Transcript Atomreaktorok anyagai - DE Műszaki Kar

ATOMREAKTOROK ANYAGAI
7. előadás
Dr. Trampus Péter
egyetemi tanár
06 20 9855970
[email protected]
Atomreaktorok anyagai
Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév
Szerkezeti integritás elemzése
• Mérnöki szerkezetek anyagfolytonossági hiányai:
– Gyártásból eredő (zárványok, pórusok, összeolvadási hiányok,
repedések,…)
– Üzemeltetésből eredő (repedések, falelvékonyodás,…)
• Repedések jelenléte / keletkezése / növekedése nem zárható ki
teljesen, ezért eljárások kellenek a repedéssel rendelkező
szerkezet épségének megítélésére
– a tervezés során,
– a gyártás során, és
– az üzemeltetés időszakában
• Egyensúlyt teremtenek biztonság és gazdaságosság között
(túlméretezés, indokolatlan vizsgálatok, reaktortartály
hőkezelés,…)
Atomreaktorok anyagai
Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév
Reaktortartály szerkezeti integritás elemzése
• ZÜHR működés
Átmeneti üzemállapotok
Üzemi nyomás
Tk
p-T görbe
az üzemidõ
végén
ÜZEMELTETÉSI ABLAK
Üzemi hõmérséklet
Hûtõközeg nyomása
p-T görbe
az üzemidõ
kezdetekor
Hûtõközeg hõmérséklete
Atomreaktorok anyagai
Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév
repedés
belső
nyomás
kiváltó
esemény
mechanikai
feszültség
hőfeszültség
nagy
feszültségintenzitási
tényező
instabil
repedésterjedés
tartályfal
lehűtése
alacsony
falhőmérséklet
gyorsneutron
sugárzás
kis
törési
szívósság
sugárkárosodás
szennyező- és
ötvözőtartalom
Atomreaktorok anyagai
Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév
VVER-440/V-213 reaktor berendezés
sajátosságai
Közúton való szállíthatóság miatt:
• kisebb átmérő (karcsú tartály)
• vékonyabb vízréteg (moderátor) a zóna és a
fal között
• nagyobb gyors neutron fluxus (E>0,5 MeV):
1015 n/m2s
• sugárkárosodásnak ellenállóbb acél
• kisebb súly
• kisebb falvastagság
• nagyobb szilárdságú acél
• kovácsolt övekből hegesztve
• nincs hosszvarrat
aktív zóna
Egyéb sajátosságok:
térfogat-nem egy szinten
• beömlő és kiömlő csonkok
kiegyenlítő
• csonkok kiosztása
aszimmetrikus
• KNY ZÜHR közvetlenül reaktortartályba
• NNY ZÜHR (aktív) hidegági hurkokba
• passzív ZÜHR reaktortartályba
Atomreaktorok anyagai
Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév
NBSZ 3.18 útmutató, 2009
• Hatály: VVER-440 / 213 (Paksi Atomerőmű)
• Determinisztikus elemzés (PSA alkalmazása csak a
tranziensek kiválasztására, p >10-5/y)
nK KI a post , (T ) KIc Tk , T 
• Egyéb elfogadási kritériumok (repedés megállás, Warm-PreStress, Master Curve) akkor alkalmazhatók, ha
alkalmazhatóságuk bizonyított
Atomreaktorok anyagai
Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév
PTS elemezés kiinduló adatai
• Reaktortartály anyagtulajdonságok, geometriai jellemzők
• Gyors neutron fluencia
–
–
–
–
felügyeleti pozícióban,
zóna határán,
plattírozásban,
tartályfal különböző mélységeiben
• Időszakos roncsolásmentes vizsgálat eredményei,
vizsgálat minősítés
• Üzemeltetési körülmények (pl. ZÜHR hatékonyság)
Atomreaktorok anyagai
Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév
Termohidraulikai számítások
Ki kell számítani az idő függvényében
• a hőmérséklet mezőt a gyűrűkamrában,
• a hűtőközeg és a tartályfal közötti hőátadási tényezők
eloszlását a gyűrűkamrában,
• a primerköri nyomás lefutást.
Alkalmazott kódok:
• Relap 5 – Mode 3
• REMIX (stagnálás esetén)
Atomreaktorok anyagai
Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév
Szerkezeti elemzés
•
•
•
•
•
Falban kialakuló hőmérséklet- és feszültségmező
Maradó feszültségek
Hőmérsékletfüggő anyagtulajdonságok
Sugárkárosodás
KI feszültségintenzitási tényező (LEFM)
– repedés csúcsára,
– plattírozás / alapanyag határfelületére.
