Содержание к диссертации
Введение
2. Методология и факторы, определяющие прогнозирование эксплуатационного ресурса корпусов реакторов 10
2.1 Инструкции, руководства, коды и стандарты. 12
2.2. Программы мониторинга за состоянием корпусов реакторов PWR 14
2.3 Условия облучения. . 18
2.4. коррЕляция данных по охрупчиванию материалов КР 20
2.5 Концепция «мастер-кривая» 22
2.6 Задачи и цели исследования 26
3. База данных по образцам-свидетелям испанских реакторов PWR 29
3.1 Спецификация базыданньек. 30
3.1.1 Идентификация материала 30
3.1.2 Условия облучения 34
3.1.3 Механические испытания 36
3.2 Общая характеристика базы данных 40
3.3 Представительность данных по образцам-свидетелям. 44
3.4 Методики определения условий облучения образцов-свидетелей 45
3.4.1 Дозиметрия быстрых нейтронов на образцах-свидетелях испанских реакторов PWR 45
3.4.2 Методика определения температуры облучения на образцах-свидетелях испанских реакторов PWR 50
3.5 Выводы. 53
4. Анализ радиационного охрупчивания и оценка ресурса испанских корпусов реакторов 54
4.1. Обзор корреляционных соотношений и анализ погрешностей получаемых с их помощью оценок параметров радиационного охрупчивания материалов КР. 55
4.1.1 Анализ погрешностей, обусловленных ошибкой определения флюенса 59
4.1.2 Применение методологии «распространения погрешностей» к определению погрешностей параметров, получаемых при использовании корреляционных соотношений 61
4.2 Усовершенствованные корреляционные соотношения и их применение к анализу испанских данных по образцам-свидетелям 68
4.2.1 Корреляционное соотношение для RTNDT .70
4.2.2 Корреляционное соотношение для USE 72
4.2.3 Метод оценки надежности данных по образцам-свидетелям 72
4.2.4 Анализ данных по образцам-свидетелям и прогнозные оценки применительно к испанским реакторам типа PWR 74
4.3 Использование усовершенствованных корреляционных соотношений при анализе некоторых специфических задач мониторинга испанских корпусов реакторов 76
4.3.2. Анализ температурной аномалии на образцах-свидетелях77
4.3.3. Анализ влияния фосфора на радиационное охрупчивание материалов корпусов испанских реакторов PWR 80
4.4 Выводы. 84
5. Применение концепции "мастер-кривая" для анализа радиационного охрупчивания материалов испанских корпусов реакторов 87
5.1. Традиционный подход (ASME) 88
5.2 Подход, основанный на использовании концепции "мастер-кривая". 90
5.3. Сравнительный анализ результатов применения asme- и "мастер-кривая"-подходов для испанских реакторов PWR 91
5.4 Выводы. 94
6. Определение предельных кривых «давление-температура» для испанских реакторов pwr на основе усовершенствованной расчетной методики 97
6.1 Общая методика определения предельных кривых давление-температура 98
6.1.1. Режим разогрева реактора 101
6.1.2 Режим расхолаживания реактора 103
6.2 Аттестация компьютерной программы opera 96 104
6.5 Выводы. 110
7. Программа усовершенствования существующего мониторинга корпусов испанских реакторов 112
7.1 Цели программы 112
7.2 Основные задачи программы. 112
8. Заключение 115
9. Список литературы
- Программы мониторинга за состоянием корпусов реакторов PWR
- Общая характеристика базы данных
- Анализ погрешностей, обусловленных ошибкой определения флюенса
- Анализ влияния фосфора на радиационное охрупчивание материалов корпусов испанских реакторов PWR
Введение к работе
Разработка и производство корпуса реактора (КР) должны удовлетворять требованию обеспечения его целостности в течение всего срока эксплуатации. Он должен эксплуатироваться в режиме, обеспечивающим вязкое состояние материалов, из которых он изготовлен, и исключающим возможность возникновения в них хрупкого состояния. Это связано с тем, что хрупкое разрушение такого сложного и массивного объекта, как КР, может быть неожиданным и катастрофическим за счет быстрого освобождения большого количества запасенной Р упругой энергии, причем происходить на фоне отсутствия каких-либо V предупреждающих признаков. Таким образом, сопротивление разрушению, или вязкость разрушения, является важнейшим свойством материала КР в оценке его