотношения. Поэтому в случае принятия этих соотношений в качестве нормативных возможен пересмотр проектного ресурса, по крайней мере части реакторов, преимущественно в сторону его уменьшения.

• Аномальная ситуация, возникшая в одном из испанских реакторов и связанная с завышением температуры, оцененной по поведению плавких мониторов, в месте размещения капсул с образцами-свидетелями была проанализирована с помощью нового корреляционного соотношения Eason et al. Согласно проведенному анализу, наиболее вероятной причиной расплавления индикаторов с температурой плавления 579°F является перегрев ОС в течение всего периода облучения. Была оценена также поправка к температуре перехода RTndt корпуса данного реактора, которая ранее была установлена в предположении, что температура их облучения соответствовала проектной для КР величине.

• Анализ данных, проведенный с помощью корреляционного соотношения Eason et al., дает основание полагать, что в изменение параметров РО испанских корпусных сталей вносят вклад механизмы, связанные с присутствием в этих сталях фосфора. Характер полученной дозной зависимости отношения сдвига температуры вязко-хрупкого перехода к изменению предела текучести, измеренному при испытаниях образцов-свидетелей, косвенно свидетельствует о том, что основным механизмом влияния фосфора является механизм упрочнения.

• Проведенный анализ, основанный на использовании концепции «Мастер-кривая» для оценок вязкости разрушения материалов корпусов реакторов PWR, показал, что новый подход менее консервативен, чем нормативный ASME-подход. Поэтому при использовании концепции «Мастер-кривой» при прочих одинаковых условиях допустимо более широкое "операционное окно".

• Разработана модифицированная методика, а также программа OPERA, реализующая эту методику, для автоматизированных расчетов предельных кривых "давление-температура" в режимах разогрева и расхолаживания реактора, а также в условиях гидростатических испытаний для испанских корпусов реакторов PWR. Для 4-х режимов работы реактора проведены аттестационные машинные расчеты. Хорошая сопоставимость результатов этих расчетов с соответствующими данными, полученными XI рабочей группой ASME, свидетельствует, что программа OPERA может быть использована для автоматизированных расчетов предельно допустимых кривых давление-температура в действующих реакторах.

• Предложена перспективная программа по усовершенствованию существующего мониторинга корпусов испанских реакторов.

Основные положения диссертации опубликованы в следующих работах:

1. Neutron irradiation embrittlement of pressure vessel materials in Spanish nuclear power reactor. ASTM STP-1125. 15th International Symposium on the Effects of Radiation Materials. June 1990.

2. Radiation embrittlement of Spanish nuclear reactor pressure vessel steels. ASTM STP-1170.4th Volume. 1993.

3. Fracture toughness calculations of operation limit curves of nuclear power reactors. Proceeding of the VII National Symposium on Fracture. Avila, Spain. 1991.

4. Overview of the activities in Spain on irradiation embrittlement of RPV steel. ASTM STP-1228. 8th ASTM-EURATOM Symposium on Reactor Dosimetry. 1993.

5. Considerations for the design and development of vessel irradiation surveillance programmes. Proceedings of the 1995 IAEA specialists meeting on Irradiation Embrittlement and Mitigation. October 1995.

6. Embrittlement trend curves for vessel steels with low copper content. Proceedings of the IAEA specialists meeting on Irradiation Effects and Mitigation. 1997.

7. Conversion table of Material Neutron damage indexation for all different European reactor types. FISA-97. Luxemburg. November 1997.

8. Dosimetry and irradiation programmes of AMES European Network. FISA-97. Luxemburg. November 1997

9. The Master Curve approach and its significance, PLIM-PLEX 99. Madrid.

10. Fluence rate effects in reactor pressure vessel steels, Proceedings of the International Conference on Life Assessment and Management for Structural Components. Kiev. 1999.

11. Hunting Down the RPV Life. IAEA Specialists meeting on Irradiation Embrittlement and Mitigation. Gloucester. May-2001.

12. Self-similarity in Master Curve. IAEA Specialists meeting on Master Curve. Prague, September 2001.

13. Construction of Master Curve for Steel JRQ and its analysis. IAEA Specialists meeting on Master Curve. Prague, September 2001.

14. Aspects of operational Life Management of Nuclear Power Plants. 3rd International Conference on NDE in Relation to Structural Integrity for Nuclear and Pressurised Components. Sevilla, November 2001.

