Mechanisms of Fracture in Neutron-Irradiated 15Ch2MFA Steel

The influence of irradiation on fracture properties of 15Ch2MFA pressure vessel steel is studied. The distribution of inclusions and carbides is characterized. The quantitative fractography of broken Charpy specimens is carried out. The correlation of crack initiation energy and the area of ductile fracture adjacent to the notch is identified. It is shown that most of the absorbed energy belongs to the stage preceding the cleavage crack initiation. From the fracture surface of Charpy specimens the distribution of ductile dimples is investigated. The relationship between the distributions of ductile dimples and second phase particles is discussed.Изучено влияние облучения на разрушение корпусной стали 15Х2МФА. Показано рас­пределение включений и карбидов. Выпол­нен анализ образцов, разрушенных по мето­ду Шарпи, с помощью количественной фрактографии. Выявлена корреляция между энергией зарождения трещины и зоной вяз­кого разрушения вблизи надреза. Установ­лено, что большая часть энергии поглоща­ется на стадии, предшествующей возникно­вению трещины скола. Исследовано распре­деление ямок вязкого разрушения на поверхности образцов Шарпи. Оценена зави­симость между распределением ямок и частицами вторичных фаз

Integrated Surveillance Specimen Program for WWER-1000/V-320 Reactor Pressure Vessels

Surveillance specimen programs play an important role in reactor pressure vessel lifetime assessment as they should monitor changes in pressure vessel materials, mainly their irradiation embrittlement. Standard surveillance programs in WWER-1000/V-320 reactor pressure vessels have some deficiencies resulting from their design – nonuniformity of neutron field and even within individual specimen sets, large gradient in neutron flux between specimens and containers, lack of neutron monitors in most of containers and no suitable temperature monitors. Moreover, location of surveillance specimens does not assure similar conditions as the beltline region of reactor pressure vessels. Thus, Modified surveillance program for WWER-1000/V-320С type reactors was designed and realized in two units of NPP Temelin, Czech Republic. In this program, large flat type containers are located on inner wall of reactor pressure vessel in the beltline region that assures their practically identical irradiation conditions with critical vessel materials. These containers with inner dimensions of 210x300 mm have two layers of specimens; using inserts (10x10x14 mm) instead of fully Charpy size specimens allows irradiation of materials from several pressure vessels at once in one container. This design advantage has been used for the creation of the Integrated Surveillance Program for several WWER-1000 units – Temelin 1 + 2, Belene (Bulgaria), Rovno 3 + 4, Khmelnick 2, Zaporozhie 6 (Ukraine) and Kalinin 3 (Russia). Irradiation of these archive materials together with the IAEA reference steel JRQ (of ASTM A 533-B type) and reference steel VVER-1000 will allow to compare irradiation embrittlement of these materials and to obtain more reliable and objective results as no reliable predictive formulae exist up to no due to a higher content of nickel in welds. Irradiation of specimens from cladding region will help in the evaluation of resistance of pressure vessels against PTS regimes.Програми для зразків-свідків відіграють незамінну роль при оцінці тривалості эксплуатації корпуса високого тиску реактора (КР), тому що вони повинні контролювати зміни в матеріалах КР, в основному їх радіаційне окрихчення. Стандартні програми для корпусів високого тиску реактора ВВЭР-1000/V-320 мають деякі недоліки, причиною яких є їхня конструкція – неоднорідність нейтронного поля навіть усередині окремих наборів зразків, великий градієнт нейтронного потоку між зразками й контейнерами, відсутність нейтронних моніторів у більшій частині контейнерів, а також відповідних температурних моніторів. Крім того, розташування зразків-свідків не гарантує умов, що відповідають умовам опромінення центральної обечайки КР. Модифікована програма для реакторів типу ВВЭР-1000/V-320С була розроблена й реалізована у двох блоках АЕС Темі-Лин, Чехія. По цій програмі більші плоскі контейнери розташовуються на внутрішній стінці КР у зоні центральної обечайки, що забезпечує практично ідентичні умови опромінення із критичними корпусними матеріалами. Такі контейнери внутрішніми розмірами 210х300 мм мають два шари зразків; використання вкладишів (10х10х14 мм) замість півнорозмірних зразків Шарпи дає можливість опромінювати матеріали декількох корпусів одночасно в одному контейнері. Ця перевага конструкції використовувалася при створенні Комплексної Програми для декількох блоків ВВЕР-1000 – Темелин 1 + 2, Белене (Болгарія), Рівне 3 + 4, Хмільник 2, Запоріжжя 6 (Україна) і Калінін 3 (Росія). Опромінення цих архівних матеріалів разом з еталонними сталями JRQ МАГАТЕ (типу ASTM А 533- В) і еталонною сталлю ВВЕР-1000 дозволить зрівняти радіаційне охрихчування даних матеріалів і одержати більш надійні й об'єктивні результати, тому що дотепер не існує достовірних прогнозованих формул при найбільш високому змісті нікелю у зварених з'єднаннях. Опромінення зразків із зони оболонки допоможе при оцінці опору корпуса тиску режимам PTS.Программы для образцов-свидетелей играют незаменимую роль при оценке продолжительности эксплуатации корпуса высокого давления реактора (КР), так как они должны контролировать изменения в материалах КР, в основном их радиационное охрупчивание. Стандартные программы для корпусов высокого давления реактора ВВЭР-1000/V-320 имеют некоторые недостатки, причиной которых является их конструкция – неоднородность нейтронного поля даже внутри отдельных наборов образцов, большой градиент нейтронного потока между образцами и контейнерами, отсутствие нейтронных мониторов в большей части контейнеров, а также соответствующих температурных мониторов. Кроме того, расположение образцов-свидетелей не гарантирует условий, соответствующих условиям облучения центральной обечайки КР. Модифицированная программа для реакторов типа ВВЭР-1000/V-320C была разработана и реализована в двух блоках АЭС Темелин, Чехия. По этой программе большие плоские контейнеры располагаются на внутренней стенке КР в зоне центральной обечайки, что обеспечивает практически идентичные условия облучения с критичными корпусными материалами. Такие контейнеры с внутренними размерами 210х300 мм имеют два слоя образцов; использование вкладышей (10х10х14 мм) вместо полноразмерных образцов Шарпи даёт возможность облучать материалы нескольких корпусов одновременно в одном контейнере. Это преимущество конструкции использовалось при создании Комплексной Программы для нескольких блоков ВВЭР-1000 – Темелин 1 + 2, Белене (Болгария), Ровно 3 + 4, Хмельник 2, Запорожье 6 (Украина) и Калинин 3 (Россия). Облучение этих архивных материалов вместе с эталонными сталями JRQ МАГАТЭ (типа ASTM А 533-В) и ВВЭР-1000 позволит сравнить радиационное охрупчивание данных материалов и получить более надёжные и объективные результаты, так как до сих пор не существует достоверных прогнозируемых формул при наиболее высоком содержании никеля в сварных соединениях. Облучение образцов из зоны оболочки поможет при оценке сопротивления корпуса давления режимам PTS

