Dr. Trampus Péter egyetemi tanár 06 20 9855970 trampus@mk.unideb.hu

1. ATOMREAKTOROK ANYAGAI7. előadás • Dr. Trampus Péter • egyetemi tanár • 06 20 9855970 • trampus@mk.unideb.hu

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. Átmeneti üzemállapotok ZÜHR működés Reaktortartály szerkezeti integritáselemzése

4. 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 eloszlása 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 aholgyors 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. 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) Kr 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 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)