Зображення обкладинки

Застосування методу акустичної емісії для діагностування корпусів ядерних реакторів (огляд). Повідомлення ІІ. Метод акустичної емісії в діагностуванні корпусів реакторів АЕС. Частина 1

Перші акустико-емісійні (АЕ) вимірювальні системи виробничого зразка та встановлені кореляції між параметрами сигналів АЕ та показниками розвитку руйнування були створені у другій половині XX сторіччя. Саме це й стало підставою зацікавлення розробників атомних енергетичних технологій та експлуатацій...

Повний опис

Збережено в:
Бібліографічні деталі
Опубліковано в: :Техническая диагностика и неразрушающий контроль
Дата:2014
Автори: Неклюдов, І.М., Назарчук, З.Т., Скальський, В.Р., Добровольська, Л.Н.
Формат: Стаття
Мова:Українська
Опубліковано: Інститут електрозварювання ім. Є.О. Патона НАН України 2014
Теми:
Научно-технический раздел
Онлайн доступ:https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/103596
Теги: Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
Назва журналу:Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Цитувати:Застосування методу акустичної емісії для діагностування корпусів ядерних реакторів (огляд). Повідомлення ІІ. Метод акустичної емісії в діагностуванні корпусів реакторів АЕС. Частина 1 / І.М. Неклюдов, З.Т. Назарчук, В.Р. Скальський, Л.Н. Добровольська // Техническая диагностика и неразрушающий контроль. — 2014. — № 4. — С. 3-11. — Бібліогр.: 72 назв. — укр.

Репозитарії

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
_version_ 1860181090943107072
author Неклюдов, І.М.
Назарчук, З.Т.
Скальський, В.Р.
Добровольська, Л.Н.
author_facet Неклюдов, І.М.
Назарчук, З.Т.
Скальський, В.Р.
Добровольська, Л.Н.
citation_txt Застосування методу акустичної емісії для діагностування корпусів ядерних реакторів (огляд). Повідомлення ІІ. Метод акустичної емісії в діагностуванні корпусів реакторів АЕС. Частина 1 / І.М. Неклюдов, З.Т. Назарчук, В.Р. Скальський, Л.Н. Добровольська // Техническая диагностика и неразрушающий контроль. — 2014. — № 4. — С. 3-11. — Бібліогр.: 72 назв. — укр.
collection DSpace DC
container_title Техническая диагностика и неразрушающий контроль
description Перші акустико-емісійні (АЕ) вимірювальні системи виробничого зразка та встановлені кореляції між параметрами сигналів АЕ та показниками розвитку руйнування були створені у другій половині XX сторіччя. Саме це й стало підставою зацікавлення розробників атомних енергетичних технологій та експлуатаційників цим новим методом, який згодом стане ефективним доповненням до існуючих технологій неруйнівного контролю (НК) для виявлення та моніторингу дефектів корпусів ядерних реакторів. Оскільки до таких об’єктів поставлено винятково високі вимоги якості та цілісності, то вже в кінці 1970-х років було спрямовано значні зусилля на розвиток методу АЕ і запровадження його у виробництво. Практична реалізація засобів і методик АЕ-моніторингу та діагностування стану корпусів реакторів АЕС підтвердила високу ефективність методу, хоча на початках їх становлення були різні твердження щодо цього. Первые акустико-эмиссионные (АЭ) измерительные системы производственного образца и установленные корреляции между параметрами сигналов АЭ и показателями развития разрушения были созданы во второй половине XX века. Именно это и стало основанием заинтересованности разработчиков атомных энергетических технологий и эксплуатационников этим новым методом, который впоследствии станет эффективным дополнением к существующим технологиям неразрушающего контроля для выявления и мониторинга дефектов корпусов ядерных реакторов. Поскольку к таким объектам предъявлены исключительно высокие требования к качеству и целостности, то уже в конце 1970-х годов были направлены значительные усилия на развитие метода АЭ и внедрение его в производство. Практическая реализация средств и методик АЭ-мониторинга и диагностирования состояния корпусов реакторов АЭС подтвердили высокую эффективность метода, хотя в начале их становления были различные утверждения по этому поводу. First acoustic-emission (AE) measuring systems of production type were developed and correlations between parameters of AE signals and fracture propagation indices were established in the second half of the XXth century. This is exactly what aroused the interest of developers of nuclear power engineering technologies and operators in this new method, which later on will become an effective addition to the currently available technologies of nondestructive testing (NDT) for detection and monitoring of defects in nuclear reactor bodies. As extremely high requirements of quality and integrity are made of such facilities, considerable efforts were aimed at development of AE method and its introduction into industry already at the end of 1970ties. Practical implementation of the methods and procedures of AE monitoring and diagnostics of the condition of NPP reactor bodies confirmed the high effectiveness of the method, although at the beginning of their introduction into industry different opinions were expressed on this subject.