Prediction of irradiation embrittlement in WWER-440 Reactor Pressure Vessel materials

Prediction of irradiation embrittlement of Reactor Pressure Vessel (RPV) materials is performed usually in accordance with relevant codes and standards that are based on large amount of information from surveillance and research programs. The existing Russian Code (Standard for Strength Calculations of Components and Piping in Nuclear Power Plants (NPPs) – PNAE G 7-002-86) for the WWER RPV irradiation embrittlement assessment was approved more than 20 years ago and based mostly on the experimental data obtained in research reactors with accelerated irradiation. The validation of the above Code has been made without the surveillance specimen results that were produced in 1980-1990s. Thus, new analysis of all available data was required for more precise prediction of radiation embrittlement of RPV materials. Based on the fact that large amount of data from surveillance program as well as some research programs, IAEA International Database on RPV Materials (IDRPVM) has been used for the detailed analysis radiation embrittlement of WWER RPV materials. Thus, the following activities have been performed within the IAEA Co-ordinated project: Collection of complete WWER-440 surveillance and other similarly important data into the IDRPVM, Analysis of radiation embrittlement data of WWER-440 RPV materials using IDRPVM database, Evaluation of predictive formulae depending on material chemical composition, neutron fluence and neutron flux, Development of the guidelines for prediction of radiation embrittlement of operating reactor pressure vessels of WWER-440 including methodology for evaluation of surveillance data of a specific operating unit.Прогнозування радіаційного окрихчення матеріалів внутрішньо корпусних пристроїв (ВКП) зазвичай виконується у відповідності з кодами та стандартами, заснованими на численній інформації, що була накопичена на базі модельних та дослідницьких програм. Існуючий Російський Код (Стандарт для обчислення міцності компонентів і трубопроводів в атомних електростанціях (АЕС)-PNAE G 7 –002-86) для оцінки радіаційного окрихчення ВКП реакторів ВВЕР зарекомендував себе на протязі більш, ніж 20 років; він заснован на експриментальних даних, отриманих в дослідницьких реакторах з прискореним опроміненням. Оцінка вище згаданого Кода була виконана без результатів із зразків-свідків, які були отримані у 1980-1990 роках. Таким чином, необхідно провести новий аналіз усіх наявних даних для більш точного прогнозування радіаційного окрихчення матеріалів ВКП. На підставі того факту, що було використано велику кількість даних з макетних та дослідницьких програм, Міжнародна база даних МАГАТЕ по матеріалам ВКП біла використана для докладного аналізу радіаційного окрихчення ВКП матеріалів для реакторів ВВЕР. Таким чином, в межах Координаційного проекту МАГАТЕ було виконано наступне: Збирання повних даних із зразків-свідків ВВЕР-440 та інших подібних важливих даних в Міжнародну базу даних, аналіз даних по радіаційному окрихченню ВКП матеріалів ВВЕР-440 з використанням міжднародної бази даних, оцінка формули прогнозування в залежності від хімічного складу матеріалу, флюенса нейтронів та нейтронного потоку, розробка основних положень для прогнозування радіаційного окрихчення експлуатуємих внутрішньо корпусних пристроїв ВВЕР-440, включно з методологією для оцінки контрольних даних конкретної діючої установки.Предсказание радиационного охрупчивания материалов внутрикорпустных устройств (ВКУ) обычно выполняется в соотвествии с кодами и стандартами, основанными на обширной информации, накопленной в ходе модельных и исследовательских программ. Существующий Российский Код (Стандарт для вычислений прочности и компонентов и трубопроводов в атомных электростанциях (АЭС) – PNAE G 7-002-86) для оценки радиационного охрупчивания ВКУ реакторов ВВЭР хорошо зарекомендовал себя на протяжении более чем 20 лет; он основан на экспериментальных данных, полученных в исследовательских реакторах с ускоренным облучением. Оценка упомянутого выше Кода была выполнена без результатов с образцов-свидетелей, которые были получены в 1980-1990 годах. Таким образом, необходим новый анализ всех имеющихся данных для более точного прогнозирования радиационного охрупчивания материалов ВКУ. На основании того факта, что было использовано большое количество данных с макетных и исследовательских программ, Международная База данных МАГАТЭ по материалам ВКУ была использована для подробного анализа радиационного охрупчивания ВКУ материалов для реакторов ВВЭР. Таким образом, в рамках Координационного проекта МАГАТЭ были выполнено следующее: сбор полных данных с образцов-свидетелей ВВЕР-440 и других подобных важных данных в Международную базу данных; анализ данных по радиационному охрупчиванию ВКУ материалов ВВЭР-440 с использованием международной базы данных; оценка формулы прогнозирования в зависимости от химического состава материала, флюенса нейтронов и нейтронного потока, разработка основных положений для предсказания радиационного охрупчивания эксплуатируемых внутрикорпусных устройств ВВЭР-440, включая методологию для оценки контрольных данных конкретной действующей установки