• Komplex feszültség állapot (vagy túl konzervatív eredmény)
esetén : EPFM (véges elem módszer segítségével)
Atomreaktorok anyagai
Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév
Hidegnyelvek alakja a tartály felületén
135°
167° 193°
180°
225°
270°
315°
360°
0
954
1100
1800
2200
2500
1735
Perem
2/3 varrat
90°
1400
KP határa
1/2 varrat
45°
1100
0°
3200
4235
4650
2700
3/5 varrat
5/6 varrat
1825
6935
7150
8760
1900
6/8 varrat
10660
2000
8/9 varrat
Fenék
Atomreaktorok anyagai
11128
Debreceni Egyetem, Műszaki
Kar, 2009/2010. II. félév
1. hurok
2. hurok
3. hurok
HA
4. hurok
5. hurok
6. hurok
12660
Hőmérséklet és feszültség eloszlás
a tartály falában
Axiális feszültség [MPa]
Hõmérséklet eloszlás a tartályfalban a 120 [s]-ban
270
240
210
180
150
120
90
60
30
0
0
30
60
90
120
150
Falvastagság [mm]
Eredeti háló
Kétszeres finomítás
Négyszeres finomítás
Axiális feszültség eloszlása a tartályfalban a 120 [s]-ban
1000
900
800
700
600
500
400
300
200
100
0
-100
-200
0
30
60
90
120
150
Falvastagság [mm]
Eredeti háló
Kétszeres finomítás
Atomreaktorok anyagai
Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév
Négyszeres finomítás
Posztulált hibák
•
•
•
•
Felületi / plattírozás alatti repedés (a/c = 1/3)
Legnagyobb főfeszültségre merőleges síkban
Körvarratokban kerületi irányú
a = ¼ t vagy
kisebb, ha a roncsolásmentes vizsgáló rendszer
minősített (a = minősítési hibaméret ≈ 0,1 t)
Atomreaktorok anyagai
Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév
Folytonossági hiányok méretének jellemzése
Atomreaktorok anyagai
Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév
Törési szívósság
• Repedés megindulás
K Ic  min26  36exp0.02T  Tk ,200
• Repedés megállás
K Ia  min26  36exp0.02T  Tk  60,200
Atomreaktorok anyagai
Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév
Sugárzás hatása (1)
• Szívós-rideg átmeneti hőmérséklet eltolódása
TF  AF
ahol
Fn
T
Fn
F0 
1
3
gyors neutron fluencia (E>0,5 MeV)
F0  10 n m
22
2
• Ridegedés érzékenységi tényező
AF  800P  0.07Cu 
Atomreaktorok anyagai
Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév
Sugárzás hatása (2)
• Erőmű specifikus felügyeleti próbatest eredmények
• TTKV eltolódás: th-illesztés
• Bizonytalanságok (lead faktor, besugárzási hőmérséklet,
fluxus hatás, spektrum eltérés, gamma fűtés)
• Összehasonlítás „kémiai képlet” eredményével
• Trend görbe előállítása: best-estimate módszer
• Fáradás és termikus ridegedés: nem kell figyelembe venni
Atomreaktorok anyagai
Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév
Reaktortartály integritás értékelése
KIc, KJc, KI
Törési szívósság a
hőkezelést követően
Törési szívósság az
üzemidő végén
Kezdeti törési szívósság
Feszültségintenzitási
tényező
Csökkentett feszültségintenzitási tényező
Biztonsági tartalék
Biztonsági tartalék
növekedés
Kezdeti biztonsági tartalék
Atomreaktorok anyagai
Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév
Hőmérséklet
Kettős kritérium módszer (R6)
Kr
Lineárisan
rugalmas
törésmechanika
Kr = KI / KIc
1,0
Instabilitás
Sr = σ / ReH
Stabilitás
Képlékeny
instabilitás
Atomreaktorok anyagai
Sr
1,0 Kar, 2009/2010. II. félév
Debreceni Egyetem, Műszaki
Szerkezeti integritás elemzés eljárásai
(nukleáris)
•
•
•
•
•
•
•
•
ASME kód XI. kötet (An International Standard)
R6 (Egyesült Királyság)
RSE-M (Franciaország)
KTA 3201.4 (Németország)
JSME S NA1 (Japán)
SINTAP (Egyesült Királyság és Európai Bizottság)
VERLIFE (Európai Bizottság szponzorálta, VVER)
FITNET (Európai Bizottság szponzorálta, nem csak
nukleáris berendezésekre)
Atomreaktorok anyagai
Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév