Ключові слова
Як цитувати
Анотація
Наведено результати статистичного аналізу великого масиву даних зразків-свідків для корпусів реакторів ВВЕР-1000 енергоблоків АЕС, що експлуатуються в Україні. За допомогою статистичної обробки залежностей зсуву критичної температури крихкості ΔTF від флюенсу швидких (Е > 0,5 МеВ) нейтронів визначено розкид даних для основного металу та металу зварного шва. Значення ΔTF отримано випробуванням зразків Шарпі на ударний вигин. Зразки опромінено в промислових реакторах у діапазоні флюенсів нейтронів (3,0…92,2)·1022 м –2 в рамках реалізації національної програми зразків-свідків.
Аналіз показав, що розкид даних відносно середньої лінії регресії для матеріалів корпусів реакторів характеризується стандартним відхиленням 5,5 °С. На підставі отриманих результатів запропоновано використовувати подвоєне стандартне відхилення 11 °С як температурний запас для забезпечення консервативної оцінки радіаційного зсуву критичної температури крихкості матеріалів корпусів реакторів ВВЕР-1000.
Посилання
2. Standards for Strength Calculations of Components and Piping of Nuclear Power Plants [Normyi rascheta na prochnost oborudovaniya i truboprovodov atomnyih energeticheskih ustanovok]: PNAE G-7–002-86. Energoatomizdat, Moscow, 1989. 525 p.
3. Standard Program of the Inspection for WWER-1000 Reactor Pressure Vessel Metal Properties by Surveillance Specimens [Tipovaya programma kontrolya svoystv metalla korpusov reaktorov VVER-1000 po obraztsam-svidetelyam]: PM-T.0.03.120-04. — NNEGC Energoatom, Kyiv, 2008. 36 p.
4. Revka, V.M., Chyrko, L.I. (2016), Regulatory aspects of material science support for the WWER-1000 RPV safe operation [Normatyvni aspekty materialoznavchoho suprovodu bezpechnoi ekspluatatsii korpusiv reaktoriv VVER-1000] // XXIII annual science conference, Institute for Nuclear Research NAS Ukraine, 01–05 February 2016, Kyiv, Ukraine / Abstracts, P. 105
5. Regulatory Guide 1.99, Revision 2. Radiation Embrittlement of Reactor Vessel Materials / U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1988. 9 p.
6. 10 CFR 50.61 Fracture toughness requirements for protection against pressurized thermal shock events / NRC 10, Code of Federal Regulations, Part 50 — Domestic Licensing of Production and Utilization Facilities, U.S. Nuclear Regulatory Commission, 2007, P. 699—704
7. Guidelines on pressurized thermal shock analysis for WWER nuclear power plant [Rukovodstvo po analizu termicheskogo udara dlya AES s reaktorami tipa VVER]: IAEA-EBP-WWER-08. Vienna: IAEA, 2005. 73 p.
8. Approbation of the normative document SOU NAEK 087:2015 “Method for the determination of radiation embrittlement of the RPV metal by the surveillance test data” [Aprobatsiya normativnogo dokumenta SOU NAEK 087:2015 “Metodika opredeleniya radiatsionnogo ohrupchivaniya metala korpusov reaktorov po rezultatam ispyitaniy obraztsov-svideteley”]: technical report, № 300/26—257 / Institute for Nuclear Research NAS Ukraine, Kyiv, 2018. 35 p.
9. Zaidel, A.N. (1985), Errors in the measurements of physical quantities [Pogreshnosti izmereniy fizicheskih velichin], Nauka, Leningrad. 112 p.