ЭКСПЕРИМЕНТ ПО УТОЧНЕНИЮ КИНЕТИКИ РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ МЕТАЛЛА НА ТОЛЩИНЕ КОРПУСА РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000 И ВВЭР-1500 ДЛЯ УТОЧНЕН

Цели выступления
Objects of report
Представить:
1. результаты, подтверждающие значимость радиационно-стимулированного старения материалов корпусов ВВЭР в снижении радиационного ресурса;
2. характеристики стенда КОРПУС, обеспечивающие проведение представительных экспериментов по теме Совещания;
3. схемы экспериментов по влиянию плотности потока реакторных излучений на состояние металла.
To present:
1. results confirming the importance radiation-induced of Ageing of materials of ring VVER in decrease of a radiating resource;
2. characteristics of the KORPUS facility ensuring realization of representative experiments on a subject of Workshop;
3. schemes of experiments on influence of density of a flow реакторных of radiations on condition of metal.

Влияние характеристик реакторных излучений
Influence of reactor irradiation characteristics
Различные компоненты реакторного излучения стимулируют:
распад (старение) твёрдых растворов;
создание и отжиг радиационных дефектов.
Интенсивность и состав потока излучений изменяется на толщине корпуса реактора ≡ на толщине блока образцов.
Этот эффект используется в модельных эффектах.
Different components of reactor irradiation stimulate:
decomposition (ageing) of solid solutions;
generation and annealing of radiation defects.
The intensity and composition of the emission flux over the reactor vessel thickness ≡ over the block of specimens thickness.
This effect is used in the model experiments.

Распад твёрдых растворов
Decomposition of solid solutions
Е = А(P0, F, Тобл, Cu) + В(…)∙th{[T ─ T0(P0, F, Тобл, Cu)] / С(…)}, где А, В, Т0, С – параметры, зависящие от содержания фосфора Р, флюенса нейтронов F = ft, температуры облучения Тобл и содержания меди Cu; Т – темпера-тура испытания (parameters dependent on the content of phosphorus Р, fluence of neutrons F, temperature of irradiation Тir, content of cuprum Cu, Т - temperature of test).
Основной эффект описывается (линии) при учёте зависимости параметров (the main effect is described accounting the dependence of parameters (lines)): А = А0 + kа∙Р0∙{1 –exp[–F∙ν∙exp(–Q/kT)]} и Т0 = Т0 + kt∙Р0∙{1 – exp[-F∙ν∙exp(–Q/kT)]}. Сборник тезисов докладов МНТК-2005. ФГУП ОКБ «Гидропресс», Подольск, 2005, С.175-176.
Фосфор в твёрдом растворе
Phosphorus in solid solution dP/dt = -aPf; P = P0*exp(-aft)
Фосфор на дислокациях и в комплексах
Phosphorus on dislocations and in complexes P0 – P = P0(1- exp(-aft))

Составляющие ресурса основного металла
для корпуса ВВЭР-1000 по сравнению с проектом
Components of the base metal lifetime for the VVER-1000 vessel in comparison to the project
Для конкретного корпуса ВВЭР
1 - Тк0
2 - АF
3 - погрешности определения на малых сериях образцов
4 - вид зависимости от условий облучения
5 - ТкF в вершине расчётной трещины
5
For the certain VVER vessel
1 - Тc0
2 - АF
3 - error for a small series of specimens
4 - kind of dependence to irradiation conditions
5 - ТкF at the peak of the calculated crack
Fluence, F, 1019 sm-2

Создание и отжиг радиационных дефектов
Generation and annealing of radiation defects
Изменение относительной интенсивности потока частиц, создающих и отжигающих радиационные дефекты, и флакса нейтронов, Е>0,5 МэВ, проявляется в изменении вида функциональной зависимости радиационного охрупчивания в результате: а. накопления дефектов; б. распада твердого раствора.
The change of relative intensity of a flux of particles generation and annealing of radiation defects, and flux of neutrons, Е> 0,5 MeVВ, is shown in change of functional dependence of radiating of metal embrittelement in result: a. accumulation of defects; b. disintegration of a solid solution.