структурной целостности. Следует отметить, что в перспективе структурная целостность КР зависит от ,, многих факторов. До ввода в эксплуатацию она определяется качеством проектно конструкторских разработок, которые должны проводиться на основе известных и «. »• хорошо апробированных машинных программ, использованием тщательно . подобранных и испытанных высококачественных материалов, хорошо отлаженными и испытанными технологиями изготовления, гарантирующими, в частности, малую вероятность образования исходных трещин [1,2], всесторонней качественной и надежной программой предпусковых испытаний, включающей расширенньш действенный ультразвуковой контроль и эффективную гидростатическую холодную / опрессовку [3-6]. "Ч
В период эксплуатации целостность КР зависит от исходного качества его изготовления, от деградации в процессе облучения механических свойств корпусных материалов (прежде всего радиационного и теплового охрупчивания, деформационного старения), от предыстории работы КР, включающей частоты и величины изменений температуры и давления в переходных режимах и связанных с ними теплопереносом и перераспределением напряжений, эффективности инспекционного контроля в процессе эксплуатации.. Существенную роль играет также уровнь знания соответствующих законов развития усталостных трещин как функции условий среды и структуры материала, определяющий точность предсказания скорости их роста в корпусе реактора.
Условия в штатных режимах эксплуатации любого конкретного энергетического реактора устанавливаются в терминах допустимых пределов по температуре и давлению (Р-Т) теплоносителя, которые должны выдерживаться для обеспечения достаточного запаса надежности, позволяющим предотвратить хрупкое разрушение КР. Для определения этих предельных эксплуатационных параметров используются расчетные методы линейно-упругой механики разрушения при постулируемых допущениях, обеспечивающих консервативность оценок, соответствующих требуемому запасу надежности. Другой ряд ограничений на давление и температуру теплоносителя связан с необходимостью исключения кавитации в теплоносителе, приводящей к повреждению лопастей насосов.
Таким образом, реактор запускается, работает и расхолаживается в пределах ограничений по давлению и температуре теплоносителя, определяющих так называемое «операционное окно». В результате деградации свойств материала под облучением происходит смещение соответствующей кривой предельных значений температуры и давления, что приводит к уменьшению «операционного окна». В предельном случае, когда кривая (Р-Т), обусловленная механическими свойствами, совмещается с операционной кривой насоса (которая имеет нижний предел по давлению, чтобы предотвратить возникновение кавитации), безаварийная эксплуатация реактора становится невозможной. Поэтому важно заранее установить корреляционную зависимость свойств материалов КР от дозы (флюенса) быстрых нейтронов посредством их облучения при более высокой их плотности (флаксе), чем на внутренней поверхности КР. Таким образом предварительный анализ может предвосхитить необходимость проведения технических мероприятий для нейтрализации этих эффектов.
При проведении прочностных расчетов необходимо учитывать влияние облучения на вязкость разрушения материалов КР, которое в первом приближении проявляется в параллельном сдвиге температурной зависимости вязкости разрушения в сторону более высоких температур. Величина температурного сдвига этой зависимости определяется экспериментально на основе данных по облучению и испытанию образцов-свидетелей (ОС), изготовленных из тех же материалов, что и корпус реактора. Для этой цели на каждом энергетическом реакторе корпусного типа реализуется так называемая программа мониторинга за состоянием КР (программа образцов-свидетелей) [7,8,9]. В рамках этих программ образцы-свидетели облучаются внутри действующего реактора при флаксе, превосходящем флакс на стенке корпуса. Для прогнозирующей оценки параметров радиационного охрупчивания (РО) используются специально разрабатываемые для этой цели корреляционные соотношения.