15. Fluence Rate Effects on Irradiation Embrittlement of Model Alloys. EPRI/CRIEPI Workshop on Dose Rate. November 2001, Valley, California.

16. Partnership projects on embrittlement studies within the frame of the AMES European Network: Results and prospects. PLIM-PLEX Conference, London, November 2001.

17. Radiation -induced embrittlement of WWER-440 reactor pressure vessel steels. NATO ARW. Kiev, April 2002.

18. The Master Curve Approach in Codes and Standards, and its Application. MASC Workshop, Helsinki, July 2002.

19. Advanced Tools for Lifetime Management of NPPs: SIGEVI. Prometey 7Th International Conference. St. Petersburg, June 2002.

20. Assessment of Irradiation Conditions in WWER-440(213) RPV Surveillance Location. 1111 International Symposium on Reactor Dosimetry, Brussels, August 2002.

21. Considerations on Irradiation Temperature Measurements in RPV Surveillance Programmes. NATO Advance Research Workshop. Kiev, April 2002.

í V

4

í

о

Подписано в печать 16.04.03. Формат 60x90/16 Печать офсетная. Усл. печ. л. 1,5 Тираж 55. Заказ 13. Отпечатано в РНЦ "Курчатовский институт" 123182, Москва, пл. Академика Курчатова

Q.OOJ-/I 727^"

1-727«

1. ВВЕДЕНИЕ.

2. МЕТОДОЛОГИЯ И ФАКТОРЫ, ОПРЕДЕЛЯЮЩИЕ ПРОГНОЗИРОВАНИЕ ЭКСПЛУАТАЦИОННОГО РЕСУРСА КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ.

2.1 Инструкции; руководства,, коды и стандарты.

2.2. Программы мониторинга за состоянием корпусов реакторов

PJVR.

2.3 Условия облучения.

2.4. Корреляция данных по охрупчиванию материалов КР.

2.5 Концепция «Мастер-кривая».

2.6 Зада чи и цели исследования.

3. БАЗА ДАННЫХ ПО ОБРАЗЦАМ-СВИДЕТЕЛЯМ ИСПАНСКИХ РЕАКТОРОВ PWR.

3.1 Спецификация базы данных.

3.1.1 Идентификация материала.

3.1.2 Условия облучения.

3.1.3 Механические испытания.

3.2 Общая характеристика базы данных.

3.3 Представительность данных по образцам-свидетелям.

3.4 Методики определения условий облучения образцов-свидетелей.

3.4.1 Дозиметрия быстрых нейтронов на образцах-свидетелях испанских реакторов PWR.

3.4.2 Методика определения температуры облучения на образцах-свидетелях испанских реакторов PWR.

3.5 Выводы.

4. АНАЛИЗ РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ И ОЦЕНКА РЕСУРСА ИСПАНСКИХ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ.

4.1. Обзор корреляционных соотношений и анализ погрешностей получаемых с их помощью оценок параметров радиационного охрупчиванияматериалов КР.

4.1.1 Анализ погрешностей, обусловленных ошибкой определения флюенса.

4.1.2 Применение методологии «распространения погрешностей» к определению погрешностей параметров, получаемых при использовании корреляционных соотношений.

4.2 Усовершенствованные корреляционные соотношения и их применение к анализу испанских данных по образцам-свидетелям.

4.2.1 Корреляционное соотношение для RTndt.

4.2.2 Корреляционное соотношение для USE.

4.2.3 Метод оценки надежности данных по образцам-свидетелям.

4.2.4 Анализ данных по образцам-свидетелям и прогнозные оценки применительно к испанским реакторам типа PWR.

4.3 Использование усовершенствованных корреляционных соотношений при анализе некоторых специфических зада ч мониторинга испанских корпусов реакторов.

4.3.2. Анализ температурной аномалии на образцах-свидетелях

4.3.3. Анализ влияния фосфора на радиационное охрупчивание материалов корпусов испанских реакторов PWR.

4.4 Выводы.

5. ПРИМЕНЕНИЕ КОНЦЕПЦИИ "МАСТЕР-КРИВАЯ" ДЛЯ АНАЛИЗА РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ МАТЕРИАЛОВ ИСПАНСКИХ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ.

5.1. Традиционный подход (ASME).

5.2 Подход, основанный на использовании концепции

Мастер-кривая".

