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
