Матеріалознавчий аналіз конструкційних матеріалів ПС СУЗ та розрахунки з метою продовження строку експлуатації
The paper considers the possibility of lifetime extending of the rod control cluster assemblies in operation by determining their residual lifetime using an approach that takes into account the actual position of the rod control cluster assembly in the core. Excessive conservatism was introduced by...
Gespeichert in:
| Datum: | 2024 |
|---|---|
| Hauptverfasser: | , , , , |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | English |
| Veröffentlicht: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2024
|
| Online Zugang: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/922 |
| Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
| Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |
Institution
Nuclear and Radiation Safety| id |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-922 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| baseUrl_str |
|
| datestamp_date |
2024-03-29T09:19:42Z |
| collection |
OJS |
| language |
English |
| format |
Article |
| author |
Zuyok, V. Mazurok, O. Godun, O. Chaikovskyi, M. Tretyakov, M. |
| spellingShingle |
Zuyok, V. Mazurok, O. Godun, O. Chaikovskyi, M. Tretyakov, M. Матеріалознавчий аналіз конструкційних матеріалів ПС СУЗ та розрахунки з метою продовження строку експлуатації |
| author_facet |
Zuyok, V. Mazurok, O. Godun, O. Chaikovskyi, M. Tretyakov, M. |
| author_sort |
Zuyok, V. |
| title |
Матеріалознавчий аналіз конструкційних матеріалів ПС СУЗ та розрахунки з метою продовження строку експлуатації |
| title_short |
Матеріалознавчий аналіз конструкційних матеріалів ПС СУЗ та розрахунки з метою продовження строку експлуатації |
| title_full |
Матеріалознавчий аналіз конструкційних матеріалів ПС СУЗ та розрахунки з метою продовження строку експлуатації |
| title_fullStr |
Матеріалознавчий аналіз конструкційних матеріалів ПС СУЗ та розрахунки з метою продовження строку експлуатації |
| title_full_unstemmed |
Матеріалознавчий аналіз конструкційних матеріалів ПС СУЗ та розрахунки з метою продовження строку експлуатації |
| title_sort |
матеріалознавчий аналіз конструкційних матеріалів пс суз та розрахунки з метою продовження строку експлуатації |
| title_alt |
Materials Science Analysis of RCCA Structural Materials and Calculations for Lifetime Extension |
| description |
The paper considers the possibility of lifetime extending of the rod control cluster assemblies in operation by determining their residual lifetime using an approach that takes into account the actual position of the rod control cluster assembly in the core. Excessive conservatism was introduced by assuming that the immersion of the 10th working group in the core during all fuel campaigns is 70 %, while the actual position is 85-90 %. Taking into account the actual position of the rod control cluster assemblies indicates much less irradiation of the lower, most loaded part of control rod cladding and much less burnup of the 10B compared to 70 % immersion of the rod control cluster assemblies, since they are in the area of lower neutron flux density.
The results of a comprehensive analysis of available studies and test results to determine the phenomena that can potentially approach the achievement of the boundary state of the structural components or limit the lifetime of control rods and rod control cluster assemblies in general are presented. Such phenomena include general corrosion of structural materials (42CrNiMo, Cr18Ni10Ti) (decrease in wall thickness, increased transfer of radioactive corrosion products the coolant); radiation resistance (degradation of mechanical characteristics) of control rod cladding materials (42CrNiMo) and other structural components of the rod control cluster assemblies (42CrNiMo, CrKh18Ni10Ti); radiation resistance of neutron-absorbing materials (B4C, Dy2O3∙TiO2); compatibility of absorbing materials with the control rod cladding.
Based on the results of post-irradiation examinations of control rods tested in research reactors as dummy rods or rod control cluster assembly rods operated in the VVER-1000 core, the following boundary values were established that can be used as criteria for maintaining the integrity of the control rod cladding: maximum fast neutron fluence in the lower, most loaded part of the control rod cladding (in the weld area of the lower end plug and the cladding) should not exceed 34×1021 n/cm2; maximum burnup of the 10B isotope should not exceed 45 %. If these two criteria are met, the possibility of other potentially damaging phenomena is too low.