5.3. Сравнительный анализ результатов применения ASME- и "Мастер-кривая"-подходов для испанских реакторов PWR.

5.4 Выводы.

6. ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПРЕДЕЛЬНЫХ КРИВЫХ «ДАВЛЕНИЕ-ТЕМПЕРАТУРА» ДЛЯ ИСПАНСКИХ РЕАКТОРОВ PWR НА ОСНОВЕ УСОВЕРШЕНСТВОВАННОЙ РАСЧЕТНОЙ МЕТОДИКИ.

6.1 Общая методика определения предельных кривых давлениетемпература.

6.1.1. Режим разогрева реактора.

6.1.2 Режим расхолаживания реактора.

6.2 Аттестация компьютерной программы OPERA 96.

6.5 Выводы.

7. ПРОГРАММА УСОВЕРШЕНСТВОВАНИЯ СУЩЕСТВУЮЩЕГО МОНИТОРИНГА КОРПУСОВ ИСПАНСКИХ РЕАКТОРОВ.

7.1 Цели программы.

7.2 Основные задачи программы.

Разработка и производство корпуса реактора (КР) должны удовлетворять требованию обеспечения его целостности в течение всего срока эксплуатации. Он должен эксплуатироваться в режиме, обеспечивающим вязкое состояние материалов, из которых он изготовлен, и исключающим возможность возникновения в них хрупкого состояния. Это связано с тем, что хрупкое разрушение такого сложного и массивного объекта, как КР, может быть неожиданным и катастрофическим за счет быстрого освобождения большого количества запасенной упругой энергии, причем происходить на фоне отсутствия каких-либо предупреждающих признаков. Таким образом, сопротивление разрушению, или вязкость разрушения, является важнейшим свойством материала КР в оценке его структурной целостности.

Следует отметить, что в перспективе структурная целостность КР зависит от многих факторов. До ввода в эксплуатацию она определяется качеством проектно-конструкторских разработок, которые должны проводиться на основе известных и хорошо апробированных машинных программ, использованием тщательно подобранных и испытанных высококачественных материалов, хорошо отлаженными и испытанными технологиями изготовления, гарантирующими, в частности, малую вероятность образования исходных трещин [1,2], всесторонней качественной и надежной программой предпусковых испытаний, включающей расширенный действенный ультразвуковой контроль и эффективную гидростатическую холодную опрессовку [3-6].

В период эксплуатации целостность КР зависит от исходного качества его изготовления, от деградации в процессе облучения механических свойств корпусных материалов (прежде всего радиационного и теплового охрупчивания, деформационного старения), от предыстории работы КР, включающей частоты и величины изменений температуры и давления в переходных режимах и связанных с ними теплопереносом и перераспределением напряжений, эффективности инспекционного контроля в процессе эксплуатации. Существенную роль играет также уровнь знания соответствующих законов развития усталостных трещин как функции условий среды и структуры материала, определяющий точность предсказания скорости их роста в корпусе реактора.

Условия в штатных режимах эксплуатации любого конкретного энергетического реактора устанавливаются в терминах допустимых пределов по температуре и давлению (Р-Т) теплоносителя, которые должны выдерживаться для обеспечения достаточного запаса надежности, позволяющим предотвратить хрупкое разрушение КР. Для определения этих предельных эксплуатационных параметров используются расчетные методы линейно-упругой механики разрушения при постулируемых допущениях, обеспечивающих консервативность оценок, соответствующих требуемому запасу надежности. Другой ряд ограничений на давление и температуру теплоносителя связан с необходимостью исключения кавитации в теплоносителе, приводящей к повреждению лопастей насосов.

Таким образом, реактор запускается, работает и расхолаживается в пределах ограничений по давлению и температуре теплоносителя, определяющих так называемое «операционное окно». В результате деградации свойств материала под облучением происходит смещение соответствующей кривой предельных значений температуры и давления, что приводит к уменьшению «операционного окна». В предельном случае, когда кривая (Р-Т), обусловленная механическими свойствами, совмещается с операционной кривой насоса (которая имеет нижний предел по давлению, чтобы предотвратить возникновение кавитации), безаварийная эксплуатация реактора становится невозможной. Поэтому важно заранее установить корреляционную зависимость свойств материалов КР от дозы (флюенса) быстрых нейтронов посредством их облучения при более высокой их плотности (флаксе), чем на внутренней поверхности КР. Таким образом предварительный анализ может предвосхитить необходимость проведения технических мероприятий для нейтрализации этих эффектов.

При проведении прочностных расчетов необходимо учитывать влияние облучения на вязкость разрушения материалов КР, которое в первом приближении проявляется в параллельном сдвиге температурной зависимости вязкости разрушения в сторону более высоких температур. Величина температурного сдвига этой зависимости определяется экспериментально на основе данных по облучению и испытанию образцов-свидетелей (ОС), изготовленных из тех же материалов, что и корпус реактора. Для этой цели на каждом энергетическом реакторе корпусного типа реализуется так называемая программа мониторинга за состоянием КР (программа образцов-свидетелей) [7,8,9]. В рамках этих программ образцы-свидетели облучаются внутри действующего реактора при флаксе, превосходящем флакс на стенке корпуса. Для прогнозирующей оценки параметров радиационного охрупчивания (РО) используются специально разрабатываемые для этой цели корреляционные соотношения.

В течение многих лет важным тестом для измерения сопротивления корпусных сталей разрушению является эмпирический тест на ударную работу разрушения исходных и облученных стандартных образцов Шарпи с V-образным надрезом. На Рис.1.1 показана типичная кривая вязко-хрупкого перехода (сериальная кривая) для образцов Шарпи. При низких температурах (в пределах нижнего шельфа) сериальная кривая соответствует режиму хрупкого разрушения, при промежуточных температурах - переходному режиму, при высоких температурах (в пределах верхнего шельфа) - режиму вязкого разрушения.

Рис.1. Влияние температуры испытания на энергию, поглощенную при разрушении образцов Шарпи (сериальная кривая).

Влияние нейтронного облучения на материалы КР проявляется в смещении сериальной кривой испытания образцов Шарпи в область более высоких температур. Определяя температуру вязко-хрупкого перехода как соответствующую данному энергетическому уровню на сериальной кривой, можно определить сдвиг этой

Uppf Hulf <1*д<ии

I }

ТацпМ температуры для данного флюенса нейтронов. Другой характеристикой, определяющей влияние облучения, является величина энергии «верхнего шельфа», которая снижается с ростом флюенса.

По мере усовершенствования анализа напряженного состояния и процесса разрушения стали внедряться методы определения вязкости разрушения на основе линейной механики разрушения. Это повлекло за собой развитие работ по установлению корреляции между результатами ударных испытаний образцов Шарпи и испытаний на вязкость разрушения.

В процессе эксплуатации ядерных энергетических реакторов происходит постоянное накопление новых экспериментальных данных, получаемых как в результате реализации программ образцов-свидетелей, так и исследовательских программ. При этом совершенствуются методы мониторинга условий облучения. Кроме того, осуществляется поиск и разработка новых методик анализа экспериментальных данных, включая разработку более обоснованных корреляционных соотношений, с целью получения более надежных оценок параметров РО материалов КР. Наконец, совершенствуются методики прочностных расчетов, а также проводится уточнение критериев, гарантирующих безопасную эксплуатацию КР. По мере накопления обновленной экспериментально-методической базы необходимо осуществлять переоценку предыдущих рекомендаций на основе обобщения и анализа всей совокупности данных с учетом новых методических разработок. Такая работа периодически проводится во всех странах, в которых эксплуатируются АЭС.

В настоящей работе, применительно к испанским энергетическим реакторам, дан современный анализ ряда важных аспектов, относящихся к проблеме получения адекватных оценок эксплуатационного ресурса корпусов реакторов. Акцент сделан на применении новых подходов к определению параметров РО материалов КР и анализа экспериментальных данных, включая разработанные в последнее время универсальные корреляционные соотношения для прогнозирования параметров РО, получаемых по данным ударных испытаний образцов Шарпи, а также новую методическую разработку определения температурной зависимости вязкости разрушения на основе концепции «Мастер-кривой». Проведен анализ влияния, которое следует ожидать при внедрении этих перспективных разработок в нормативную практику оценок эксплуатационного ресурса КР испанских реакторов PWR.

6.5 Выводы

Дано описание усовершенствованной методики расчета коэфициента интенсивности напряжения для постулируемой трещины и определения минимальной его величины в режимах разогрева и расхолаживания реактора.

На основе использования усовершенствованной расчетной методики определения предельных кривых «давление-температура» разработана машинная программа OPERA 96, с помощью которой проведены аттестационные расчеты этих кривых для некоторых режимов работы испанских реакторов в стационарном режиме, а также при различных скоростях разогрева и расхолаживания реактора.

Показана хорошая сопоставимость полученных результатов с соответствующими данными, полученными ранее XI рабочей группой ASME. Единственное существенное расхождение результатов имеет очевидное объяснение. Программа OPERA 96, разработанная в данной работе, заслуживает доверия и может быть использована для определения допустимых кривых давление-температура в действующих реакторах.

7. Программа усовершенствования существующего мониторинга корпусов испанских реакторов

На основе проведенного в настоящей работе анализа предлагается перспективная программа усовершенствования существующего мониторинга корпусов испанских реакторов. Программа концентрирована на учреждении новых методик и внедрении концепции «Мастер-кривая» в ныне существующую систему мониторинга за состоянием корпусов и оценках охрупчивания испанских промышленных ядерных реакторов.

7.1 Цели программы

Главные цели программы следующие:

1. Обосновать корреляцию между ДТо и ДТ4п с различными типами нормативных образцов, а также с вновь учреждаемыми образцами, испытываемыми в рамках программ мониторинга испанских ядерных реакторов (PWR и BWR).

2. Внедрить в практику специальную методологию, основанную на концепции «Мастер-кривая», для анализа структурной целостности корпусов реакторов.

3. Провести анализ влияния новой методологии на эксплуатационные возможности отобранных для исследования реакторов, в частности, на предельные кривые давление-температура и набор точек системы LTOP.

7.2 Основные задачи программы.

Предлагаемая программа включает в себя решение следующих задач, детальная разработка которых будет проведена впоследствии:

Задача 1: Восстановление и транспортировка в «горячую» камеру облученных образцов-свидетелей. Разрушенные образцы в настоящее время сохранены на нескольких испанских атомных электростанциях. Этот материал сохраняется и анализируется как часть стандартной программы образцов-свидетелей.

Залача 2: Реконструкция образцов Шарпи. Достаточное количество образцов Шарпи с предварительно выращенной трещиной должны быть подвергнуты машинной переделке таким образом, чтобы сделать возможным определение нормативной температуры То на основе концепции «Мастер-кривой». Методика реконструкции должна соответствовать требованиям ASTM Е1253 «Реконструкция облученных образцов Шарпи». Выращивание трещины должно выполнятся в соответствии с ASTM Е1921-97 Section 7.7.

Задача 3: Реконструкция компактных испытательных (СТ) образцов. В настоящее время в Испании имеется опыт этого типа реконструкции, но только на необлученных образцах. Современные результаты (конференция МАГАТЭ по концепции «Мастер-кривой» в Праге, сентябрь, 2001) свидетельствуют, что имеет место сдвиг около 10°С в значениях нормативной температуры То, определяемой на образцах Шарпи с выращенной трещиной, по сравнению со значениями То, полученными при использовании СТ-образцов. Это является следствием различной геометрии, но не размерных эффектов. На рисунке 7.1 показан тип реконструкции, предложенной для СТ-образцов.

Задача 4: Развитие специальной методологии, основанной на использовании нормативной температуры RTro, применительно к анализу структурной целостности корпусов реакторов, и определения ее влияния на предельные кривые давление-температура.

Трещина ^ ш°в

Рис. 7.1 Схема реконструкция СТ-образцов

8. Заключение

На примере испанских реакторов PWR дан анализ современного состояния проблемы радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов и перспектив повышения надежности оценок их эксплуатационного ресурса. По содержанию и результатам диссертационной работы можно сделать следующие заключения и выводы:

• Одинаковая конструкция испанских реакторов PWR и подобие программ их мониторинга являются благоприятными факторами для более представительного анализа данных по образцам-свидетелям, позволяющим легко идентифицировать возможные аномалии в любом конкретном реакторе. С целью полного и эффективного использования накопленных данных по испытанию образцов-свидетелей, полученных на испанских реакторах PWR, в рамках настоящей работы автором проведены сбор и оценка достоверности этих данных. Данные были собраны из первичной документации, представляемой при изготовлении корпуса и образцов-свидетелей, а также официальных материалов, сообщающих о результатах анализа выгруженных капсул с образцами-свидетелсми и результатах их испытания.

