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

Дані завантаження ще не доступні.

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.