Описан один из основных недостатков штатной программы образцов-свидетелей и возможность исправления его с применением технологии реконструкции испытанных образцов. Рассмотрены основные этапы, из которых состоит технология реконструкции. Благодаря внедрению данной технологии в "горячих" камерах Института ядерных исследований НАН Украины стало возможным проверить достоверность данных, полученных на реконструированных образцах. Это сделано в рамках данной работы на примере сравнения результатов ударных испытаний штатных и реконструированных образцов металла сварного шва корпуса реактора типа ВВЭР-1000.

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.

Досліджено теоретичні проблеми соціально-економічного розвитку сільських територій. Розкрито роль держави й органів місцевого самоврядування у розвитку сільських територій. Узагальнено методичні підходи та зарубіжний досвід державної підтримки сільських територій. Здійснено комплексний аналіз сучасного стану виробничої та соціальної сфери національної економіки. Проаналізовано рівень державного регулювання розвитку сільського господарства. Досліджено особливості регулювання соціального розвитку сільських територій. Обгрунтовано вплив системи оподаткування на соціально-економічний розвиток сільських територій. Окреслено напрями вдосконалення державної підтримки суб'єктів аграрного виробництва. Вдосконалено механізми адаптації світового досвіду державної підтримки агрострахування в Україні.

За даними випробувань на ударний вигин опромінених нейтронами до різних значень флюенсу зразків-свідків металу корпусів реакторів ВВЕР-1000 визначено ударну в'язкість матеріалу та поперечне розширення зразків. Аналіз цих характеристик виявив їх лінійну кореляцію, причому показано, що опромінення металу практично не впливає на кут нахилу апроксимуючої прямої. Шляхом виокремлення даних для зразків, випробуваних за температур, що відповідають верхньому шельфу кривої ударної в'язкості, продемонстровано, що одночасно зменшується поперечне розширення й ударна в'язкість за накопичення металом флюенсу нейтронів.

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 

Виконано аналіз ефекту зниження ударної в'язкості сталей корпусів реакторів ВВЕР-1000 та повторно опромінених сталей КР (корпус реактора) ВВЕР-440 в умовах довгострокової експлуатації. Зазначено, що дослідження базувалося на результатах, отриманих при реалізації програм зразків-свідків для корпусів ВВЕР. Зразки опромінено в енергетичних реакторах до флюенсів швидких нейтронів, що відповідають періоду експлуатації корпусів реакторів у понад 60 років. Проаналізовано зниження в'язких властивостей корпусних сталей під впливом опромінення, для сталей КР ВВЕР-1000 емпірично показано наявність кореляції ударної в'язкості з іншими параметрами, такими як поперечне розширення зразка після руйнування та границя текучості сталі. Для матеріалів КР ВВЕР-440, повторно опромінених після відновлювального відпалу, за зміною положення верхнього шельфу температурної залежності ударної в'язкості прослідковано зниження в'язких властивостей та показано вплив вмісту фосфору у металі ЗШ (зварний шов) на енергію верхнього шельфу. Також продемонстровано, що для матеріалів з низьким значенням верхнього шельфу може спостерігатися штучне завищення температури крихкості та невиправдане обмеження ресурсу КР.