Приложение 2. Методика экспертной оценки радиационного ресурса корпусов ВВЭР

Приложение 2

(рекомендуемое)

к РБ "Учет флюенса быстрых

нейтронов на корпусах и образцах-свидетелях

ВВЭР для последующего

прогнозирования радиационного ресурса корпусов"

Методика экспертной оценки радиационного ресурса корпусов ВВЭР

1. Общие положения

Методика предназначена для экспертного анализа документов, обосновывающих сопротивление хрупкому разрушению и радиационный ресурс КР ВВЭР как на стадии проектирования, так и во время эксплуатации. Она может использоваться в качестве факультативной при подготовке соответствующих документов в эксплуатирующих организациях и организациях, выполняющих работы и предоставляющих услуги эксплуатирующим организациям.

Методика позволяет получать экспертную оценку радиационного ресурса КР после каждой завершенной кампании при известных априори свойствах стали, прочностных характеристиках и принятых расчетных аварийных режимах, если получены оценки накопленного флюенса быстрых нейтронов с учетом всех предыдущих кампаний.

Методика применима к КР ВВЭР, на которых не проводился термический отжиг.

В методике использованы критерии и зависимости, принятые в [1].

2. Оценка радиационного ресурса

2.1. Радиационный ресурс КР и флюенс быстрых нейтронов

Остаточный радиационный ресурс корпуса ВВЭР определяется из соотношения:

                                N

                   [F] - F  - сумма (Ф t ) = 0,                      (П1)

                          t    n=1    n n

где: [F] - предельный допускаемый флюенс нейтронов  в  критической  точке

           корпуса    (здесь   и   далее,  если   особо   не   оговорено,

           используются F и Ф нейтронов  с энергией больше 0,5 МэВ);

      F  - накопленный   флюенс    нейтронов    на    момент   проведения

       t   экспертной оценки в той же точке;

      N  - количество   кампаний  работы   реактора   в   оставшееся   до

           исчерпания   радиационного   ресурса    время    от    момента

           проведения экспертной оценки;

      Ф  - предполагаемая скорость накопления  флюенса  нейтронов  в  той

       n   же точке за кампанию n;

      t  - предполагаемое  эффективное время  работы  реактора  во  время

       n   кампании n.

Тогда остаточный радиационный ресурс КР будет равен:

                             N

                     тау = сумма (t ).                               (П2)

                            n=1    n

Если скорость накопления флюенса быстрых нейтронов в оставшиеся кампании принимается одинаковой (например, из соображений консервативности скорость принимается максимальной из выборки значений по всем возможным в будущем кампаниям), то радиационный ресурс КР будет определяться так:

                           [F] - F

                                  t

                     тау = ---------,                                (П3)

                             Ф

                              max

где: Ф    - принятая максимальная скорость накопления  флюенса  нейтронов

      max   из всех возможных кампаний.

Учитывая, что F_t до начала эксплуатации реактора равен нулю, проектный радиационный ресурс КР будет определяться так:

                             [F]

                     тау = ------.                                   (П4)

                            Ф

                             max

Поскольку все значения характеристик поля нейтронов могут быть определены только с некоторой погрешностью, при прогнозировании флюенса быстрых нейтронов необходимо вводить консервативные коэффициенты запаса по каждой составляющей в формуле (П3), чтобы уверенно прогнозировать радиационный ресурс КР:

                           1

                   [F] = ------ [F]*;

                          k

                           [F]

                      F  = k F*;                                     (П5)

                       t    F t

                      Ф    = k Ф*  ,

                       max    Ф max

где: k   , k , k - консервативные коэффициенты запаса (по величине  равны

      [F]   F   Ф  или   больше   единицы)  по   предельному допускаемому

                   флюенсу,  накопленному  флюенсу  и скорости накопления

                   флюенса быстрых нейтронов;

   [F*], F*, Ф*  - оцененные  значения  предельного допускаемого флюенса,

          t   max  накопленного  флюенса  и  скорости  накопления флюенса

                   быстрых нейтронов.

2.2. Определение предельного допускаемого флюенса нейтронов

В соответствии с зависимостями из [1] и принимая во внимание подходы из [2, 3], предельный допускаемый флюенс быстрых нейтронов в экспертных оценках можно оценить по формуле:

                               a

                              T  - T

                               k    k0  3

                      [F] = (----------) F ,                         (П6)

                                 A        0

                                  F

      a

где: Т  - предельная   допускаемая    критическая температура хрупкости в

      k   критической точке;

    T   - критическая   температура хрупкости в исходном  (до  облучения)

     k0   состоянии;

     А  - коэффициент радиационного охрупчивания, °С;

      F

     F  - константа, равная 10(18) н/см2.

      0

За значение T(a)_k принимается минимальное, исходя из полученных в анализе всех теплогидравлических режимов, напряженно-деформированного состояния металла в зоне постулированного расчетного дефекта [3] (значение известно из документов, обосновывающих проектный срок службы КР). Значения T_k0 и А_F принимаются в соответствии с п. 5.8.4.2 [1]. При этом допускается, что нормативные значения Т(a)_k, T_k0, А_F определены с достаточной степенью консервативности. В этом случае можно принять, что k_[F] равен единице.

Следует отметить, что в соответствии с методикой раздела 8 приложения 2 [1] по испытаниям ОС проводится определение коэффициента радиационного охрупчивания материала ОС А(SS)_F с учетом сдвига критической температуры хрупкости вследствие влияния облучения Дельта Т(SS)_F и флюенса быстрых нейтронов на ОС F(SS) согласно формуле:

                       SS           SS  SS    n

                      A   = Дельта T  (F  /F ) ,                     (П7)

                       F            F       0

где: n - показатель степени, принимаемый в соответствии с [1]

В этом случае значение F(SS), имеющее некоторую погрешность, должно использоваться с коэффициентом запаса, чтобы обеспечить достаточную консервативность значения А(SS)_F, которое используется для сравнения с нормативным значением А_F, приведенным в аттестационном отчете согласно п. 5.8.4.2 [1]. Рекомендуемое значение коэффициента запаса для F(SS) - 1,3.

2.3. Определение накопленного флюенса быстрых нейтронов

Накопленный флюенс быстрых нейтронов в критической точке КР определяется в результате учета флюенса быстрых нейтронов при эксплуатации реактора (в соответствии с п. 4 РБ). При этом должны быть определены накопленные флюенсы быстрых нейтронов по каждой кампании в отдельности и зафиксированы как последовательный набор значений

                            {F }        ,

                              i i=1...m

где: m - ко