first_indexed 2025-12-07T18:02:17Z
format Article
fulltext 3ТЕХНИЧЕСКАЯ ДИАГНОСТИКА И НЕРАЗРУШАЮЩИЙ КОНТРОЛЬ, №4, 2014 УДК 621.14.18 ЗАСТОСУВАННЯ МЕТОДУ АКУСТИЧНОЇ ЕМІСІЇ ДЛЯ ДІАГНОСТУВАННЯ КОРПУСІВ ЯДЕРНИХ РЕАКТОРІВ (огляд) Повідомлення ІІ. Метод акустичної емісії в діагностуванні корпусів реакторів АЕС. Частина 1 І. М. Неклюдов, З. Т. НаЗарчук, в. р. СкальСький, л. Н. добровольСька Фіз.-мех. ін-т ім. Г. В. Карпенка НАНУ. 79060, м. Львів, вул. Наукова, 5. E-mail: skal@ipm.lviv.ua Перші акустико-емісійні (АЕ) вимірювальні системи виробничого зразка та встановлені кореляції між параметрами сиг- налів АЕ та показниками розвитку руйнування були створені у другій половині XX сторіччя. Саме це й стало підставою зацікавлення розробників атомних енергетичних технологій та експлуатаційників цим новим методом, який згодом стане ефективним доповненням до існуючих технологій неруйнівного контролю (НК) для виявлення та моніторингу дефектів корпусів ядерних реакторів. Оскільки до таких об’єктів поставлено винятково високі вимоги якості та цілісності, то вже в кінці 1970-х років було спрямовано значні зусилля на розвиток методу АЕ і запровадження його у виробництво. Практична реалізація засобів і методик АЕ-моніторингу та діагностування стану корпусів реакторів АЕС підтвердила високу ефективність методу, хоча на початках їх становлення були різні твердження щодо цього. К л ю ч о в і с л о в а : акустична емісія, показники розвитку руйнування, атомні енергетичні технології, виявлення та моніторинг дефектів Стан проблеми. Впровадження методу АЕ у си- стему технічного діагностування обладнання АЕС, у тому числі і корпусів ядерних реакторів, має три- валу історію. Численні АЕ-дослідження стосували- ся моніторингу розвитку тріщиноподібних дефектів, виявлення витоків теплоносія та контролю незаліко- ваних конструкційних елементів. Серед результатів впровадження відзначимо налагоджений моніто- ринг розвитку тріщин у патрубкових зонах корпусів ядерних реакторів на АЕС Limerick (реактор типу BWR) та Watt Bar (реактор типу PWR). Проведені АЕ-випробування продемонстрували здатність засо- бів вимірювання відокремлювати корисні сигнали, що генеруються внаслідок підростання тріщини, від акустичних шумів, які виникають у першому конту- рі внаслідок руху теплоносія. Моніторинг при цьому провадився за умов, коли температура корпуса реак- тора сягала 300 °С [1]. У 1960–1970-х рр. були створені перші АЕ-сис- теми виробничого зразка та встановлені кореля- ції між параметрами сигналів АЕ та показниками розвитку руйнування [2–4]. Це спричинило значне пожвавлення серед розробників атомних енерге- тичних технологій, подавши надію, що новий ме- тод стане ефективним доповненням до існуючих технологій НК у виявленні та моніторингу дефек- тів корпусів ядерних реакторів, до яких стави- ли винятково високі вимоги якості та цілісності. Тому значні ресурси та зусилля почали спрямову- вати на розвиток методу АЕ. На період 1965–1975 рр. припадає великий об- сяг науково-дослідних робіт, спрямованих на ви- вчення методу АЕ та його впровадження у ядер- ну енергетику [5]. Цьому суттєво сприяв розвиток електроніки та покращення якості п’єзокераміч- них перетворювачів, що дозволило АЕ-системам досягнути таких характеристик, за яких стало можливим реєструвати не тільки ріст тріщин, але й рух дислокацій у метала. Останнє мало величез- не значення для дослідження руйнувань корпус- них реакторних сталей, які відзначаються своєю високою пластичністю [6]. Сприяло розвитку АЕ і намагання розробників ядерних реакторів забез- печити так званий 100 %-ний контроль цілісності корпусів. Повне сканування металу за допомогою існуючих нормативних методів (ультразвукова де- фектоскопія, радіографія) було дуже затратним. При цьому не можна було гарантувати, що якийсь із наявних у металі дефектів не виявиться прихо- ваним для НК. Впровадження методу АЕ з огляду