Розкид даних із зсуву критичної температури крихкості для матеріалів корпусів реакторів ВВЕР
In the most countries that operate the nuclear power plants with reactor pressure vessels a safety margin accounting a data scatter is applied for a conservative evaluation of a radiation shift of the ductile to brittle transition temperature for RPV metal. This scatter is to a significant extent du...
Збережено в:
| Дата: | 2018 |
|---|---|
| Автор: | |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | English |
| Опубліковано: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2018
|
| Онлайн доступ: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/97 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |
Репозитарії
Nuclear and Radiation Safety| id |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-97 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-972019-03-02T08:02:44Z A Data Scatter for a Shift of the Ductile to Brittle Transition Temperature for WWER-1000 Reactor Pressure Vessel Materials Розкид даних із зсуву критичної температури крихкості для матеріалів корпусів реакторів ВВЕР Revka, V. In the most countries that operate the nuclear power plants with reactor pressure vessels a safety margin accounting a data scatter is applied for a conservative evaluation of a radiation shift of the ductile to brittle transition temperature for RPV metal. This scatter is to a significant extent due to material inhomogeneity and errors in determining the temperature shift and neutron fluence. In the regulatory practice of Ukraine, the obsolete approaches are used that can lead to an underestimation or overestimation of the transition temperature shift depending on the number of test data points. In order to use the updated regulatory approaches that will be consistent with international practice, it is necessary to know the magnitude of the data scatter on the transition temperature shift which is characterized by a standard deviation. Therefore, the aim of the research work was to estimate the data scatter for WWER reactor pressure vessel materials using statistical methods. The paper presents the results of a statistical analysis for a large array of surveillance test data for WWER-1000 reactor pressure vessels of NPP units which are operated in Ukraine. The data scatter for RPV base and weld metal has been estimated using a statistical treatment for the dependencies of a transition temperature shift, ΔTF, on the fast (Е > 0,5 MeV) neutron fluence. The ΔTF values have been derived from the Charpy impact tests. The Charpy V-notch specimens have been irradiated in the nuclear power reactors within a neutron fluence range of (3,0 ÷ 92,2)·1022 m-2 in the frame of a national surveillance program. The analysis has shown the data scatter relative to the average regression line for RPV materials is characterized by a standard deviation of 5,5 °С. Based on the results obtained, it was suggested to use a double standard deviation of 11 °С as a safety margin to provide a conservative estimate for the radiation shift of the transition temperature of the WWER-1000 reactor pressure vessel materials. 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. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2018-06-07 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/97 10.32918/nrs.2018.2(78).04 Nuclear and Radiation Safety; No 2(78) (2018): Nuclear and Radiation Safety; 27-30 Ядерна та радіаційна безпека; № 2(78) (2018): Ядерна та радіаційна безпека; 27-30 2073-6231 en https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/97/97 |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| collection |
OJS |
| language |
English |
| format |
Article |
| author |
Revka, V. |
| spellingShingle |
Revka, V. Розкид даних із зсуву критичної температури крихкості для матеріалів корпусів реакторів ВВЕР |
| author_facet |
Revka, V. |
| author_sort |
Revka, V. |
| title |
Розкид даних із зсуву критичної температури крихкості для матеріалів корпусів реакторів ВВЕР |
| title_short |
Розкид даних із зсуву критичної температури крихкості для матеріалів корпусів реакторів ВВЕР |
| title_full |
Розкид даних із зсуву критичної температури крихкості для матеріалів корпусів реакторів ВВЕР |
| title_fullStr |
Розкид даних із зсуву критичної температури крихкості для матеріалів корпусів реакторів ВВЕР |
| title_full_unstemmed |
Розкид даних із зсуву критичної температури крихкості для матеріалів корпусів реакторів ВВЕР |
| title_sort |
розкид даних із зсуву критичної температури крихкості для матеріалів корпусів реакторів ввер |
| title_alt |
A Data Scatter for a Shift of the Ductile to Brittle Transition Temperature for WWER-1000 Reactor Pressure Vessel Materials |
| description |
In the most countries that operate the nuclear power plants with reactor pressure vessels a safety margin accounting a data scatter is applied for a conservative evaluation of a radiation shift of the ductile to brittle transition temperature for RPV metal. This scatter is to a significant extent due to material inhomogeneity and errors in determining the temperature shift and neutron fluence. In the regulatory practice of Ukraine, the obsolete approaches are used that can lead to an underestimation or overestimation of the transition temperature shift depending on the number of test data points.
In order to use the updated regulatory approaches that will be consistent with international practice, it is necessary to know the magnitude of the data scatter on the transition temperature shift which is characterized by a standard deviation. Therefore, the aim of the research work was to estimate the data scatter for WWER reactor pressure vessel materials using statistical methods.
The paper presents the results of a statistical analysis for a large array of surveillance test data for WWER-1000 reactor pressure vessels of NPP units which are operated in Ukraine. The data scatter for RPV base and weld metal has been estimated using a statistical treatment for the dependencies of a transition temperature shift, ΔTF, on the fast (Е > 0,5 MeV) neutron fluence. The ΔTF values have been derived from the Charpy impact tests. The Charpy V-notch specimens have been irradiated in the nuclear power reactors within a neutron fluence range of (3,0 ÷ 92,2)·1022 m-2 in the frame of a national surveillance program.
The analysis has shown the data scatter relative to the average regression line for RPV materials is characterized by a standard deviation of 5,5 °С. Based on the results obtained, it was suggested to use a double standard deviation of 11 °С as a safety margin to provide a conservative estimate for the radiation shift of the transition temperature of the WWER-1000 reactor pressure vessel materials. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2018 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/97 |
| work_keys_str_mv |
AT revkav adatascatterforashiftoftheductiletobrittletransitiontemperatureforwwer1000reactorpressurevesselmaterials AT revkav rozkiddanihízzsuvukritičnoítemperaturikrihkostídlâmateríalívkorpusívreaktorívvver AT revkav datascatterforashiftoftheductiletobrittletransitiontemperatureforwwer1000reactorpressurevesselmaterials |
| first_indexed |
2024-09-01T17:38:57Z |
| last_indexed |
2024-09-01T17:38:57Z |
| _version_ |
1809016252456239104 |