ATOMREAKTOROK ANYAGAI 7. előadás

Az előadások a következő témára: "ATOMREAKTOROK ANYAGAI 7. előadás"— Előadás másolata:

1 ATOMREAKTOROK ANYAGAI 7. előadás
Dr. Trampus Péter egyetemi tanár

2 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,…)

3 Reaktortartály szerkezeti integritás elemzése
Átmeneti üzemállapotok ZÜHR működés

4 PTS repedés belső nyomás mechanikai feszültség nagy feszültség-
intenzitási tényező kiváltó esemény PTS hőfeszültség instabil repedés- terjedés tartályfal lehűtése alacsony falhőmérséklet kis törési szívósság gyorsneutron sugárzás sugárkárosodás szennyező- és ötvözőtartalom

5 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 Egyéb sajátosságok: beömlő és kiömlő csonkok nem egy szinten csonkok kiosztása aszimmetrikus KNY ZÜHR közvetlenül reaktortartályba NNY ZÜHR (aktív) hidegági hurkokba passzív ZÜHR reaktortartályba térfogat- kiegyenlítő aktív zóna

6 NBSZ 3.18 útmutató, 2009 Hatály: VVER-440 / 213 (Paksi Atomerőmű)
Determinisztikus elemzés (PSA alkalmazása csak a tranziensek kiválasztására, p >10-5/y) Egyéb elfogadási kritériumok (repedés megállás, Warm-Pre-Stress, Master Curve) akkor alkalmazhatók, ha alkalmazhatóságuk bizonyított

7 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)

8 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)

9 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)

10 Hidegnyelvek alakja a tartály felületén

11 Hőmérséklet és feszültség eloszlás a tartály falában

12 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)

13 Folytonossági hiányok méretének jellemzése

14 Törési szívósság Repedés megindulás Repedés megállás

15 Sugárzás hatása (1) Szívós-rideg átmeneti hőmérséklet eltolódása
ahol gyors neutron fluencia (E>0,5 MeV) Ridegedés érzékenységi tényező

16 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

17 Csökkentett feszültség-
Reaktortartály integritás értékelése Törési szívósság az üzemidő végén Törési szívósság a hőkezelést követően Kezdeti törési szívósság KIc, KJc, KI Feszültségintenzitási tényező Csökkentett feszültség- intenzitási tényező Biztonsági tartalék növekedés Biztonsági tartalék Kezdeti biztonsági tartalék Hőmérséklet

18 Kettős kritérium módszer (R6)
Lineárisan rugalmas törésmechanika Kr = KI / KIc Sr = σ / ReH 1,0 I n s t a b i l i t á s S t a b i l i t á s Képlékeny instabilitás Sr 1,0

19 Szerkezeti integritás elemzés eljárásai (nukleáris)
ASME kód XI. kötet (An International Standard) R6 (Egyesült Királyság) RSE-M (Franciaország) KTA (Németország) JSME S NA1 (Japán) SINTAP (Egyesült Királyság és Európai Bizottság) VERLIFE (Európai Bizottság szponzorálta, VVER) FITNET (Európai Bizottság szponzorálta, nem csak nukleáris berendezésekre)