Анализ современного состояния проблемы радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов и перспектив повышения надежности оценок их эксплуатационного ресурса: На примере испанских реакторов PWR
Диссертация
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… Читать ещё >
Содержание
- 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
- 3. 1. Спецификация базы данных
- 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
- 4. 1. Обзор корреляционных соотношений и анализ погрешностей получаемых с их помощью оценок параметров радиационного охрупчиванияматериалов КР
- 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
- 6. 5. Выводы
- 6. 1. Общая методика определения предельных кривых давлениетемпература
- 7. ПРОГРАММА УСОВЕРШЕНСТВОВАНИЯ СУЩЕСТВУЮЩЕГО МОНИТОРИНГА КОРПУСОВ ИСПАНСКИХ РЕАКТОРОВ
- 7. 1. Цели программы
- 7. 2. Основные задачи программы
Список литературы
- 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.
- Strosnider, J., et al., «Reactor Pressure Vessel-Status Report», NUREG-1511, USNRC, Washington DC. 1994.
- IAEA-TECDOC-1120, «Assessment and management of ageing of major NPPcomponents important to safety: PWR Pressure Vessels», IAEA, Vienna, Oct. 1999.
- EPRI TR-100 251, «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.
- 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.
- Sicherheitstechnische Regeln des KTA, KTA 3203, Uberwachung der Strahlenversprodung von Werkstoffen des Reaktordruckbehalters von Leichtwasserreaktoren (1984), (Surveillance of Irradiation Embrittlement of Light Water Reactors).
- 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.
- Appendix H to CFR Part 50, «Reactor Vessel Material Surveillance Requirements», Office of the Federal Register, National Archives and records Administration, Washington DC, 1995.
- ASTM E 8−93 «Standard Test Methods for Tension Testing of Metallic Materials».
- ASTM E 21−92, «Standard Test Methods for Elevated Temperature Tension Tests of Metallic Materials».
- DIN EN 10 002 part 1, Zugversuch, Prufverfahren bei Raumtemperatur, (Tension Test, Test Procedures at Room Temperature).
- GOST 1497−73 (ST SEV 471−77) Metals. Tensile Tests Technique. Edition of Standards, Moscow, 1983.
- GOST 9651−73 (ST SEV 1194−78) Metals. Tensile Tests Technique at Higher Temperature. Edition of Standards, Moscow, 1981.
- ASTM E 23−94b, «Standard Test Method for Notched Bar Impact Testing of Metallic Materials».
- DIN 50 115 Kerbschlagbiegeversuch (Notch Impact Test).
- GOST 9454−78 (ST SEV 472−77) Metals. Impact Bend Test Technique at Room Temperature. Standard Publishing House. Moscow, 1982.
- ASTM E 1290−99, «Test Method for Crack-tip Opening Displacement (CTOD) Fracture Toughness Measurement».
- ASTM E 1921−97 «Test Method for Determination of Reference Temperature T» for Ferritic Steels in the Transition Region"
- ASTM E 1820−99a «Test Method for Measurement of Fracture Toughness»
- 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.
- E.D. Eason, J.E. Wright and Odette, «Improved Embrittlement Correlations for Reactor Pressure Vessel Steels», NUREG/CR-6551, November 1998.
- K. Wallin, The scatter in kic results, Engineering Fracture Mechanics, 19(6), pp.1085 1093,1984.
- K. Wallin, Saario and K, Torronen, Statistical model for carbide induced brittle fracture in steel, Metal science, 18, pp. 13−16,1984.
- 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-108 390, April 1998.
- 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).
- 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).
- 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).
- ASME Code Case N-640. Alternative Reference Fracture Toughness for Development of P-T Limit Curves, Section XI, Division 1. February 26,1999.
- 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.
- Regulatoty Guide 1.190 «Calculational and Dosimetry Methods for Determining Pressure Vessel Neutron Fluence».
- G. Garcia, A. Ballesteros and J. Bros, Methodology of Neutron Transport Calculations and Neutron Dosimetry. RPV Surveillance Programme, Tecnatom document 1С-12. April 2002.
- Аббревиатура и обозначения
- ASME American Society of Mechanical Engineers
- ASTM American Society for Testing and Materials1. CT Compact Test Specimens
- DBTT Ductile-Brittle Transition Temperature
- DPA Displacements per Atom
- EFPY Effective Full Power Years1. EOL End of Life
- HAZ Weld Heat Affected Zone Material
- EA CRP International Atomic Energy Agency, Coordinated Research1. Programme1. R Light Water Reactor1. MC Master Curve1. NPP Nuclear Power Plant
- PVRC Pressure Vessel Research Committee
- PWR Pressurised Water Reactor
- RPV Reactor Pressure Vessel1. SP Surveillance Programme
- WER Vodo-Vodyanoy Energeticheskiy Reaktor (Water Water Energy1. Reactor WWER) ф Neutron Fluence Rate or neutron flux1. Ф Neutron Fluence
- RTndt Reference Temperature Nil-Ductility Temperature1. USE Upper Shelf Energy
- ARTndt Increment in Reference Temperature Nil-Ductility Temperature
- VUSE Decrement in Upper Shelf Energy1. CF Chemistry Factor1. FF Fluence Factor
- To Master Curve Reference Temperature
- RTto PVRC Reference Temperature1. Выражение благодарности
- 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.
- Особую благодарность выражаю JI. Дебарберису из Европейской комиссии Объединенного Научного Центра (JRC) в Петтене за его ценную помощь в течение проведения данной исследовательской работы.
- Чрезвычайно признателен П. Платонову и Я. Штромбаху за поддержку в организации защиты диссертации в РНЦ «Курчатовский институт».
- 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.
- В заключение, приношу благодарность Ю. Кеворкяну за подготовку русской версии данного документа.