на суттєву відмінність його від інших методів НК давало надію на розв’язання цієї проблеми. Серед дослідників, що активно розвивали ме- тод АЕ для моніторингу цілісності корпусів ядер- них реакторів у цей період, відзначимо Бентлі [5, 7], Ватанабе [8–10], Гаттона [11–13], Гартбовера і Ґріна [14, 15], Данеґана і Гарріса [2, 3, 16–19], Їнґа [20–24], Ліптая і Татро [6], Палмера [25–28], Перрі [29–33], Поллока [34, 35], Синклера [36, 37] та ін. [38, 39]. Одним із найвагоміших постатей у цьому списку є Гаттон, праці якого охоплюють те- матику від характерних АЕ-ознак руйнування до АЕ-інструментарію та впровадження цього мето- ду у нормативну базу. Вже у своїх ранніх працях © І. М. Неклюдов, З. Т. Назарчук, В. Р. Скальський, Л. Н. Добровольська, 2014 4 ТЕХНИЧЕСКАЯ ДИАГНОСТИКА И НЕРАЗРУШАЮЩИЙ КОНТРОЛЬ, №4, 2014 дослідник приділив достатню увагу спектральним характеристикам як АЕ-сигналів, так і існуючих під час роботи реактора виробничих шумів [11]. Виявляється, що для ефективного АЕ-контролю слід зменшити не тільки вплив шумів, які генеру- ють машинами та працююче обладнання на час- тотах нижче 20….50 кГц, але і вплив завад, що утворюються внаслідок кавітації, спричиненої ро- ботою циркуляційних помп та засувок. При цьому їх спектр виявляв значну амплітуду навіть до час- тоти 1000 кГц. Це було встановлено на одному з діючих реакторів у США. Намагаючись виділити корисний сигнал, Гаттон запропонував для моні- торингу руйнування корпусної сталі використати частотний діапазон 750…3000 кГц як оптималь- ний для таких умов. Крім механічних шумів, пе- рехідні електричні процеси від переключень різ- ного обладнання спричиняли сигнали, які можна було сплутати з сигналами АЕ. Однак цю про- блему вдалося вирішити [34]. Продовжуючи до- слідження спектральних характеристик сигналів АЕ за умов присутності кавітаційних шумів, що виникають у теплоносії першого контуру, Гат- тон дійшов висновку, що для виділення корисно- го сигналу більш відповідними є перетворювачі з вищою чутливістю до поперечних хвиль АЕ. Ви- користовуючи такі перетворювачі з робочою сму- гою 1500…2500 кГц, вплив кавітації був зменше- ний, а реєстрування корисних сигналів АЕ можна було ефективно здійнювати на віддалі до 1 м від джерела. Гаттон також запропонував впровадження ме- тоду АЕ на етапі виготовлення корпусів реакторів [13]. Виявилось, що АЕ-контроль зварювання доз- воляє в режимі реального часу виявляти дефекти зварного з’єднання, коли частинки шлаку попада- ють у зварний шов у процесі автоматичного зва- рювання під флюсом. Згодом це було підтвердже- но у оглядовій праці Гарріса–Данеґана [16]. Застосовуючи акустичну емісію, дослідники сподівались також вдосконалити методики оці- нювання радіаційного окрихчування реакторних матеріалів. Наприклад, в роботі Їнґа під час дина- мічного розтягу гладких та WOL зразків, виготов- лених із низьковуглецевої корпусної сталі А302В, параметри (інтенсивність і сумарний рахунок ім- пульсів) сигналів АЕ суттєво зростали, коли зраз- ки зазнавали радіаційного опромінення флюенсом 1,2·1019 cм –2 за температури 290 °С [21]. Цей ви- сновок згодом був підтверджений дослідженнями Гарріса і Данеґана [19]. Застосування методу ае для діагностування корпусів реакторів аеС. У 1967–1971 рр. опу- бліковано праці Перрі про використання методу АЕ для неруйнівного виявлення розвитку тріщи- ни на ядерному обладнанні, включно з товсто- стінними корпусами ядерних реакторів [29–33]. Автор зазначає, що АЕ від підростання тріщин у першому контурі ядерного реактора можна ре- єструвати під час його роботи, причому параме- три АЕ-сигналів від підростання тріщини відріз- няються від акустичних шумів, що генеруються в процесі роботи реактора. Характерні особли- вості АЕ-сигналів визначалися під час періодич- них гідростатичних випробувань. Ці особливос- ті, як виявилось, залежать від історії старіння та від поточного стану корпусу