Possibility of a life-time extension for wwer-1000 reactor pressure vessels beyond the design period

Микола Геннадійович Голяк; Володимир Миколайович Ревка; Людмила Іванівна Чирко; Олександр Вікторович Тригубенко; Юрій Віталійович Чайковський

doi:10.15276/opu.1.60.2020.11

Автор(и)

Микола Геннадійович Голяк NASU Institute for Nuclear Research http://orcid.org/0000-0002-2662-4562
Володимир Миколайович Ревка NASU Institute for Nuclear Research https://orcid.org/0000-0002-8409-263X
Людмила Іванівна Чирко NASU Institute for Nuclear Research https://orcid.org/0000-0002-7399-2309
Олександр Вікторович Тригубенко NASU Institute for Nuclear Research https://orcid.org/0000-0002-2768-5121
Юрій Віталійович Чайковський NASU Institute for Nuclear Research https://orcid.org/0000-0002-4692-1759

DOI:

https://doi.org/10.15276/opu.1.60.2020.11

Ключові слова:

флюенс швидких нейтронів, зразки-свідки, понадпроектний термін експлуатації, корпус реактора

Анотація

Подовження проектного терміну експлуатації корпусів реакторів діючих в Україні атомних електростанцій з реакторами типу ВВЕР-1000 є актуальним питанням сьогодення. Для подовження терміну експлуатації в понад проектний період необхідно оцінити механічні властивості і критичну температуру крихкості ТК матеріалу корпусу реактора, а також виконати розрахунки на опір крихкому руйнування. Для контролю за змінами механічних властивостей використовуються результати випробувань зразків-свідків, які виготовлені з того ж металу, що і корпус реактора. На сьогоднішній день отримані дозові залежності температури ТК металу зварних швів у діапазоні флюенсів швидких (Е ≥ 0,5 МеВ) нейтронів (F), що відповідають терміну експлуатації корпусу реактора більше 40 років. В роботі проведено аналіз даних зразків-свідків для корпусів реакторів ВВЕР-1000, зварні шви яких мають підвищений вміст нікелю та марганцю і схильні до значного радіаційного окрихчування. Зразки-свідки опромінені в діапазоні флюенсів, максимальне значення якого перевищує проектний флюенс нейтронів 57·1022 м–2. Аналіз показав, що експериментальні залежності температури ТK від флюенсу нейтронів для зварних швів узгоджуються з проектною моделлю окрихчування з показником ступеня 1/3. Результати порівняння критичної температури крихкості з максимально допустимим значенням TKa свідчать про можливість подовження терміну безпечної експлуатації корпусів реакторів ВВЕР-1000 в понадпроектний період.

Завантаження

Біографії авторів

Володимир Миколайович Ревка, NASU Institute for Nuclear Research

PhD,

Людмила Іванівна Чирко, NASU Institute for Nuclear Research

PhD,

Посилання

Primary radiation damage: A review of current understanding and models / L. Malerba, K. Nordlund, A.E. Sand and other. Journal of Nuclear Materials. 2018. Vol. 512. P. 450–479.

On the thermal stability of late blooming phases in reactor pressure vessel steels: An atomistic study / L. Malerba, G. Bonny, D. Terentyev and other. Journal of Nuclear Materials. 2013. Vol. 442(1–3). P. 282–291.

ПНАЭ Г-7-002-86. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энерге- тических установок. М. : Энергоатомиздат, 1989. 525 с.

СОУ НАЕК 087:2015 Методика определения радиационного охрупчивания металла корпусов ре- акторов по результатам испытаний образцов-свидетелей. 2018. 29 с.

Eason E.D., Odette G.R., Nanstad R.K., Yamamoto T. A physically-based correlation transition tem- perature shifts for RPV steels. Jornal of Nuclear Materials. 2013. Vol. 423. P. 240–254.

Embrittlement of Reactor Pressure Vessel Steels under Extended Service Conditions: The Status and Implications of the UCSB ATR-2 Experiment / G.R. Odette, T. Yamamoto, R.K. Nanstad and other. 4th International Conference on Nuclear Power Plant Life Management Session 3-4 (presentation IAEA- CN-246-055). October 23rd – 27th, 2017 Lyon, France. P. 20.

Odette G.R., Nanstad R.K. Predictive Reactor Pressure Vessel Steel Irradiation Embrittlement Models: Issues and Opportunities. JOM, Materials Issues in Nuclear Reactor Overview. 2009. Vol. 61 (7). P. 17–23.