В течение многих лет важным тестом для измерения сопротивления корпусных сталей разрушению является эмпирический тест на ударную работу разрушения исходных и облученных стандартных образцов Шарпи с V-образным надрезом. На Рис. 1.1 показана типичная кривая вязко-хрупкого перехода (сериальная кривая) для образцов Шарпи. При низких температурах (в пределах нижнего шельфа) сериальная кривая соответствует режиму хрупкого разрушения, при промежуточных температурах - переходному режиму, при высоких температурах (в пределах верхнего шельфа) - режиму вязкого разрушения.
Рис.1. Влияние температуры испытания на энергию, поглощенную при разрушении образцов Шарпи (сериальная кривая).
Влияние нейтронного облучения на материалы КР проявляется в смещении сериальной кривой испытания образцов Шарпи в область более высоких температур. Определяя температуру вязко-хрупкого перехода как соответствующую данному энергетическому уровню на сериальной кривой, можно определить сдвиг этой температуры для данного флюенса нейтронов. Другой характеристикой, определяющей влияние облучения, является величина энергии «верхнего шельфа», которая снижается с ростом флюенса.
По мере усовершенствования анализа напряженного состояния и процесса разрушения стали внедряться методы определения вязкости разрушения на основе линейной механики разрушения. Это повлекло за собой развитие работ по установлению корреляции между результатами ударных испытаний образцов Шарпи и испытаний на вязкость разрушения.
В процессе эксплуатации ядерных энергетических реакторов происходит постоянное накопление новых экспериментальных данных, получаемых как в результате реализации программ образцов-свидетелей, так и исследовательских программ. При этом совершенствуются методы мониторинга условий облучения. Кроме того, осуществляется поиск и разработка новых методик анализа экспериментальных данных, включая разработку более обоснованных корреляционных соотношений, с целью получения более надежных оценок параметров РО материалов КР. Наконец, совершенствуются методики прочностных расчетов, а также проводится уточнение критериев, гарантирующих безопасную эксплуатацию КР. По мере накопления обновленной экспериментально-методической базы необходимо осуществлять переоценку предьщущих рекомендаций на основе обобщения и анализа всей совокупности данных с учетом новых методических разработок.. Такая работа периодически проводится во всех странах, в которых эксплуатируются АЭС.
В настоящей работе, применительно к испанским энергетическим реакторам, дан современный анализ ряда важных аспектов, относящихся к проблеме получения адекватных оценок эксплуатационного ресурса корпусов реакторов. Акцент сделан на применении новых подходов к определению параметров РО материалов КР и анализа экспериментальных данных, включая разработанные в последнее время универсальные корреляционные соотношения для прогнозирования параметров РО, получаемых по данным ударных испытаний образцов Шарпи, а также новую методическую разработку определения температурной зависимости вязкости разрушения на основе концепции «Мастер-кривой». Проведен анализ влияния, которое следует ожидать при внедрении этих перспективных разработок в нормативную практику оценок эксплуатационного ресурса КР испанских реакторов PWR.
Программы мониторинга за состоянием корпусов реакторов PWR
Американская Комиссия по Ядерному Регулированию (NRC) выпустила регулирующую и руководящую документацию по оценке радиационного охрупчивания реакторных материалов для обеспечения гарантии целостности КР до окончания срока действия лицензии на ядерное оборудование. Главный Проектный Критерий (GDC) 31, "Предотвращение разрушения барьера, несущего давление теплоносителя" Приложения А "Главный проектный критерий АЭС" к 10 CFR Part 50, "Лицензирование производства и утилизации оборудования ", в частности, предписывает, чтобы корпус реактора как барьер, несущий давление теплоносителя, разрабатывался с достаточным запасом надежности, гарантирующим, чтобы при нагрузках в процессе эксплуатации, технического обслуживания, испытания и в случае предполагаемых аварийных ситуаций (1) корпус не находился бы в хрупком состоянии и (2) была бы минимизирована возможность быстрого развития разрушения.