реактора. Згідно з висновками Перрі, таку інформацію, накопичену впродовж терміну експлуатування реактора, мож- на використати для оцінювання цілісності мета- локонструкцій та визначення ступеня експлуата- ційного окрихчування металу [35]. Більше того, здатність методу АЕ виявляти місцезнаходження ростучого дефекту способом триангуляції, надає йому виняткової пере ваги. Геометрично-складна форма корпусу реактора вимагала використання більшої кількості АЕ-перетворювачів, однак за- стосування комп’ютера (IBM 7044) забезпечило високу швидкість розрахунку АЕ даних (104…106 емісійних подій за годину) та можливість визнача- ти розташування джерел АЕ з точністю до 25 мм на корпусі місткістю ~28 м3 [34]. Вже у 1973 р. був опублікований звіт Перрі про американо-британські дослідження щодо застосу- вання акустичних методів неруйнівного контролю на британському модельному реакторі лабораторії Калчет. Про підтримку досліджень щодо впрова- дження методу АЕ для НК корпусів ядерних ре- акторів згадується і в оглядовій статті Гарріса– Данеґана 1974 р.[16]. Ця програма, фінансована Комітетом з Атомної Енергії США та Електрич- ним Інститутом Едісона, передбачала виготовлен- ня для дослідних цілей великої ємності, на якій можна було б відпрацьовувати АЕ-методики діа- гностування та моніторингу і встановлювати ко- реляції між параметрами сигналів АЕ та параме- трами розвитку руйнування сталі. У звіті 1974 р. щодо цілісності корпусів лег- ко-водяних ядерних реакторів, підготовленим Комітетом з Атомної Енергії США [40], зазна- чено, що у першій половині 1970-х років амери- канські державні та приватні структури провели розширені наради щодо використання методу АЕ для НК корпусів ядерних реакторів. У цих нара- дах взяли участь співробітники таких організа- цій, як Battelle Memorial Institute, Pacific Northwest Laboratory, Dunegan Research Corp., Jersey Nuclear Corp., Southwest Research Institute, Teledyne Materials Research та Westinghouse Electric Corp. У звіті також зазначено, що НК корпусів реакто- рів не може гарантувати виявлення всіх дефектів металу. Для підвищення достовірності НК запро- поновано підвищити чутливість радіографічно- го методу та точність ультразвукової дефектоско- 5ТЕХНИЧЕСКАЯ ДИАГНОСТИКА И НЕРАЗРУШАЮЩИЙ КОНТРОЛЬ, №4, 2014 пії, а також впровадити метод АЕ. Рекомендовано вивчити ефективність та перспективність засто- сування методів АЕ та акустичної голографії на етапі виготовлення корпусу реактора і під час гід- ростатичних випробувань. Зазначимо також, що значні зусилля спрямо- вано на впровадження методів АЕ, акустичної го- лографії та акустичної спектроскопії на діючих ядерних реакторах для відстежування їх цілісно- сті під час роботи. Саме на ці методи покладали надії щодо точнішої локації активних дефектів та встановлення характеристик їх розвитку. Із по- дальшим вдосконаленням методу АЕ, вважали ав- тори звіту, впровадження вимоги гідростатичних випробувань надлишковим тиском під час періо- дичних перевірок корпусів реакторів може стати реальністю. Без повноцінного НК із залученням різних методів такі перевірки небажані, оскільки сприяють розвитку втоми металу. У звіті підкрес- лена можливість включення методу АЕ у норма- тивну базу, тобто у Кодекс ASME. У Великобританії застосуванням АЕ-контро- лю стану корпусів реакторів займалась група Син- клера у Ядерних лабораторіях Берклі (Berkeley Nuclear Laboratories). Для цього були виготовле- ні дослідні ємності з високопластичної вуглецевої корпусної реакторної сталі BS1501-221, аналогіч- ної до тієї, з якої був виготовлений корпус реак- тора Magnox [37]. Ємність мала 3,65 м довжини, 1,52 м діаметра та 25,4 мм товщини стінки. На підставі вивчення залежності параметрів АЕ-сиг- налів від стадій розвитку руйнування створеного дефекту, встановлено просту емпіричну формулу N = 2V, де N – сумарний рахунок імпульсів АЕ, V – об’єм (см3), що зазнав