• По стандартному электронному формату, рекомендованному МАГАТЭ, впервые создана база данных по образцам-свидетелям, относящимся к семи испанским реакторам PWR, находящимся в эксплуатации, а именно, Almaraz NPP (блоки I и II), Asco NPP (блоки I и II), Vandellos II NPP, Trillo I NPP и Jose Cabrera NPP.

• Проведен сравнительный анализ совместного влияния ошибок определения флюенса и химической композиции на погрешность ARTndt для ряда известных корреляционных соотношений, используемых в разных странах. Для этих корреляционных соотношений показано различие как в величине 6(ARTndt), так и в относительном вкладе в погрешность, обусловленную влиянием дозового и химического фактора. Относительный вклад, вносимый дозовым и химическим членами в общую погрешность ARTndt, зависит от величины флюенса, концентраций остаточных элементов, ошибок их определения и от вида корреляционного соотношения для ARTndt

• Корреляционное соотношение PWR-ES/BC, будучи примененное к испанским данным по образцам-свидетелям, дает наименьшую погрешность ARTndt при содержании в них меди, менее 0.1%. При больших содержаниях меди предпочтительно использовать корреляционные соотношения из Regulatory Guide 1.99, rev.2, которые фактически и используются в качестве нормативнативных для испанских реакторов PWR.

• Новые корреляционные соотношения Eason et al. [29], разработанные в США для вычисления параметров RTndt и USE, были применены для анализа данных по образцам-свидетелям испанских реакторов. Эти соотношения позволяют получать более обоснованные предсказания этих параметров по сравнению с ныне действующими нормативными соотношениями Regulatory Guide 1.99, Rev.2, поскольку обеспечивают более низкое значение дисперсии. Они включают в себя существенные усовершенствования, позволяющие учитывать дополнительные независимые факторы: температуру и время облучения, содержание фосфора, способ производства материала, помимо тех, которые учитываются в моделях, включенных в Regulatory Guide 1.99, Rev. 2.

• Для испанских реакторов типа PWR, как следует из рисунков 4.4 и 4.5, имеет место хорошее согласие между вычисленными по новым корреляционным соотношениям значениями ARTndt и USE и измеренными в рамках программ образцов-свидетелей значениями. Сопоставление предсказанных с помощью корреляционных соотношений значений сдвига температуры перехода на конец проектного ресурса (ARTndt eol) показывает (см. таблицу 4.2), что новые соотношения дают для 5 из 7 реакторов более высокие значения ARTndt eol> чем ныне действующие нормативные соотношения. Поэтому в случае утверждения усовершенствованных соотношений в качестве нормативных возможен пересмотр проектного ресурса, по крайней мере части реакторов, преимущественно в сторону его уменьшения.

• С помощью нового корреляционного соотношения Eason et al., учитывающего, в частности, влияние на параметры РО температуры облучения, проанализирована аномальная ситуация, возникшая в одном из испанских реакторов и связанная с завышением температуры, оцененной по поведению плавких мониторов, в месте размещения капсул с образцами-свидетелями. Согласно проведенному анализу, наиболее вероятной причиной расплавления индикаторов с температурой плавления 579°F является перегрев ОС в течение всего периода облучения. Была оценена также поправка к температуре перехода RTndt корпуса данного реактора, которая ранее была установлена по данным образцов-свидетелей в предположении, что температура их облучения соответствовала проектной для КР величине.

Использование корреляционного соотношения Eason et al., учитывающего также влияние фосфора, позволило сделать заключение, что в изменение параметров РО испанских сталей вносят вклад механизмы, связанные с присутствием в этих сталях фосфора. Проведенный анализ дозной зависимости отношения изменения предела текучести к сдвигу температуры вязко-хрупкого перехода, измеренному при испытаниях образцов-свидетелей, дает основание полагать, что основным является упрочняющий механизмом влияния фосфора. Данный и предыдущий пункты заключения отражают дополнительные, кроме оценки параметров РО, возможности, связанные с использованием новых усовершенствованных корреляционных соотношений для решения важных практических задач.

Проведен анализ, основанный на использовании концепции "Мастер-кривая" для оценок вязкости разрушения материалов корпусов испанских реакторов PWR. Как следует из рис. 5.1 и 5.2, новый подход, основанный на использовании концепции Мастер-кривой, менее консервативен, чем традиционный ASME-подход. Поэтому при использовании Мастер-кривой при прочих рдинаковых условиях допустимо более широкое "операционное окно".