Регулирующие требования, которым должен удовлетворять КР, чтобы соответствовать GDC 31, содержатся в 10 CFR 50.60,10 CFR 50.61 и Приложениях G иНк 10 CFR Part 50 [10,11].
Инструкции в 10 CFR 50.60 "Допустимые критерии для мероприятий, предотвращающих разрушение, применительно к легко-водным ядерным энергетическим реакторам при штатном режиме эксплуатации" требуют лицензирования, чтобы удовлетворять требованиям по вязкости разрушения, изложенным в Приложении G к 10 CFR Part 50 [11], и требованиям программы мониторинга материалов, изложенным в Приложении Н к 10 CFR Part 50. Приложение G требует, чтобы корпусные материалы удовлетворяли требованиям ASME Code [1], а материалы центральной области корпуса реактора имели величину USE не менее 102 джоулей (75 ft-lb) для необлученных образцов Шарпи и чтобы значение USE в течение ресурсного времени поддерживалось на уровне не меньше, чем 68 джоулей (50 ft-lb).
Требования ASME Code для вязкости разрушения содержатся в Приложениях G и К III и XI разделов ASME Code. Величины USE для образцов Шарпи определены в документе ASTM Е 185-82 [7], на который имеется ссылка в Приложении Н к 10 CFR Part 50 [11].
Возрастание переходной температуры (по критерию 41 Дж) и уменьшение верхнего шельфа, определяемое при испытании образцов Шарпи, в облученных материалах КР может быть определено с помощью методологических указаний, изложенных в Regulatory Guide 1.99 (revision 2) [8]. Расчетные и дозиметрические методы определения флюенса нейтронов на КР описаны в Regulatory Guide 1.190, изданном в 2001 году.
Контроль за изменением свойств материалов КР под облучением для каждого PWR осуществляется в рамках программы мониторинга за текущим состоянием корпуса (программы образцов-свидетелей). Реализация программы образцов-свидетелей является важнейшим мероприятием обеспечения безопасной эксплуатации КР и всего реактора вцелом. К настоящему времени во всем мире выгружены из реакторов и испытаны несколько сот комплектов капсул с образцами-свидетелями. Результаты, полученные на образцах-свидетелях, использовались для построения кривых «давление-температура» в режимах выхода на мощность и расхолаживания реактора, а также для анализа всех возможных или постулированных аварийных ситуаций и переходных режимов. В большинстве стран программы образцов-свидетелей стандартизованы либо в национальных нормативных документах, либо адаптированы к американскому стандарту ASTM.
ASTM-стандарты являются преобладающими для КР PWR. Параллельно с ними существуют несколько европейских EN-стандартов, и кроме того осуществляется деятельность по стандартизации в рамках Европейского Общества по Структурной Целостности.
Состояние материала в центральной области КР в любой момент времени может быть характеризовано исходными свойствами и изменением этих свойств, определяемым условиями облучения (флюенс нейтронов, температура облучения, флакс) и химической композицией материала.
Основная цель программы образцов-свидетелей состоит в определении ограничений, вносимых состоянием материала КР в общую задачу оценки безопасности реактора (кривые температурной зависимости вязкости разрушения материала в облученном состоянии должны быть определены на основе данных в исходном состоянии, откорректированными с помощью результатов испытания Шарпи-образцов в соответствии с «концепцией реперной температуры»). В общем случае должны быть выполнены следующие испытания: статические испытания на растяжение [12,13,14,15,16]; а ударные испытания образцов Шарпи с надрезом[17, 18,19, 20]; а испытания падающим грузом [21]; а испытания на вязкость разрушения [22, 23,24].
Для получения представительных и консервативных данных существуют требования по изготовлению и ориентации образцов.
Образцы для испытания в исходом и облученном состояниях должны изготавливаться непосредственно из материалов, используемых для центральной части КР. Технология изготовления должна быть полностью представительной по отношению к материалам в центральной части КР, включая типы и режимы термической обработки (аустенизация, закалка, отпуск после сварки).