Optical spectra obtained from amorphous films of rubrene: Evidence for predominance of twisted isomer

In order to investigate the optical properties of rubrene we study the vibronic progression of the first absorption band (lowest \pi -> \pi^* transition). We analyze the dielectric function of rubrene in solution and thin films using the displaced harmonic oscillator model and derive all relevant parameters of the vibronic progression. The findings are supplemented by density functional calculations using B3LYP hybrid functionals. Our theoretical results for the molecule in two different conformations, i.e. with a twisted or planar tetracene backbone, are in very good agreement with the experimental data obtained for rubrene in solution and thin films. Moreover, a simulation based on the monomer spectrum and the calculated transition energies of the two conformations indicates that the thin film spectrum of rubrene is dominated by the twisted isomer.Comment: 7 pages, 6 figure

Use of master curve technology for assessing shallow flaws in a reactor pressure vessel material

In the NESC-IV project, an experimental/analytical program was performed to develop validated analysis methods for transferring fracture toughness data to shallow flaws in reactor pressure vessels subject to biaxial loading in the lower-transition temperature region. Within this scope, an extensive range of fracture tests was performed on material removed from a production-quality reactor pressure vessel. The master curve analysis of these data is reported and its application to the assessment of the project feature tests on large beam test pieces is discussed

The Increase of Irradiation Induced Yield Strength in Model Alloys and Its Correlation with Transition Temperature Shifts and Similitude to Reactor Pressure Vessel Materials

A series of model alloys are studied to understand irradiation embrittlement phenomena and similitude in behaviours with commercial reactor pressure vessel materials. Important results and prediction models for ductile-to-brittle transition temperature shift are drawn from the data. Some of the issues have always been the lack of tensile properties and the impossibility to establish a correlation between the transition temperature and the hardening of the alloys. Recently, within the FRAME project, tensile properties have been measured on both fresh and irradiated specimens. It is these new data that are analysed in this paper to investigate the irradiation-induced yield strength increases of model alloys and compare them with existing data from reactor pressure vessel steels.JRC.F.4-Nuclear design safet

Use of master curve technology for assessing shallow flaws in a reactor pressure vessel material

In the NESC-IV project an experimental/analytical program was performed to develop validated analysis methods for transferring fracture toughness data to shallow flaws in reactor pressure vessels subject to biaxial loading in the lower-transition temperature region. Within this scope an extensive range of fracture tests was performed on material removed from a production-quality reactor pressure vessel. The Master Curve analysis of this data is reported and its application to the assessment of the project feature tests on large beam test pieces