Для конкретного корпуса ВВЭР
1 - Состояние металла.
2 - Вид зависимости от условий облучения.
3 - Влияние никеля на радиационное охрупчивание.
4 - ТkF в вершине расчётной трещины.
Составляющие ресурса металла сварного шва
Components of the welded joint metal lifetime
For certain VVER vessel
1 - Condition of metal.
2 - Kind of dependence to the irradiation condition.
3 - Influence of nickel on the radiation embrittelement.
4 - ТkF at the peak of calculated crack/
4
Изменение критической температуры хрупкости ТkF штатного металла сварного шва корпуса реактора ВВЭР-1000 (Ni 1,5-1,7%) при облучении образцов в стенде КОРПУС и образцов – свидетелей адекватно.
Change of critical temperature ТkF of base metal brittleness of a welded joint of the VVER-1000 vessel (Ni 1,5-1,7 %) under the same irradiation of specimens in the KORPUS facility and surveillance specimens.
Время эксплуатации, годы. Operating time, years
Изменение Тк -Tc, 0С

Радиационное охрупчивание штатного основного металла и металла сварного шва корпуса ВВЭР-1000
Radiation embrittlement of standard base metal and welded joint metal of the WWER-1000 vessel
Сравнение нормативных требований RCC-M и ГОСТ
Comparison of the RCC-M and GOST requirements
Основной металл обечайки анизотропен. Эффект радиационного охрупчивания практически не зависит от ориентации образцов, вырезанных из обечаек.
The shell base metal is anisotropic. The radiation embrittlement effect dos not practically depend on the specimen orientation cut off from the shell (ring).

Компоновки стенда КОРПУС
The KORPUS facility arrangement
Схема расположения ампул традиционной (а) и новой (б) конструкции в стенде КОРПУС Ампула - образцы стали ВВЭР по Программе реакторного материаловедения. CZR-1 и CZR-2 – образцы сталей NRI, Ржеж, Республика Чехия. Имитатор - сталь. 1 - радиационное энерговыделение, Вт/г; 2 и 3 - плотность потока нейтронов с энергией Е > 0,5 МэВ и Е > 1,0 МэВ, 1012см-2с-1
на рис.а для среднего слоя образцов, на рис.б для первого и 19-го слоя образцов.
а
б
Arrangement of capsules of standard (а) and new (б) design in the KORPUS facility Capsule - specimens of VVER steel under the material science Program. CZR-1 and CZR-2 - steel specimens of NRI, Rzez, Czech Republic. Simulator - steel. 1 – radiation energy release , W/g; 2 and 3 – neutron flux density with energy Е> 0,5 MeV and Е> 1,0 MeV, 1012cm-2 s-1 fig.а - average layer of specimens, fig.б - first and 19th layer of specimens.

Моделирование экранирования образцами-свидетелями
Modeling of screening by surveillance specimens
Изменение плотности потока нейтронов (логарифм (F⋅10-12см2с) с энергией E > 0,1; 0,5; 1,0; 3,0 МэВ и радиационного энерговыделения q (логарифм q⋅г/Вт) в ампулах 1-го, 2-го и 3-го ряда в стенде КОРПУС. Точки – результаты расчётных исследований [11, 21, 22]; Пунктирные линии – моделирование экранирования корпуса образцами–свидетелями.
Change of density of the neutron flux (logarithm F·10-12 sm2s)) with energy E > 0,1; 0,5; 1,0; 3,0 MeV and radiating allocation of energy q (logarithm q·g/Wt) in ampoules 1, 2 and 3 number(line) in the KORPUS facility . Points - results of settlement researches [11, 21, 22];
Dotted lines - modelling of shielding of the case by the specimens-surveillance.
Distance from the first layer, cm
Логарифм плотности потока

Изменение логарифма плотности потока нейтронов Ф0,1, 1012см-2с-1, Е>0,1 МэВ, (а, 1 ─4), радиационного энерговыделения q, Вт/г, (а, 5 ─6), и отношения
Ф0,1/q, 1013г см-2 с-1 Вт-1, (б)
в зависимости от удаления от активной зоны и ширины водяного зазора (3 на пред.слайд) 1, 5 – 0 мм; 2, 6 – 10 мм; 3, 7 – 40 мм; 4, 8 – 75 мм.
Change of the logarithm of neutron flux density Ф0,1, 1012см-2 с-1, Е> 0,1 MeV, (a, 1 - 4), radiation energy q, Wt/g, ( a, 5 - 6), and relation
Ф0,1/q, 1013 g sm-2 с-1 Wt-1, (б)
depending on the distance from the core and width of the water gap (3 on the previous slide): 1, 5 - 0 mm; 2, 6 - 10 mm; 3, 7 - 40 mm; 4, 8 - 75 mm.
Опережение по скорости набора флюенса 6:1 Advancing in fluence achievement speed 6:1

Заключение
Conclusion
1. Старение твёрдых растворов на основе металла корпусов ВВЭР стимулируется потоком реакторных излучений. Эффект сравним с эффектом от накопления радиационных дефектов.
2. Состав потока реакторных излучений влияет на соотношение вкладов старения металла и накопления радиационных дефектов.
3. На стенде КОРПУС создан широкий диапазон условий облучения для моделирования эффектов радиационного повреждения металла корпусов ВВЭР и разделения эффектов скорости повреждения, энергетического спектра и соотношения составляющих потока реакторных излучений.
1. Ageing of solid solutions based on the VVER vessel metals is stimulated by the reactor emission flux. The effect can be compared to that of the radiation defect accumulation;
2. Composition of the reactor emission flux influences greatly on the correlation of metal ageing and accumulation of radiation defects.
3. KORPUS facility provides for the wide range of irradiation conditions to simulate effects of radiation damage of the VVER vessel metal as well as damage rate effects, power spectrum and correlation of the flux components.

