Наведено результати комплексного розрахунково-експериментального дослідження механізму розповсюдження тріщини на початковому етапі в'язкого руйнування корпусних сталей АЕС. Використано мікромеханічний підхід до прогнозування в'язкого руйнування, згідно з яким об'ємний вміст пор деформівного матеріалу визначається за допомогою методу скінченних елементів. На підставі проведених випробувань зразків СТ із тріщиною та відомих даних про параметри руйнування гладких сферичних зразків установлено мікромеханічний критерій початку розвитку тріщини за умов в'язкого руйнування.

Наведено результати досліджень щодо визначення ресурсу корпусних сталей АЕС з урахуванням радіаційного окрихчення. Проаналізовано дані про міцність корпусів реакторів ВВЕР-440 з високим і помірним вмістом шкідливих домішок (мідь і фарфор) у сталі. Для зварних з'єднань відзначено недоліки процедури випробувань зразків-свідків, технології іх виготовлення, нейтронної дозиметрії. З метою забезпечення надійної експлуатації корпусів реакторів розроблено нові проекти, спрямовані на вивчення впливу радіаційного окрихчування сталей на структурну цілісність та удосконалення експериментальних методів оцінки міцності матеріалів.

У межах програми PLIM досліджено радіаційне окрихчування та механізми старіння конструкційних сталей і реакторів з метою оцінки, прогнозування та моніторингу ресурсу відповідальних вузлів АЕС. Підбито підсумки результатів проекту SAFELIFE, що об'єднує різні підходи щодо контролю ресурсом АЕС. Наведено результати радіаційного окрихчування модельних сплавів, проаналізовано дані випробувань з використанням зразків-свідків, а також досліджено надійність корпусних та інших типів сталей. Запропоновано перспективи розвитку руйнівних і неруйнівних методів радіаційного окрихчення матеріалів.

Розглянуто комплекс дослідних програм EURATOM, спрямованих на вивчення механізмів старіння та методів усунення пошкоджень конструкційних матеріалів корпусів реакторів. Даний комплекс передбачає розробку неруйнівних методів дослідження теплового старіння та моніторингу радіаційного окрихчування матеріалів, удосконалення програми досліджень із використанням зразків-свідків для реакторів типу ВВЕР-440, дозиметрії, а також застосування різних механізмів руйнування для оцінки структурної цілісності АЕС. Зокрема, проект ATHENA дозволив обгрунтувати модель повторного окрихчування після відпалу та виявити залежність швидкості окрихчування від хімічного складу корпусних сталей. Стисло викладено основні досягнення діючих програм EURATOM і задачі наступного етапу досліджень у межах проекту SAFELIFE.

Індекс рубрикатора НБУВ: К222.234.109.1 + З47-082

Рубрики:

Вплив опромінювання на структуру і властивості сталі для енергетичного обладнання

Атомні електричні станції

Шифр НБУВ: Ж61773 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Проаналізовано механізм радіаційного окрихчення сталей і зварних швів з урахуванням руйнування матриці матеріалу, осадження та виділення хімічних елементів. Запропоновано модель руйнування матриці внаслідок нейтронного бомбардування, що дозволяє достатньо точно описати для 11 модельних сплавів процеси первинного та вторинного окрихчення після планової термообробки (відпуск). Особливістю моделі є можливість пояснити відмінності між процесами окрихчення до і після відпуску сплавів із малим (або нульовим) вмістом нікелю, що дозволяє проводити аналіз поведінки матеріалів для реакторів ВВЕР під час експлуатації.

Методом експресного опромінення на прискорювачі одержано систематичні дані з розпухання сталі 08Х18Н10Т в аустенізованому та холоднодеформованому на 5 % стані за різних умов опромінення (дозах, температурах, швидкостях створення пошкоджень, концентраціях гелію та водню). Виявлено, що малі ступені деформації на рівні 5 % ХД мало змінюють поведінку розпухання. Встановлено розходження у впливі гелію та водню на процеси розпухання за зміни температури опромінення. Побудовано функцію, яка описує розпухання досліджуваної сталі в широкому інтервалі доз, температур і швидкостей створення зміщень, характерних для реакторних умов і для опромінень на іонних прискорювачах. Проведено прогноз розпухання сталі 08Х18Н10Т по перерізу вигородки реактора ВВЕР-1000 в процесі тривалої експлуатації 30 - 60 рр.