Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора

Abstract

Результаты испытания облученных образцов металла JRQ показывают, что слой металла, в котором достигается наибольшее значение критической температуры хрупкости TkF, находится в середине «стенки корпуса реактора». Для «однородного металла JRQ», взятого из внутренней части плиты, наибольшее значение TkF достигается на «внутренней поверхности корпуса реактора». Ослабление радиационного повреждения металла JRQ на «толщине стенки корпуса реактора» зависит от исходного состояния металла: для внешних слоев ослабление равно ~ 65ºС, для внутренних слоев ~ 42ºС. Ранжирование моделей изменения TkF и поглощенной энергии верхнего шельфа возможно в интервалах флюенса нейтронов (Е>1 МэВ) <0,3∙10¹⁹см⁻² и >4∙10¹⁹см-⁻². Результаты показывают важность учета состояния металла, ослабления потока и изменения энергетического спектра реакторных излучений на толщине корпуса реактора при проведении аттестационных экспериментов и уточнении времени эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР.

Результати випробування опромінених зразків металу JRQ показують, що шар металу, у якому досягається найбільше значення критичної температури крихкості Tk, перебуває в середині «стінки корпуса реактора». Для «однорідного металу JRQ», узятого із внутрішньої частини плити, найбільше значення Tk досягається на «внутрішній поверхні корпуса реактора». Ослаблення радіаційного ушкодження металу JRQ на «товщині стінки корпуса реактора» залежить від вихідного стану металу: для зовнішніх шарів ослаблення дорівнює 65ºС, для внутрішніх шарів 42ºС. Ранжирування моделей зміни Tk і поглиненої енергії верхнього шельфу можливо в інтервалах флюенса нейтронів (Е>1 Мев) <0,3·10¹⁹см⁻². і >4·10¹⁹см⁻².. Результати показують важливість обліку стану металу, ослаблення потоку й зміни енергетичного спектра реакторних випромінювань на товщині корпуса реактора при проведенні атестаційних експериментів і уточненні часу експлуатації корпусів реакторів ВВЕР.

Results of testing of the irradiated JRQ steel specimens show that a steel layer, where the highest critical embrittlement temperature TkF is achieved, is located in the middle of the “reactor vessel wall”. As for the “homogeneous JRQ steel“ taken from the inner part of the plate the highest TkF value is achieved on the “inner surface of the reactor vessel”. Reduction of radiation damage of the JRQ steel through out the wall of the reactor vessel depends on the initial steel condition: reduction for the outer and inner layers makes up respectively~ 65ºС and ~ 42ºС. It is possible to range change of TkF and absorbed energy of the upper shelf within the neutron fluence (Е>1 MeV) <0,3∙10¹⁹cm⁻² and >4∙10¹⁹cm⁻². Results show that it is important to take into account the steel state, flow attenuation and change of the reactor emission energy spectrum through out the wall of the reactor vessel during certification experiments and for specification of lifetime of the WWER vessels.