According to the calculations that use the schedule of changes in the position of the rod control cluster assemblies of the control group and the power of one of the power units during one fuel cycle, one can preliminary conclude that the proposed approach will extend the lifetime of almost all rod control cluster assemblies from 25500 to 38000 hours in the automatic control group and from 75600 to 113500 hours in the shutdown group. The residual lifetime should be assessed for a particular power unit and each rod control cluster assembly separately, since each rod control cluster assembly has its own operating history. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2024 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/922 |
| work_keys_str_mv |
AT zuyokv materialsscienceanalysisofrccastructuralmaterialsandcalculationsforlifetimeextension AT mazuroko materialsscienceanalysisofrccastructuralmaterialsandcalculationsforlifetimeextension AT goduno materialsscienceanalysisofrccastructuralmaterialsandcalculationsforlifetimeextension AT chaikovskyim materialsscienceanalysisofrccastructuralmaterialsandcalculationsforlifetimeextension AT tretyakovm materialsscienceanalysisofrccastructuralmaterialsandcalculationsforlifetimeextension AT zuyokv materíaloznavčijanalízkonstrukcíjnihmateríalívpssuztarozrahunkizmetoûprodovžennâstrokuekspluatacíí AT mazuroko materíaloznavčijanalízkonstrukcíjnihmateríalívpssuztarozrahunkizmetoûprodovžennâstrokuekspluatacíí AT goduno materíaloznavčijanalízkonstrukcíjnihmateríalívpssuztarozrahunkizmetoûprodovžennâstrokuekspluatacíí AT chaikovskyim materíaloznavčijanalízkonstrukcíjnihmateríalívpssuztarozrahunkizmetoûprodovžennâstrokuekspluatacíí AT tretyakovm materíaloznavčijanalízkonstrukcíjnihmateríalívpssuztarozrahunkizmetoûprodovžennâstrokuekspluatacíí |
| first_indexed |
2025-07-17T12:11:05Z |
| last_indexed |
2025-07-17T12:11:05Z |
| _version_ |
1844164753390305280 |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-9222024-03-29T09:19:42Z Materials Science Analysis of RCCA Structural Materials and Calculations for Lifetime Extension Матеріалознавчий аналіз конструкційних матеріалів ПС СУЗ та розрахунки з метою продовження строку експлуатації Zuyok, V. Mazurok, O. Godun, O. Chaikovskyi, M. Tretyakov, M. The paper considers the possibility of lifetime extending of the rod control cluster assemblies in operation by determining their residual lifetime using an approach that takes into account the actual position of the rod control cluster assembly in the core. Excessive conservatism was introduced by assuming that the immersion of the 10th working group in the core during all fuel campaigns is 70 %, while the actual position is 85-90 %. Taking into account the actual position of the rod control cluster assemblies indicates much less irradiation of the lower, most loaded part of control rod cladding and much less burnup of the 10B compared to 70 % immersion of the rod control cluster assemblies, since they are in the area of lower neutron flux density. The results of a comprehensive analysis of available studies and test results to determine the phenomena that can potentially approach the achievement of the boundary state of the structural components or limit the lifetime of control rods and rod control cluster assemblies in general are presented. Such phenomena include general corrosion of structural materials (42CrNiMo, Cr18Ni10Ti) (decrease in wall thickness, increased transfer of radioactive corrosion products the coolant); radiation resistance (degradation of mechanical characteristics) of control rod cladding materials (42CrNiMo) and other structural components of the rod control cluster assemblies (42CrNiMo, CrKh18Ni10Ti); radiation resistance of neutron-absorbing materials (B4C, Dy2O3∙TiO2); compatibility of absorbing materials with the control rod cladding. Based on the results of post-irradiation examinations of control rods tested in research reactors as dummy rods or rod control cluster assembly rods operated in the VVER-1000 core, the following boundary values were established that can be used as criteria for maintaining the integrity of