Advanced Nuclear Power - AREVA

FEATS: Ein neues Tool zur Vorhersage
und Verfolgung der Versprödung von
Reaktorwerkstoffen
Im November 2003 kam in den
USA ein neues Werkzeug für die
Verfolgung der Strahlenversprödung
der Reaktordruckbehälter samt Einbauten
für mit Brennelement-
Einsatzplanung und Werkstoffeigenschaften
befasste Ingenieure in der
Nuklearbranche auf den Markt.
Unsere Software FEATS (Fluence
Extrapolation and Tracking System)
ist die Antwort auf Anforderungen
aus der US-amerikanischen Nuklearindustrie.
Diese wollte eine Methode
zur schnellen und kostengünstigen
Bewertung der Auswirkungen der
Brennelement-Einsatzplanung auf die
Neutronenfluenz in Druckwasserreaktor-
und Siedewasserreaktor-Anlagen,
und zwar vor, während und nach
einem Betriebszyklus.
Durch die im Reaktorkern freigesetzte
Strahlung altern die Reaktordruckbehälter
und ihre Einbauten im Laufe des Betriebs.
Sie verspröden langsam oder verhärten
und werden weniger verformbar.
Diese abnehmende Duktilität kann das
Verhalten des Reaktors bei Anlagentransienten
verändern.
Die Strahlenversprödung der Reaktordruckbehälter
und ihrer Einbauten
wurde ein wichtiges Thema für die
US-amerikanische Nuklearbranche, als
der Energieversorger Yankee Atomic
Electric das Kernkraftwerk Yankee
Row 1992 stilllegen musste – und
zwar deutlich früher als geplant. Im
Jahr darauf veröffentlichte die Nuclear
Regulatory Commission (NRC) eine
Liste von fünfzehn US-Kernkraftwerke,
in denen die Reaktordruckbehälter
durch Strahlung stark versprödet waren
– eine Anzahl, die deutlich höher
ausfiel als die Reaktordruckbehälter-
Hersteller erwartet hatten.
Um zu einer Lösung zu diesem Thema
zu beizutragen, trafen sich Mitte 2002
Die Software FEATS ermittelt schnell die Auswirkungen einer
bestimmten Brennelement-Einsatzplanung auf die Versprödung
des Reaktordruckbehälters und seiner Einbauten.
unsere Mitarbeiter mit Vertretern von
fünf US-Energieversorgern, um die
Anforderungen von Betreiberseite an
ein Tool zur Vorhersage und Verfolgung
der durch schnelle Neutronen
hervorgerufenen Schäden am Reaktordruckbehälter
herauszufinden. Im
Laufe dieser Treffen wurden verschiedene
Hauptanforderungen identifiziert.
So wünschten die Betreiber eine
Methode, die
• den Einfluss neu entwickelter Reaktorkernbeladungen
auf die Werkstoffe
von Reaktordruckbehältern und deren
Einbauten vorhersagt,
• die zu erwartende Neutronenfluenz
mit der in Title 10 CFR Part 50.61
und NRC Regulatory Guide 1.190
geforderten Genauigkeit liefert,
• die zu erwartende Neutronenfluenz
mit den vorhandenen genehmigten
Fluenzwerten vergleicht,
• die Optimierung von Fluenzdetektoren-Auswertungszeitplänen
und
die Durchführung von Neutronenfluenzanalysen
ermöglicht. ■
Advanced Nuclear Power Nr. 10 Mai 2004 21