Разработана модифицированная методика, а также программа OPERA 96, реализующую эту методику, для автоматизированных расчетов предельных кривых "давление-температура" в режимах разогрева и расхолаживания реактора, а также в условиях гидростатических испытаний для испанских корпусов реакторов PWR. На конкретных примерах проведены аттестационные машинные расчеты. Хорошая сопоставимость результатов этих расчетов с соответствующими данными, полученными XI рабочей группой ASME, свидетельствует, что программа OPERA 96 заслуживает доверия и может быть использована для определения предельно допустимых кривых давление-температура в действующих реакторах.

Предложена программа перспективных исследований по усовершенствованию существующего мониторинга корпусов испанских реакторов.

1. ASME Boiler and Pressure Vessel Code. An American National Standard, Sect. XI, «Rules for Inservice Inspection of Nuclear Power Plant Components», American Society of Mechanical Engineers, New York, 1993.

2. Strosnider, J., et al., "Reactor Pressure Vessel-Status Report", NUREG-1511, USNRC, Washington DC. 1994.

3. IAEA-TECDOC-1120, "Assessment and management of ageing of major NPPcomponents important to safety: PWR Pressure Vessels", IAEA, Vienna, Oct. 1999.

4. EPRI TR-100251, "White paper on RPV Integrity Requirements for Level A and В Conditions", EPRI January 1993.6. "Rules for Design and Safe Operation of Components in NPPs", Test and Research Reactors and Stations, Metallurgia, Moscow, 1973.

5. ASTM E 185-82, "Standard Practice for Conducting Surveillance Tests for Light-Water Cooled Nuclear Power Reactor Vessels".8. "Radiation Embrittlement of Reactor Vessel Materials", United States Regulatory Commission, Regulatory Guide 1.99 Rev. 2, 1988.

6. Sicherheitstechnische Regeln des KTA, KTA 3203, Uberwachung der Strahlenversprodung von Werkstoffen des Reaktordruckbehalters von Leichtwasserreaktoren (1984), (Surveillance of Irradiation Embrittlement of Light Water Reactors).

7. Title 10 of the Code of Federal Regulations, Part 50, Appendix G, "Fracture Toughness Requirements", Office of the Federal Register, National Archives and Records Administration, US Government Printing Office, Washington D.C.

8. Appendix H to CFR Part 50, "Reactor Vessel Material Surveillance Requirements", Office of the Federal Register, National Archives and records Administration, Washington DC, 1995.

9. ASTM E 8-93 "Standard Test Methods for Tension Testing of Metallic Materials".

10. ASTM E 21-92, "Standard Test Methods for Elevated Temperature Tension Tests of Metallic Materials".

11. DIN EN 10 002 part 1, Zugversuch, Prufverfahren bei Raumtemperatur, (Tension Test, Test Procedures at Room Temperature).

12. GOST 1497-73 (ST SEV 471-77) Metals. Tensile Tests Technique. Edition of Standards, Moscow, 1983.

13. GOST 9651-73 (ST SEV 1194-78) Metals. Tensile Tests Technique at Higher Temperature. Edition of Standards, Moscow, 1981.

14. ASTM E 23-94b, "Standard Test Method for Notched Bar Impact Testing of Metallic Materials".

15. DIN 50 115 Kerbschlagbiegeversuch (Notch Impact Test).

16. GOST 9454-78 (ST SEV 472-77) Metals. Impact Bend Test Technique at Room Temperature. Standard Publishing House. Moscow, 1982.

17. ASTM E 1290-99, "Test Method for Crack-tip Opening Displacement (CTOD) Fracture Toughness Measurement".

18. ASTM E 1921-97 "Test Method for Determination of Reference Temperature T„ for Ferritic Steels in the Transition Region"

19. ASTM E 1820-99a "Test Method for Measurement of Fracture Toughness"

20. Assosiation Francaise Pour Les Regies De Conception Et De Construction des Materiels Des Chaudieres Electronucleares, "Regies de surveillance en exploitation des materiels mecaniques des ilots nucleaires REP". RSEM edition 1990 and 1996, AFCEN, Paris.

