RGN N° 1 Janvier-Février 2011 p. 29–42

Revision of the irradiation embrittlement correlation used for the EDF RPV fleet

¹ EDF-R&D
² EDF-SEPTEN
³ EDF-CEIDRE
⁴ AREVA NP (France)

Abstract

In 2010, 58 Pressurized Water Reactors are in operation in France, including 34 units of 900 MWe, 20 units of 1300 MWe, and 4 units of 1450 MWe. A regulatory surveillance program is ongoing for all these reactors. Up to now, it has provided embrittlement data for irradiation doses over those expected after 40 years of operation for 27 units of the 900 MWe fleet.

Up to 2008, the correlation used to evaluate the RPV embrittlement was the so-called “FIS correlation”, which was mainly based on test reactors data. It globally overestimates the embrittlement rate at low doses and underestimates it at high doses. For this reason and in view of life extension, the development of an improved correlation becomes necessary for the assessment of the pressure vessel integrity.

The homogeneity of the French database in terms of materials (e.g. their small copper content range and their similar manufacturing procedures) and its relatively high number of data at high fluences justified the establishment of a specific embrittlement trend curve.

The metallurgical heterogeneities of the forged shells constitutive of the vessels have been investigated and taken into account in the calibration and use of the correlation. They induce local variations of embrittling elements contents and of initial Charpy transition temperatures, hence increasing the scatter of the surveillance program. The first effect is accounted for by majored embrittling elements at the stage of embrittlement calculation, to cover those of maximal positive segregation areas. The second effect is already taken into account by the lower bound toughness curve, which leads to not integrating the whole scatter of the surveillance program for evaluating the upper bound of the embrittlement.

In this paper, the process of data and model selection is described, and the constitution of the input database for model fitting is presented. The use of test reactors data is still needed, at least to prevent extrapolating in chemistry at the stage of using the correlation.

The new correlation is being inserted in the RSEM code and in the integrity analysis presented by EDF for its RPVs.

Résumé

Cinquante huit réacteurs à eau pressurisée sont en fonctionnement actuellement en France, dont trente quatre de 900 MWe, vingt de 1300 MWe et quatre de 1450 MWe. Un programme de surveillance des effets de l’irradiation est en cours pour tous ces réacteurs conformément à la réglementation. Il a fourni à ce jour des données de fragilisation pour des fluences supérieures à celles attendues après quatre périodes décennales de fonctionnement pour vingt sept réacteurs de 900 MWe.

Jusqu’en 2008, la formule de prévision de la fragilisation utilisée par EDF était la formule “FIS”, qui a été établie en 1983 avec, pour l’essentiel, des données obtenues en réacteurs d’essais. Globalement, sa confrontation aux données de surveillance disponibles aujourd’hui montre qu’elle surestime l’évolution de la fragilisation en fonction de la dose à faibles fluences, et qu’elle tend à la sousestimer à forte fluence. Pour cette raison, le développement d’une formule améliorée est apparu nécessaire dans la perspective d’une prolongation de durée de fonctionnement des réacteurs.

L’homogénéité de la base de données française en termes de matériaux (faible teneur en cuivre, gammes de fabrication similaires) et son relativement grand nombre de données à fluence élevée ont motivé l’établissement d’une formule de prévision spécifique plutôt que l’utilisation de formules développées dans d’autres pays à partir de bases de données présentant des caractéristiques différentes.

Les hétérogénéités métallurgiques des viroles forgées constitutives des cuves ont été étudiées et leurs effets intégrés dans la calibration de la formule et dans son utilisation. Elles induisent des variations locales de teneurs en éléments fragilisants et de températures de transition de résilience initiale, et sont par conséquent une source de dispersion du programme de surveillance. Le premier type d’effet est pris en compte par des teneurs de calcul majorées pour couvrir celles des ségrégations positives maximales. Le second type d’effet est pris en compte dans la définition de la courbe de ténacité minimale, ce qui conduit à ne pas intégrer toute la dispersion du programme de surveillance pour l’évaluation de l’enveloppe supérieure de la fragilisation.

Dans cet article, la constitution de la base de données, la sélection du modèle de corrélation, la calibration obtenue et sa validation sont présentés. Des données obtenues en réacteurs d’essai ont été maintenues dans la base d’ajustement pour éviter toute extrapolation en composition chimique au stade de l’application de la formule. Il n’a pas été décelé d’effet significatif du flux de neutrons sur les fragilisations par analyse statistique.

La nouvelle formule de fragilisation est en cours d’insertion dans le code RSEM et dans le dossier d’analyse d’intégrité des cuves présenté par EDF.