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 - количество реализованных кампаний до момента оценки накопленного

         флюенса быстрых нейтронов.

2.4. Определение скорости накопления флюенса быстрых нейтронов

Прогнозирование скорости накопления флюенса быстрых нейтронов в оставшееся время эксплуатации проводится из анализа планируемых загрузок активных зон реактора. При этом могут быть использованы результаты расчета характеристик поля нейтронов, соответствующего этим загрузкам.

Если режим эксплуатации будет соответствовать режиму, использованному в предыдущих загрузках, в качестве максимальной скорости накопления флюенса быстрых нейтронов можно применять максимальное значение из выборки

                            {F /t }        ,

                              i  i i=1...m

где: t  - эффективное время работы реактора в кампанию i.

      i

2.5. Определение коэффициентов запаса

Значения коэффициентов запаса k_F и k_Ф в выражениях (П5) можно оценивать из анализа расчетно-экспериментальных результатов определения флюенса быстрых нейтронов, полученных на конкретном реакторе. Исследования на действующих ВВЭР, например, [4-7], показывают, что расчетные и экспериментальные данные о характеристиках поля нейтронов в области КР (флюенс и скорость накопления флюенса быстрых нейтронов) могут расходиться на 10-20%. При этом погрешность экспериментальных данных находится в районе 10%. Таким образом, общая неопределенность значений характеристик поля быстрых нейтронов в критических точках может составить 30%. Поэтому для экспертных оценок рекомендуется использовать значения этих коэффициентов запаса не ниже 1,3. Более низкие значения должны быть обоснованы и пройти экспериментальную валидацию.

3. Список использованной литературы

1. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-002-86)/ГАЭН СССР. М.: Энергоатомиздат, 1989.

2. Радиационное повреждение стали корпусов водо-водяных реакторов. Алексеенко Н.Н., Амаев А.Д. и др. М.: Энергоатомиздат, 1981.

3. Проблема обеспечения радиационного ресурса корпусов ВВЭР. Абагян А.А. и др. Сб.: Атомные электрические станции, вып. 10. М.: Энергоатомиздат, 1988.

4. Бородин А.В., Бродкин Э.Б., Хрусталев А.В. и др. Расчетно-экспериментальные исследования поля нейтронов в околокорпусном пространстве реакторов ВВЭР. ВАНТ. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1985, вып. 4.

5. Spinney K.B. et al. Benchmarking of YAEC Pressure Vessel Fluence Methodology on Maine Yankee, Proc. of the 9th Intern. Symp. on Reactor Dosimetry, 2-6 Sep. 1996, Prague, Czech Republic, Hamid Ait Abderrahim et al. Eds., World Scientific, 1998.

6. Barz H.-U., Boehmer В., Borodkin G.I. et al. Determination of Pressure Vessel Fluence Spectra for a Low Leakage Rovno-3 Reactor Core Using Three Dimensional Monte Carlo Neutron Transport Calculations and Ex-vessel Neutron Activation Data. In [6].

7. Brodkin E.B., Borodkin G.I., Egorov A.L., Zaritsky S.M. Тhе Neutron Fluence Monitoring System for VVER-1000 Pressure Vessel and Its Validation. Proc. of Radiation Protection and Shielding Division Topical Meeting, April 21-25,1996, Sea Crest Resort, MA, 1996.