Схема стенда КОРПУС
Стенд КОРПУС
1 - активная зона, 2 - выгородка,
3 - экран, 4 - образцы, 5 – опорная плита
для установки ампул ряда,
6 - направляющие, по которым перемеща-
ются опорные плиты с ампулами,
7 - ампулы 1-го типа с образцами,
8 – коммуникационные выводы от ампул
1-го типа, 9 - ампулы 2-го типа с образцами,
10 – коммуникационные выводы от ампул
2-го типа, 11 – бетонная перегородка с
цилиндрической нишей, 12 - блок имитации
закорпусного пространства,
13 – передвижная платформа.
KORPUS facility
1 - core, 2 - partition,
3 - shield, 4 - specimens, 5 - support plate to locate a row of capsules,
6 – guides to move the support plates with capsules, 7 – 1st type capsules with specimens, 8 – communications
From the 1st type capsules,
9 – 2nd type capsule with specimens,
10 - communications from 2nd type capsules
, 11 - concrete partition with a
cylindrical niche, 12 - block to model the out of vessel space
, 13 - mobile platform.
3.1.

Ампула новой конструкции
В ампуле размещается блок образцов Шарпи толщиной в 180 мм
На одном уровне ампулы размещается 160 образцов
Испытания прошли успешно
Capsule of a new design
A block of Charpy specimens 180 mm thick is located in the capsule
160 specimens are located at one capsule level
The tests were successfully performed

Расположение образцов в ампуле новой конструкции
Нагреватели Heaters
Термопары Thermocouples
Измерительный канал
Measuring channel
Образцы Шарпи, С Ш
Образцы с трещиной, С Ш
Образцы с трещиной, О М
Образцы Шарпи, О М
Активная зона
3.6.
CORE
Specimens with cracks, W M
Specimens with cracks, B M
Charpy specimens, W M
Charpy specimens, B M

Возможная схема загрузки стенда
Possible loading of the facility
Три соотношения между радиационно и термически активированными
процессами в металле.
Ослабление радиационного повреждения по толщине блока образцов,
соответствующее ослаблению на толщине корпуса ВВЭР-1500.
Three relations between radiation and thermal activated processes in metal.
Attenuation of radiation damage over the thickness of the block of samples corresponding to
attenuation over the thickness of the WWER-1500 vessel.
3.8.

Перечень первоочередных работ
Top-priority activities
1. Испытания образцов металла сварного шва по радиационному повреждению, соответствующему 8 - 16 годам эксплуатации корпуса ВВЭР-1000.
2. Моделирование эффекта экранирования корпуса образцами-cвидетелями.
3. Облучение (1 год) металла опытного корпуса реактора ВВЭР-1500 при плотности потока нейтронов (0,8 - 0,3)∙1012 см-2с-1 (F = 1,5∙1019 см-2, 30-12 : 1).
4. Облучение (4 года) металла опытного корпуса реактора ВВЭР-1500 при плотности потока нейтронов (2,7 - 1,1)∙1010 см-2с-1 (F = 2,2∙1018 см-2, 1 :1 ).
5. Облучение (4 года) металла опытного корпуса реактора ВВЭР-1500 при плотности потока нейтронов (0,2 - 0,1)∙1012 см-2с-1 (F = 1,5∙1019 см-2, 8 - 4 : 1) с изменённым соотношением потока нейтронов и гамма - квантов.
1. Test of welded joint metal samples based on the radiation damage corresponding to to 8 - 16 years the VVER-1000 operation.
2. Modelling of the vessel shielding effect by surveillance specimens.
3. Irradiation (1 year) of metal of the pilot VVER-1500 vessel at a neutron flux density of (0.8 - 0.3) ∙1012 cm-2 s-1 (F = 1.5 1019 cm-2 , 30-12 : 1).
4. Irradiation (4 years) of metal of the pilot VVER-1500 vessel at a neutron flux density of (2.7 - 1.1) ∙1010 cm-2 s-1 (F = 2.2 1018 cm-2 , 1 : 1).
5. Irradiation (4 years) of metal of the pilot VVER-1500 vessel at a neutron flux density of (0.2 - 0.1) ∙1012 cm-2 s-1 (F = 1.5 1019 cm-2 , 8 - 4 : 1) with the changed ratio of the neutron flux and gamma-quanta.