пластичного деформу- вання перед вершиною тріщини. Таким чином, було показано, що метод АЕ дозволяє відстежува- ти в’язке руйнування високопластичного матеріа- лу, уможливлюючи в тому числі й локацію джерел АЕ (локаційні дослідження здійснювали за допо- могою трьох перетворювачів АЕ). Впровадження АЕ-моніторингу як допоміж- ного методу НК корпусів реакторів у Великобри- танії патронувала аґенція UKAEA [5, 7]. Відпо- відну роботу вела у трьох напрямках. По-перше, було збудовано дослідницьку лабораторію, в якій під час гідростатичних випробувань за допомо- гою 10-канальної АЕ-системи можна було вияв- ляти і визначати розташування невеликих тріщин як джерел АЕ у корпусі спеціально виготовленої ємності. Подібні лабораторії вже діяли, зокрема у США працювала промислова лабораторія National Reactor Test Site (Idaho Falls), в якій проводили численні АЕ-випробування [41]. По-друге, АЕ-ви- мірювання проводили на промислових великих ємностях. По-третє, значну кількість АЕ-вимірю- вань проводили в лабораторії як на зразках, що мі- стили дефекти, так і на дослідних ємностях, ви- готовлених зі сталей низького та високого рівня міцності. У цих роках опубліковано також низку інших праць, присвячених розвитку впровадження мето- ду АЕ для НК ємностей, що працюють під тис- ком, у тому числі й корпусів ядерних реакторів [42–60]. Зокрема, у 1972 р. Ветрано і Джолі пові- домляли, що зареєструвати та визначити розташу- вання субкритичної тріщини, що росте у корпусі працюючого під тиском реактора, є цілком мож- ливо, а метод АЕ є перспективним [44]. Ніколс і Кован зазначали, що АЕ є єдиним методом, який здатний доповнити існуючі методи НК для пов- ного контролю цілісності корпусу реактора, як на етапі його виготовлення, так і перед уведенням в експлуатацію [45]. У своєму огляді Белл зазначав, що застосування методу АЕ є перспективним як під час гідростатичних випробувань, так і для мо- ніторингу цілісності корпусів ядерних реакторів під час їх роботи [50]. І хоч у кожному з цих ви- падків застосування методу АЕ має свої переваги та недоліки, все ж стосовно цілісності корпусу він дає більше інформації, ніж будь-який інший ме- тод НК. Група Інґгама вивчала залежності параметрів сигналів АЕ від категорії міцності сталі, а відтак від типу руйнування, а також від розміру зразка. Показано суттєву різницю у сигналах АЕ, отри- маних від крихких та в’язких руйнувань, та пе- ревірено формулу Данеґана про залежність су- марного рахунку АЕ від в’язкості руйнування. На основі аналізу параметрів (сумарний рахунок та швидкість рахунку) сигналів АЕ запропонова- но АЕ-рейтинг сталей. Крім того, підтверджено ефект Кайзера про невідтворюваність АЕ за пов- торного навантаження [51, 53]. Ці результати за- галом підтверджували результати Палмера, який встановив, що АЕ під час руйнування в’язких ре- акторних сталей пов’язана з пластичним дефор- муванням металу перед вершиною тріщини, з ог- ляду на що сигнали АЕ мають відносно низьку інтенсивність [26]. Вивчали також як змінюють- ся характеристики сигналів АЕ із переходом від лабораторних зразків до ємності, що працює під тиском [54]. Зазначено, що під час циклювання тиску всередині ємності аж до її руйнування на- дійного реєстрування сигналів АЕ досягти не вда- ється, хоч на лабораторних зразках це не виклика- ло жодних проблем. У 1970 р. у Роттердамі відбувся Міжнарод- ний симпозіум з питань неруйнівного контро- лю елементів ядерних реакторів. На ньому серед інших була представлена доповідь Гартбоувера щодо перспективності застосування АЕ-інстру- ментів для виявлення докритичного підростан- ня тріщин. Перевагою методу АЕ, зазначив аме- 6 ТЕХНИЧЕСКАЯ ДИАГНОСТИКА И НЕРАЗРУШАЮЩИЙ КОНТРОЛЬ, №4, 2014 риканський дослідник, є не тільки реєстрування самої події підростання тріщини, але й можли- вість її локації за допомогою методу триангуля- ції. Для впровадження методу АЕ рекомендовано провести