Prediction of irradiation embrittlement in WWER-440 Reactor Pressure Vessel materials - Brumovsky, M.; Kytka, M.; Debarberis, L.; Gillemot, F.; Kryukov, A.; Valo, M. (Вопросы атомной науки и техники, 2007)
Prediction of irradiation embrittlement of Reactor Pressure Vessel (RPV) materials is performed usually in accordance with relevant codes and standards that are based on large amount of information from surveillance and research programs. The existing Russian Code (Standard for Strength Calculations of Components and Piping in Nuclear Power Plants (NPPs) – PNAE G 7-002-86) for the WWER RPV irradiation embrittlement assessment was approved more than 20 years ago and based mostly on the experimental data obtained in research reactors with accelerated irradiation. The validation of the above Code has been made without the surveillance specimen results that were produced in 1980-1990s. Thus, new analysis of all available data was required for more precise prediction of radiation embrittlement of RPV materials. Based on the fact that large amount of data from surveillance program as well as some research programs, IAEA International Database on RPV Materials (IDRPVM) has been used for the detailed analysis radiation embrittlement of WWER RPV materials. Thus, the following activities have been performed within the IAEA Co-ordinated project: Collection of complete WWER-440 surveillance and other similarly important data into the IDRPVM, Analysis of radiation embrittlement data of WWER-440 RPV materials using IDRPVM database, Evaluation of predictive formulae depending on material chemical composition, neutron fluence and neutron flux, Development of the guidelines for prediction of radiation embrittlement of operating reactor pressure vessels of WWER-440 including methodology for evaluation of surveillance data of a specific operating unit. Прогнозування радіаційного окрихчення матеріалів внутрішньо корпусних пристроїв (ВКП) зазвичай виконується у відповідності з кодами та стандартами, заснованими на численній інформації, що була накопичена на базі модельних та дослідницьких програм. Існуючий Російський Код (Стандарт для обчислення міцності компонентів і трубопроводів в атомних електростанціях (АЕС)-PNAE G 7 –002-86) для оцінки радіаційного окрихчення ВКП реакторів ВВЕР зарекомендував себе на протязі більш, ніж 20 років; він заснован на експриментальних даних, отриманих в дослідницьких реакторах з прискореним опроміненням. Оцінка вище згаданого Кода була виконана без результатів із зразків-свідків, які були отримані у 1980-1990 роках. Таким чином, необхідно провести новий аналіз усіх наявних даних для більш точного прогнозування радіаційного окрихчення матеріалів ВКП. На підставі того факту, що було використано велику кількість даних з макетних та дослідницьких програм, Міжнародна база даних МАГАТЕ по матеріалам ВКП біла використана для докладного аналізу радіаційного окрихчення ВКП матеріалів для реакторів ВВЕР. Таким чином, в межах Координаційного проекту МАГАТЕ було виконано наступне: Збирання повних даних із зразків-свідків ВВЕР-440 та інших подібних важливих даних в Міжнародну базу даних, аналіз даних по радіаційному окрихченню ВКП матеріалів ВВЕР-440 з використанням міжднародної бази даних, оцінка формули прогнозування в залежності від хімічного складу матеріалу, флюенса нейтронів та нейтронного потоку, розробка основних положень для прогнозування радіаційного окрихчення експлуатуємих внутрішньо корпусних пристроїв ВВЕР-440, включно з методологією для оцінки контрольних даних конкретної діючої установки. Предсказание радиационного охрупчивания материалов внутрикорпустных устройств (ВКУ) обычно выполняется в соотвествии с кодами и стандартами, основанными на обширной информации, накопленной в ходе модельных и исследовательских программ. Существующий Российский Код (Стандарт для вычислений прочности и компонентов и трубопроводов в атомных электростанциях (АЭС) – PNAE G 7-002-86) для оценки радиационного охрупчивания ВКУ реакторов ВВЭР хорошо зарекомендовал себя на протяжении более чем 20 лет; он основан на экспериментальных данных, полученных в исследовательских реакторах с ускоренным облучением. Оценка упомянутого выше Кода была выполнена без результатов с образцов-свидетелей, которые были получены в 1980-1990 годах. Таким образом, необходим новый анализ всех имеющихся данных для более точного прогнозирования радиационного охрупчивания материалов ВКУ. На основании того факта, что было использовано большое количество данных с макетных и исследовательских программ, Международная База данных МАГАТЭ по материалам ВКУ была использована для подробного анализа радиационного охрупчивания ВКУ материалов для реакторов ВВЭР. Таким образом, в рамках Координационного проекта МАГАТЭ были выполнено следующее: сбор полных данных с образцов-свидетелей ВВЕР-440 и других подобных важных данных в Международную базу данных; анализ данных по радиационному охрупчиванию ВКУ материалов ВВЭР-440 с использованием международной базы данных; оценка формулы прогнозирования в зависимости от химического состава материала, флюенса нейтронов и нейтронного потока, разработка основных положений для предсказания радиационного охрупчивания эксплуатируемых внутрикорпусных устройств ВВЭР-440, включая методологию для оценки контрольных данных конкретной действующей установки.