Общая характеристика базы данных
Данные по образцам-свидетелям, включенные в базу, относятся к семи испанским реакторам PWR, находящимся в эксплуатации, а именно Almaraz NPP (блоки I и II), Asco NPP (блоки I и II), Vandellos II NPP, Trillo I NPP и Jose Cabrera NPP. В настоящее время база данных включает в себя 19 комплектов (капсул) образцов-свидетелей, облученных в диапазоне флюенсов от 4.7-1018 до 5.51019 n/cm2 прифлаксахот 1.1-1011 -2.1-1011 n/cm2-s (Е 1 MeV).
На рис.3.1 и 3.2 в виде диаграмм приведены содержания ключевых, потенциально опасных с точки зрения радиационного охрупчивания корпусных материалов, элементов- Си, Ni и Р - в образцах-свидетелях основного металла и металла шва для всех 7 испанских реакторов PWR. Содержания Си и Ni входят в корреляционное соотношение, включенное в Regulatory Guide 1.99 revs 2, США, используемое в качестве нормативного для оценок параметров РО испанских реакторов PWR, а содержание Р включено в диаграммы как один из входных параметров современных корреляционных соотношений, например, Eason s модели, рассматриваемой ниже. Обращает на себя внимание то, что на диаграммах для основного металла, в отличии от металла шва, присутствуют 9 материалов вместо 7. Это связано с тем, что в соответствии с нормативными требованиями, контроль за состоянием материала в программах образцов-свидетелей должен осуществляться за двумя параметрами, RTNDT И USE. В двух конкретных реакторах используются по два различных основных металла, причем металл с наибольшим значением RTNDT не совпадает с металлом, имеющим наименьшее значение USE. Поэтому при составлении программ мониторинга для этих реакторов было принято решение включить оба лимитирующих материала в комплекты образцов-свидетелей. Из рисунков следует, что диапазоны содержания этих элементов в основном металле и металле шва, включенных в базу данных, составляют, соответственно: для Си - 0,04-0,14 и 0,02-0,22, для Ni - 0,5-0,77 и 0,04-1,01, для Р - 0,006-0,013 и 0,004-0,015 вес.%. Следует отметить, что в общем материалы корпусов испанских реакторов PWR относительно слабо чувствительны к радиационному охрупчиванив в пределах проектного ресурса их эксплуатации. Только в одном реакторе лимитирующим материалом является металл шва с высоким содержанием меди - 0,22%.
Представительность данных, включаемых в соответствующую базу, определяется исходя из их целевого назначения. Основное назначение базы данных по образцам-свидетелям состоит в проведении мониторинга текущего состояния корпусов реакторов в плане изменения механических свойств материалов КР, прежде всего степени их радиационного охрупчивания. Кроме того эти данные используются для подтверждения и повышения надежности прогностических оценок РО КР, получаемых с помощью соответствующих корреляционных соотношений. Поэтому представительность данных, вводимых в базу по ОС, определяется представительностью материалов и условий облучения ОС по отношению к материалам и условиям облучения КР (говоря об условиях облучения КР обычно подразумевается внутреняя поверхность стенки корпуса в наиболее радиационно напряженных ее местах).
Представительность материалов ОС достигается тем, что образцы-свидетели изготовливаются из материалов, идентичных материалам КР (сварной шов, основной металл), включая прежде всего состав и режим термообработки. Определение параметров, идентифицирующих условия облучения (флюенс, флакс, температура), в месте расположения капсул с ОС осуществляется на основе методического обеспечения, позволяющего получать наилучшие оценки (т.е. имеющих наименьшую статистическую ошибку) этих параметров. На основе этих оценок устанавливается их представительность по отношению к соответствующим параметрам на КР. Конструктивные особенности реакторов PWR не допускают возможности размещения капсул с ОС непосредственно на внутренней поверхности КР, поэтому они располагаются ближе к центру активной зоны реактора. Это приводит к тому, что капсулы с ОС облучаются с некоторым опережением по флюенсу в реальном масштабе времени. С точки зрения получения прогностической оценки параметров РО такое опережение является необходимым фактором. Однако, опережение по флюенсу не должно быть слишком большим, чтобы существенно не ухудшить представительность условий облучения по флаксу. Влияние флакса на степень РО материалов КР в настоящее время недостаточно ясна, однако на практике при сравнительно невысоких факторах опережения (-2+5) влиянием флакса пренебрегают. Для сопоставления параметров РО, полученных при сопоставимых температурах облучения, но различных флюенсах, используются корреляционные соотношения.
