Зазначено, що ресурс корпусів реакторів типу ВВЕР-1000 обумовлений в'язкістю руйнування корпусних матеріалів. До теперішнього часу згідно з нормативною практикою в'язкість руйнування характеризується критичною температурою крихкості, що визначається за результатами ударних випробувань зразків Шарпі. Подібний підхід є притаманним усім країнам, які експлуатують ядерні водо-водяні реактори під тиском. Проте з робіт західних спеціалістів відомо, що нормативний підхід не завжди адекватно характеризує в'язкість руйнування корпусних матеріалів і в деяких випадках значною мірою недооцінює їх в'язкі властивості у вихідному стані, що призводить до невиправдано високого консерватизму. Надмірний консерватизм може призводити до необгрунтованих обмежень у режимах роботи та термінах служби корпусу реактора. Тому з'явилася необхідність використовувати інші підходи, що грунтуються на останніх досягненнях експериментальних методів механіки руйнування та дають можливість адекватно оцінювати параметри в'язкості руйнування. Порівняно нормативний підхід і метод Майстер кривої з точки зору адекватного визначення параметрів в'язкості руйнування корпусних матеріалів. Грунтуючись на аналізі експериментальних даних за зразками-свідками, показано потенційну можливість використання нового статистичного методу для подовження ресурсу корпусів реакторів типу ВВЕР-1000.

  Скачати повний текст

Представлено результати випробувань зразків-свідків комплекту 3Л корпусу реактора блоку N 2 Запорізької АЕС. За результатами випробувань на ударний згин визначено коефіцієнти радіаційного окрихчування для основного металу та металу зварного шва. Показано, що критичним елементом даного корпусу з точки зору радіаційного окрихчування є основний метал.

Наведено результати досліджень повторно опромінених після відновлювального відпалу зразків-свідків металу корпусу реактора енергоблока N 1 Рівненської АЕС. За даними випробувань на статичний розтяг та ударний вигин було визначено величину радіаційного зміцнення та оцінено зсув критичної температури крихкості основного металу та металу зварного шва корпусу реактора. Проведено порівняння експериментальних результатів із відомими в літературі моделями окрихчування внаслідок повторного після відпалу опромінення. Узагальнювальний аналіз результатів випробувань 3-х комплектів зразків-свідків показав, що ступінь радіаційного окрихчування досліджених матеріалів, повторно опромінених після відновлювального відпалу, не вищий, ніж за первинного опромінення. Додатково показано вплив вмісту фосфору у зварному шві на величину енергії верхнього шельфу кривої Шарпі.

Проведено статистичний аналіз експериментальних результатів радіаційно стимульованих зсувів критичних температур крихкості та референсних температур, отриманих відповідно під час випробувань на ударний вигин і в'язкість руйнування зразків-свідків металу корпусів реакторів, на предмет можливості їхнього сумісного використання для більш точного знаходження коефіцієнта радіаційного окрихчування. Показано, що кореляція між цими параметрами зберігається до накопичення понадпроектних флюенсів швидких нейтронів.

Індекс рубрикатора НБУВ: З46-043.1 + З46-034

Рубрики:

Ядерні реактори. Реакторобудування

Шифр НБУВ: Ж25640 Пошук видання у каталогах НБУВ