Austeniittisen pinnoitteen vaikutus haurasmurtuma-alttiuteen reaktoripainesäiliön seinämässä

Abstract

Globaali tavoite CO2 päästöjen vähentämiseksi on luonut tarpeen pidentää ydinvoimalaitosten käyttöikää. Yksi merkittävimmistä ikääntymistekijöistä on reaktorissa syntyvä neutronisäteily, joka haurastuttaa reaktoripainesäiliön ferriittisestä teräksestä valmistettua seinämää. Onnettomuustilannetta seuraava ydinpolttoaineen hätäjäähdytys synnyttää lämpötilagradientin, joka yhdessä primääripiirin paineen kanssa kuormittaa haurastunutta seinämää. Tällöin on mahdollisuus reaktoripainesäiliön haurasmurtumaan, joka voi johtaa vakavaan reaktorionnettomuuteen ja radioaktiivisten aineiden päästöön. On ensiarvoisen tärkeää, että reaktoripainesäiliön turvallisuus voidaan osoittaa myös jatketun käyttöiän lopussa, materiaalin haurastumisesta huolimatta.

Tässä työssä on tutkittu reaktoripainesäiliön sisäpinnalla olevan austeniittisen pinnoitteen vaikutusta haurasmurtumaherkkyyteen. Analyysimenetelmänä käytettiin elastis-plastista elementtimenetelmää. Työssä tutkittiin neljää erilaista pinnoitekonfiguraatiota kahdella kuormitustapauksella: pinnoitteen läpäisevä särö (referenssi), ehjä pinnoite särön päällä, ehjä mutta irronnut pinnoite ja 3 mm ehjä pinnoitekannas särön päällä. Pinnoitteen alapuolella ferriittisessä teräksessä särö oli puoliympyrän muotoinen kaikissa konfiguraatioissa. Primääripiirin kylmäpaineistumisessa paine on hallitseva kuormitustekijä, kun taas jäähdytteenmenetysonnettomuudessa lämpötilagradientti dominoi kuormitusta. Eri tilanteiden vertailu suoritettiin määrittämällä jokaiselle tilanteelle materiaalin korkein sallittu transitiolämpötila. Tällöin voitiin huomioida materiaalin sitkeyden lämpötilariippuvuus.

Havaittiin, että särön päällä oleva ehjä tai osittain ehjä pinnoitekannas pienentää merkittävästi säröä ajavaa voimaa pintaan aukeavaan säröön verrattuna. Tällöin materiaalin sallittu transitiolämpötila nousee. Kokonaan tai osittain ehjä pinnoite reaktoripainesäiliön haurasmurtuma-analyysissä osoittaa riittävän turvallisuusmarginaalin painesäiliön käyttöiän loppuun saakka, huolimatta materiaalin haurastumisesta.

The global goal to reduce CO2 emissions has created a need for lifetime extension for operating nuclear power plants. Neutron irradiation embrittlement a is critical aging mechanism affecting the reactor pressure vessel (RPV) wall. In an accident situation the emergency core cooling system creates a temperature gradient to the RPV wall. Combined with high pressure in the primary circuit, significant mechanical loads occur in the wall structure. Thus, there is a possibility of brittle fracture propagating through the RPV wall, if the material is sufficiently embrittled. This incident could lead to a serious accident and release of radioactive material. Therefore, it is crucial to ensure the structural integrity of the RPV over the whole lifetime, despite the embrittlement of the material.

This work studies the effect of austenitic cladding on the brittle fracture susceptibility in the RPV wall. A half-circle shaped crack was postulated in the ferritic base metal. Elastic-plastic finite element method was used to model four different cladding configurations on top of the postulated crack: a crack trough cladding (reference), intact cladding, intact but disconnected cladding, and a 3 mm ligament in the cladding. Used loading conditions were cold pressurization of the primary circuit, where pressure dominates the loading, and loss of coolant accident (LOCA), where the temperature gradient is the dominant loading. A comparison of the results was performed by using the maximum allowable transition temperature of the material. This way, the temperature dependence of fracture toughness was considered.

It was established that the intact cladding or partially intact ligament on top of the crack reduces the crack driving force compared to a through cladding crack, and therefore raises the allowable transition temperature. Consequently, the safety of a reactor pressure vessel can be demonstrated at the end of operating life, regardless of material embrittlement.