the control rod cladding: maximum fast neutron fluence in the lower, most loaded part of the control rod cladding (in the weld area of the lower end plug and the cladding) should not exceed 34×1021 n/cm2; maximum burnup of the 10B isotope should not exceed 45 %. If these two criteria are met, the possibility of other potentially damaging phenomena is too low. According to the calculations that use the schedule of changes in the position of the rod control cluster assemblies of the control group and the power of one of the power units during one fuel cycle, one can preliminary conclude that the proposed approach will extend the lifetime of almost all rod control cluster assemblies from 25500 to 38000 hours in the automatic control group and from 75600 to 113500 hours in the shutdown group. The residual lifetime should be assessed for a particular power unit and each rod control cluster assembly separately, since each rod control cluster assembly has its own operating history. У статті розглянуто можливість продовження ресурсу поглинаючих стрижнів системи управління та захисту (далі – ПС СУЗ), які перебувають в експлуатації, завдяки визначенню їх залишкового ресурсу за допомогою підходу, в якому враховується фактичне положення ПС СУЗ в активній зоні. Надлишковий консерватизм було закладено припущенням, що занурення 10-ї робочої групи в активну зону протягом усіх паливних кампаній становить 70 %, тоді як фактичне положення становить 85-90 %. Урахування фактичного положення ПС СУЗ дозволяє говорити про значно менше опромінення нижньої, найбільш навантаженої, частини оболонкової труби та значно менше вигоряння 10В, порівняно з 70 % зануренням ПС СУЗ, оскільки вони містяться в зоні меншої щільності потоку нейтронів. Наведено результати комплексного аналізу наявних досліджень та результати випробувань з визначення явищ, які потенційно можуть наближати досягнення граничного стану елементів конструкції або обмежувати ресурс поглинальних елементів (далі – ПЕЛ) та ПС СУЗ загалом. До таких явищ можна віднести загальну корозію конструкційних матеріалів (42ХНМ, Х18Н10Т) (зменшення товщини стінки, підвищений перехід радіоактивних продуктів корозії до теплоносія); радіаційну стійкість (деградація механічних характеристик) матеріалів оболонкових труб ПЕЛ (42ХНМ) та інших елементів конструкції ПС СУЗ (42ХНМ, Х18Н10Т); радіаційну стійкість нейтронно-поглинаючих матеріалів (В4С, Dy2O3·TiO2); сумісність поглинаючих матеріалів з оболонкою ПЕЛ. За результатами післяреакторних досліджень ПЕЛ, які випробовувались в дослідницьких реакторах у вигляді макетів, або ПЕЛ ПС СУЗ, які експлуатувались в активній зоні реакторів ВВЕР‑1000, встановлено такі граничні значення, які можуть бути використані як критерії збереження цілісності оболонки ПЕЛ: максимальний флюенс швидких нейтронів у нижній, найбільш навантаженій, частині оболонки ПЕЛ (у зоні зварного шва нижнього наконечника та оболонки ПЕЛ) не повинен перевищувати 34×1021 н/см2; максимальне вигоряння ізотопу 10В не повинно перевищувати 45 %. За умови виконання цих двох критеріїв можливість виникнення інших потенційно небезпечних явищ надто мала. На підставі розрахунків, що базуються на графіку зміни положення ПС СУЗ групи автоматичного регулювання та потужності одного з енергоблоків протягом одного паливного завантаження, попередньо можна зробити висновок, що запропонований підхід дозволить продовжити ресурс майже всіх ПС СУЗ з 25500 до 38000 годин в групі автоматичного регулювання та з 75600 до 113500 годин в групах аварійного захисту. Оцінка залишкового ресурсу повинна проводитись для певного енергоблока та кожного ПС СУЗ окремо, оскільки кожен ПС СУЗ має свою історію експлуатації. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2024-03-13 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/922 10.32918/nrs.2024.1(101).04 Nuclear and Radiation Safety; No 1(101) (2024): Nuclear and Radiation Safety; 38-48 Ядерна та радіаційна безпека; № 1(101) (2024): Ядерна та радіаційна безпека; 38-48 2073-6231 en https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/922/813 Авторське право (c) 2024 V. Zuyok, O. Mazurok, O. Godun, M. Chaikovskyi, M. Tretyakov |