Abstract
Prediction of irradiation embrittlement of Reactor Pressure Vessel (RPV) materials is performed usually in accordance with relevant codes and standards which 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 mentioned Code has been made without considering 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 is available, 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 Coordinated project: 1. Collection of complete WWER-440 surveillance and other similarly important data into the IDRPVM, 2. Analysis of radiation embrittlement data of WWER-440 RPV materials using IDRPVM database, 3. Evaluation of predictive formulae depending on material chemical composition, neutron fluence and neutron flux, 4. 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
چکیده
پیش بینی شکنندگی تابشی مواد محفظه فشار راکتور (PRV) معمولا مطابق با کدها و استانداردهای مربوطه انجام می شود که بر اساس اطلاعات فراوان از برنامه های تحقیقاتی و نظارتی هستند. کد روسی موجود (استاندارد محاسبات قدرت قطعات و لوله کشی در نیروگاه های هسته ای (NNPs) PNAE G 7-002-86) برای ارزیابی شکنندگی تابشی WWER RPV بیش از 20 سال پیش تایید شده است و عمدتا بر اساس داده های تجربی به دست آمده در راکتورهای تحقیقاتی با تابش شتابدار هستند. اعتبارسنجی کد بالا بدون نمونه کنترل و نظارت، نتایجی را به دست داده است که در دهه 1980-1990 تولید شده بودند. از این رو تحلیل جدید همه داده های موجود برای پیش بینی دقیق تر شکنندگی تابشی مواد RPV لازم بود. بر اساس مقدار داده زیاد از برنامه نظارت و نیز برخی برنامه های تحقیقاتی، پایگاه داده بین المللی IAEA مربوط به مواد RPV (IDRPVM) برای شکنندگی تابشی آنالیز دقیق مواد WWER RPV به کار برده شده است. از این رو فعالیت های زیر در پروژه مشارکتی IAEA انجام شده است: جمع آوری داده های نظارتی و دیده بانی کامل WWER-440 و دیگر داده های مهم درون IDRPVM، آنالیز داده های مربوط به شکنندگی تابشی مواد WWER-440 RPV با استفاده از پایگاه داده IDRPVM، ارزیابی فرمول پیش بینی کننده بسته به ترکیب شیمیایی، جریان و شار نوترون (فلوئنس و فلاکس)، ارائه دستورالعمل هایی برای پیش بینی شکنندگی تابشی محفظه های فشار راکتور در حال کار WWER-440 شامل روش تحقیق برای ارزیابی داده های نظارتی یک واحد عملیاتی خاص.
-1مقدمه
پیش بینی شکنندگی تابشی مواد محفظه فشار راکتور (RPV) معمولا بر اساس کدها و استانداردهای مربوطه انجام می شوند که بر اساس مقدار زیاد اطلاعات مربوط به برنامه های تحقیقاتی و نظارتی هستند. کد روسی موجود (1) برای ارزیابی شکنندگی تابشی WWER RPV بیش از 20 گذشته تایید شده و اغلب بر اساس داده های تجربی به دست آمده در راکتورهای تحقیقاتی با پرتودهی شتاب دار بوده اند. با این همه این هنوز کاربرد دارد و معمولا با داده های جدید سازگار است. اعتبارسنجی کد بالا بدون نتایج نمونه نظارتی که در دهه 1980-1990 تولید شدند، صورت گرفته است.
تاکنون داده های نظارتی بسیاری از راکتورهای نوع WWER در حال کار به دست آمده اند. همچنین چند سال پیش، پایگاه داده بین المللی IAEA برای مواد RPV (IDRPVM) ایجاد شده است. مقدار زیادی از داده های شکنندگی تابشی RPV در چارچوب برنامه های تحقیقاتی ملی نیز به دست آمده اند. ااستفاده از این داده ها همراه با نتایج نظارتی می تواند پایگاه داده ماده WWER RPV را بطور قابل توجهی گسترش دهد و به ارزیابی درستی RPV کمک نماید…