21. E.D. Eason, J.E. Wright and Odette, "Improved Embrittlement Correlations for Reactor Pressure Vessel Steels", NUREG/CR-6551, November 1998.

22. K. Wallin, The scatter in kic results, Engineering Fracture Mechanics, 19(6), pp.1085 1093,1984.

23. K. Wallin, Saario and K, Torronen, Statistical model for carbide induced brittle fracture in steel, Metal science, 18,pp. 13-16,1984.

24. S.T. Rosinski, W.L. Server, S. Byrne, K. Yoon R. Lott, Application of Master Curve fracture toughness methodology for ferritic steels, EPRI report TR-108390, April 1998.

25. C.Naudin, J.M.Frund and A.Pineau, "Intergranular Fracture Stress And Phosphorus Grain Boundary Segregation Of A Mn-Ni-Mo Steel", Scripta Mater., 40 (9), 1013-1019 (1999).

26. B.A.Gurovich, E.A.Kuleshova, Ya.I.Shtrombakh, O.O.Zabusov and E.A.Rrasikov, Intergranular And Intragranular Phosphorus Segregation In Russian Pressure Vessel Steels Due To Neutron Irradiation", J.Nucl.Mater., 279, 259-272 (2000).

27. P.Platonov, Ja.Strombach, A.Kryukov, B.Gurovich, Ju.Korolev and J.Shmidt, "Results On Research Of Templates From Kozloduy-1 Reactor Pressure Vessel", Nuclear Engineering & Design, 191 (3), 313-325 (1999).

28. ASME Code Case N-640. Alternative Reference Fracture Toughness for Development of P-T Limit Curves, Section XI, Division 1. February 26,1999.

29. M. A. Sokolov and R. K. Nanstad, Comparison of irradiation-induced shifts of Kjc and Charpy impact toughness for reactor pressure vessel steels, Effects of radiation on materials: 18 л international symposium, ASTM STP 1325,1999.

30. Regulatoty Guide 1.190 «Calculational and Dosimetry Methods for Determining Pressure Vessel Neutron Fluence».

31. G. Garcia, A. Ballesteros and J. Bros, Methodology of Neutron Transport Calculations and Neutron Dosimetry. RPV Surveillance Programme, Tecnatom document 1С-12. April 2002.

32. Аббревиатура и обозначения

33. ASME American Society of Mechanical Engineers

34. ASTM American Society for Testing and Materials1. CT Compact Test Specimens

35. DBTT Ductile-Brittle Transition Temperature

36. DPA Displacements per Atom

37. EFPY Effective Full Power Years1. EOL End of Life

38. HAZ Weld Heat Affected Zone Material

39. EA CRP International Atomic Energy Agency, Coordinated Research1. Programme1.R Light Water Reactor1. MC Master Curve1. NPP Nuclear Power Plant

40. PVRC Pressure Vessel Research Committee

41. PWR Pressurised Water Reactor

42. RPV Reactor Pressure Vessel1. SP Surveillance Programme

43. WER Vodo-Vodyanoy Energeticheskiy Reaktor (Water Water Energy1. Reactor WWER)ф Neutron Fluence Rate or neutron flux1. Ф Neutron Fluence

44. RTndt Reference Temperature Nil-Ductility Temperature1. USE Upper Shelf Energy

45. ARTndt Increment in Reference Temperature Nil-Ductility Temperature

46. VUSE Decrement in Upper Shelf Energy1. CF Chemistry Factor1. FF Fluence Factor

47. To Master Curve Reference Temperature

48. RTto PVRC Reference Temperature1. Выражение благодарности

49. Автор выражает свою благодарность научному руководителю диссертации А. Крюкову, который с самого начала поддерживал и направлял работу по ее исполнению, оказывал помощь в анализе и интерпретации данных.

50. Особую благодарность выражаю JI. Дебарберису из Европейской комиссии Объединенного Научного Центра (JRC) в Петтене за его ценную помощь в течение проведения данной исследовательской работы.

51. Чрезвычайно признателен П. Платонову и Я. Штромбаху за поддержку в организации защиты диссертации в РНЦ «Курчатовский институт».

52. Выражаю благодарность также A. Alonso, L. Yague, М. Cereceda и J. Bros за поддержку этой работы в Техатоме (Tecnatom), интерес к полученным результатам и их практическому использованию.

53. В заключение, приношу благодарность Ю.Кеворкяну за подготовку русской версии данного документа.