Важным параметром условий облучения является температура облучения. Большинство корреляционных соотношений, о которых речь будет идти в следующей главе, не включают температуру облучения в качестве параметра, что при достаточно большом расхождении температур облучения исключает возможность сопоставления параметров РО. Поэтому в месте размещения капсул с ОС температура облучения не должна отличаться от температуры внутренней поверхности стенки КР выше величин, определяемых нормативными документами.
Если целевое назначение базы данных состоит в получении корреляционных соотношений, то имеет смысл говорить о статистической представительности экспериментальной матрицы данных, входящих в базу, по числу и распределению их вдоль статистически значимых параметров, входящих в корреляционное соотношение. Однако, этот аспект представительности базы данных не рассматривался, т.к. он выходит за рамки данной диссертационной работы.
Анализ погрешностей, обусловленных ошибкой определения флюенса
В данном подразделе проанализировано отклонение в величине сдвига переходной температуры на конец ресурса корпуса, S(ARTNDT), В предположении 20%-ой погрешности в определении нейтронного флюенса и отсутствия погрешности в определении химического состава материала КР.
Очевидно, что для потенциального типа дозового фактора (4.1) стандартное отклонение, возникающее в результате погрешности определения флюенса, монотонно возрастает с ростом флюенса нейтронов, а относительная ошибка не зависит от флюенса.
На рис 4.1 показана зависимость от флюенса дозового фактора (4.2), а также его стандартного отклонения при ±20% погрешности в определении флюенса для R.G. 1.99 rev. 2. Как можно видеть, например, для ошибки +20%, существует значение флюенса, при котором отклонение дозового фактора равняется нулю. Кроме того, для области флюенсов, представляющих практический интерес, имеет место немонотонное изменение погрешности при возрастании флюенса таким образом, что при определенной величине флюенса погрешность дозового фактора является максимальной.
Флюенс, для которого погрешность дозового фактора равна нулю даже в том случае, когда существует ошибка в определении самого флюенса, определяется выражением: f(a-b-»ogO=[(1 f]{a-,,„g[(1+e).m где f - флюенс (в единицах 10 н/см ) и е - относительная ошибка в определении флюенса (в данном случае 8=+0.2).
Решение уравнения (4.3) дается следующим выражением: a-blog(l+E) f = 10 2b (4.4)
Как видно из рис.4.1, значение флюенса, при котором имеет место нулевая погрешность дозового фактора при є=±0.2, приблизительно равно ЗхЮ20 н/см2, что превышает эксплуатационный ресурс корпусов PWR, поэтому в практическом отношении это обстоятельство не представляет интереса и в данной работе не обсуждается.
Таким образом, стандартное отклонение данного типа дозового фактора, возникающее в результате погрешности определения флюенса, изменяется немонотонно с ростом флюенса: сначала возрастает, достигает максимальной величины, затем падает, проходя через нулевое значение при флюенсе, определяемом выражением (4.4) При этом относительная погрешность зависит от флюенса во всем диапазоне его изменения.
Применение методологии «распространения погрешностей» к определению погрешностей параметров, получаемых при использовании корреляционных соотношений
При вычислении параметров охрупчивания, выражаемых корреляционными соотношениями, следует иметь в виду, что, не менее важное влияние на величину общей их погрешности, чем ошибка в определении флюенса, могут оказывать ошибки, связанные с определением содержания остаточных элементов, прежде всего Си и Р, в материалах корпуса реактора. Стандарт NRC Ї0 CFR 50.60, который относится к обеспечению структурной целостности КР, требует, чтобы при анализе состояния корпуса использовалась самая надежная из возможных оценка химической композиции. В 1995 NRC выпустила дополнение 1 к первой версии общего письма 92.01. Оно требует при лицензировании ядерных установок идентифицировать, компилировать и сообщать о применении любых новых данных, используемых при анализе структурной целостности корпусов реакторов. В особенности, необходимо принимать к рассмотрению новые данные, относящиеся к химической композиции, и определять степень их влияния на оценку целостности КР. Это связано с тем, что даже незначительное изменение весового содержания остаточных элементов (главным образом меди, фосфора и никеля) может приводить к существенному изменению переходной температуры, RTNDT, И величины верхнего шельфа, USE.
Для того, чтобы определить погрешность величины ARTNDT при одновременной комбинации всех независимых ошибок параметров (таких как флюенс и содержание Си, Р и Ni в материале корпуса) используется вариационное соотношение в следующем виде: 5(ARTNOT)= — aCu+ — aNi+ ap + of (4.5) 5Cu J \ 5Ni J у дР ) у 9f J где: 62(ARTNDT) - дисперсия ARTNDT Of - средне-квадратичное (стандартное) отклонение флюенса при относительной погрешности Є, с си СГМІ, и ap - средне-квадратичные отклонения содержаний Си, Ni и Р соответственно; Корреляционные соотношения, используемые для вычисления ARTNDT, В общем виде могут быть представлены выражением: ARTNDT = CF-FF, (4.6) где CF — химический фактор, определяющий зависимость ARTNDT ОТ остаточных элементов в материале, FF - дозовый фактор, определяющий влияние флюенса на ARTNDT
Анализ влияния фосфора на радиационное охрупчивание материалов корпусов испанских реакторов PWR
Вопрос о влиянии фосфора на радиационное охрупчивание материалов КР имеет важное практическое значение. Показано, что в ряде корпусных материалов влияние фосфора проявляется как в возрастании температуры вязко-хрупкого перехода, так и в падении уровня верхнего шельфа, измеряемых при ударных испытаниях образцов Шарпи [36, 37, 38, 40, 41, 42]. Степень влияния фосфора зависит от его концентрации, а также концентрации других охрупчивающих элементов, таких как Си и Ni (синергетиченское взаимодействие).
Тот факт, что фосфор оказывает влияние на радиационное охрупчивание корпусных материалов, находит отражение в ряде корреляционных соотношений, которые включают в себя в качестве статистически значимого параметра содержание фосфора (см. Табл.3.1). Что касается конкретных материалов, то повышение чувствительности к радиационному охрупчиванию с возрастанием содержания фосфора наблюдалось в американских сталях А533В и А302В, а также в российских сталях.
Следует отметить, что в корреляционных соотношениях R.G. 1.99 (ver.2), принятых на испанских реакторах в качестве нормативных, влияние фосфора не учитьшается. Скорее всего это объясняется существенной консервативностью этих соотношений, обусловленной большими запасами надежности. С другой стороны, в новые усовершенствованные соотношения Eason et al. (4.17) фосфор включен как статистически значимый параметр. Используя эти соотношения была проведена качественная оценка влияния фосфора на сдвиги температуры перехода в испанских материалах КР. На Рис.4.8 (а,б) приведены сопоставления сдвигов температуры перехода, измеренных на образцах-свидетелях испанских PWR и предсказываемыми соотношениями Eason et al.: на Рис. 4.8(a) учитываются действительные содержания фосфора в испанских сталях, в то время как на Рис.4.8(б) полагается содержание фосфора, равное нулю.
Очевидно, что предсказанные Eason-моделью значения сдвигов температуры перехода лучше соответствуют экспериментальным данным, когда учитывается истинное содержание фосфора. Действительно, стандартное отклонение остатков (предсказанные минус измеренные значения) составляет 15.1F для Рис. 4.8(a) и 20.5F для Рис. 4.8(6). Проведенный анализ свидетельствует в пользу того, что в испанских корпусных сталях фосфор может оказывать влияние на параметры РО.
Что касается механизмов влияния фосфора на РО корпусных материалов, то обычно рассматриваются упрочняющие и неупрочняющие механизмы. Первые могут быть связаны с образованием фосфорно-обогащенных зон, декорированием меднообогащенных зон и, возможно, влиянием фосфора на кинетику образования радиационных (матричных) дефектов, вторые однозначно связываются с сегрегацией фосфора на границах зерен, приводящей к ослаблению межзеренного сцепления атомов и, как следствие, к падению хрупкой прочности материала. Имеются основания полагать конкуренцию рассмотренных механизмов влияния фосфора.
Обычно не всегда ясно, какие из механизмов влияния фосфора являются доминирующими. Косвенно (при отсутствии прямых данных) об этом можно судить по характеру дозной зависимости отношения сдвига температуры перехода, измеренного при ударных испытаниях образцов Шарпи, к изменению предела текучести (АТ4п/Дсу). Это обусловлено тем, что при действии только упрочняющего механизма имеет место линейная корреляция между сдвигом температуры перехода и изменением предела текучести. Поэтому независимость от флюенса величины отношения (ДТ4и/Дау) может служить косвенным свидетельством действия преимущественно упрочняющего механизма охрупчивания. В противном случае полагают наличие вклада неупрочняющих механизмов. На рис. 4.9 показана зависимость этого отношения от флюенса нейтронов для испанских корпусных сталей.
Подавляющая часть данных свидетельствует о независимости отношения АТди/Асту от флюенса. Исключение составляют некоторое число точек при низких дозах облучения, выпадающих из общего ряда и дающих более высокие значения этого отношения. Таким образом, данные, приведенные на Рис.4.9, свидетельствуют, что в испанских корпусных материалах доминирующую роль скорее играют упрочняющие механизмы влияния фосфора на РО, нежели неупрочняющие. Для получения более обоснованных выводов о влиянии фосфора на РО испанских корпусных сталей и механизмах этого влияния требуются дополнительные исследования.
При рассмотрении влияния на погрешность ARTNDT только ошибки в определении флюенса нейтронов, отмечается два различных типа поведения этой погрешности от флюенса, зависящих от формы дозового фактора в используемом корреляционном соотношении. В корреляционных соотношениях с потенциальным типом дозового фактора наблюдается монотонное возрастание стандартного отклонения ARTNDT С возрастанием флюенса нейтронов. Относительная погрешность не зависит от флюенса. При использовании дозового фактора насыщающего типа стандартное отклонение, возникающее в результате погрешности определения флюенса, изменяется немонотонно с ростом флюенса: сначала увеличивается, достигает максимальной величины, затем падает, проходя через нулувое значение при флюенсе, определяемом выражением (4.4). При этом относительная погрешность зависит от флюенса во всем диапазоне его изменения.
Проведен сравнительный анализ совместного влияния ошибок определения флюенса и химической композиции на погрешность ARTNDT Для ряда известных корреляционных соотношений, используемых в разных странах. Для этих корреляционных соотношений показано различие как в величине 5(ARTNDT) так и в относительном вкладе в погрешность, обусловленную влиянием дозового и химического фактора. Относительный вклад, вносимый дозовым и химическим членами в общую погрешность ARTNDT, зависит от концентраций остаточных элементов, ошибок их определения и от вида корреляционного соотношения для ARTNDT Корреляционное соотношение PWR-ES/BC, будучи примененное к испанским данным по образцам-свидетелям, дает наименьшую погрешность ARTNDT при низких содержаниях меди. В этом отношении было бы предпочтительным его использование для испанских материалов при содержании в них меди менее 0.1%. Однако, соотношение PWR-ES/BC получено на весьма ограниченной выборке данных и не является нормативным для испанских материалов КР, поэтому для практических оценок оно не используется.