детальний аналіз акустичних сигналів, які можуть генеруватися під час різних режи- мів роботи ядерних реакторів; покращити якість первинних АЕ-перетворювачів та ретельно до- слідити особливості параметрів акустичних сиг- налів, які генеруються в реакторних матеріалах під час розвитку у них тріщиноподібних дефек- тів. У доповіді британського дослідника Турнера ішлося про розвиток інструментальної бази для АЕ-контролю та про металознавчі засади виник- нення пружних хвиль АЕ в елементах конструк- цій [61]. Вже через два роки, у 1972 р., у Лондоні від- булась міжнародна конференція з АЕ, на якій кілька доповідей були безпосередньо пов’язані з використанням методу АЕ на АЕС [62]. Напри- клад, Перрі ділився досвідом впровадження ме- тоду АЕ компанією «Jersey Nuclear Co». Вибором АЕ-перетворювачів, оптимізацією їх розміщен- ня на геометрично складних об’єктах контролю, характерними ознаками сигналів АЕ, їх опра- цюванням та оцінкою за допомогою комп’ютера тощо займаються, зокрема, задля впровадження АЕ-контролю на корпусах реакторів. Представник EURATOM Вольта доповідав про АЕ-досліджен- ня пластичної деформації металу за різних швид- костей деформування. Данеґан розповів про пер- спективність методу АЕ для контролю корпусів ядерних реакторів та інших ємностей, що працю- ють під тиском. В умовах підвищених температур та впли- вів інших чинників важливу роль у практичному використанні методу АЕ відіграють хвилеводи. Представник Британської агенції з атомної енер- гії UKAEA Даусон доповів про досвід впрова- дження АЕ-моніторингу на корпусі реактора за допомогою пересувної АЕ-лабораторії. Для про- слуховування реактора використовували АЕ-пе- ретворювачі з резонансною частотою 300 кГц, які приєднували до місць доступу. Показано, що така робоча частота АЕ-перетворювачів є най- кращим компромісом між чутливістю, згасанням сигналу та наявним у досліджуваному об’єкті шумом. Представник Central Electricity Research Laboratory (Велика Британія) Моґфорд доповів про досвід АЕ-досліджень ємностей під тиском. Такі ємності є досить «мовчазними» і потребують перетворювачів із високими коефіцієнтами під- силення, оскільки АЕ під час руйнування вугле- цевих сталей і сплавів, з яких виготовлені корпу- си реакторів, суттєво відрізняється від АЕ під час руйнування типових конструкційних матеріалів. В цьому ж 1972 р. відбувся Американо-япон- ський симпозіум з АЕ, а згодом, у 1974 р. – сим- позіум у США, де були представлені досягнення в ділянці розробок акустико-емісійного обладнан- ня [56]. Зокрема, компанія «Westinghouse Nuclear Energy System» ділилася своїми досягненнями у створенні системи АЕ моніторингу, призначеної для корпусів ядерних реакторів. Саме використо- вуючи дані такої системи доцільно здійснювати експлуатування ядерних реакторів, забезпечую- чи їх безпечну роботу, вважали автори розробки. Крім того, застосування цієї системи АЕ-моніто- рингу було економічно обґрунтованим, оскільки для моніторингу нею цілісності обладнання пер- шого контуру потрібна резонна кількість первин- них перетворювачів [56]. Компанія ставила перед системою АЕ-моніторингу такі три завдання: 1. Реєструвати та виявляти місцезнаходження підростаючої тріщини; 2. Оцінювати ріст цієї тріщини; 3. На підставі оцінок розміру дефекта давати рекомендації щодо наступ ного планового контро- лю чи умов експлуатування реактора. Система АЕ-моніторингу корпусів ядерних ре- акторів та іншого облад нання першого контуру повинна задовольняти строгим вимогам [56]. Зо- крема, первинні перетворювачі повинні бути стій- кими до тривалого впливу високих температур та радіаційного опромінення. Ще серйознішою була проблема відокремлення корисного сигналу в умовах інтенсивних шумів, що генеруються і пе- редаються обладнанням першого контуру в умо- вах експлуатування. Для цього робоча смуга час- тот системи АЕ-моніторингу повинна бути вищою від частотного діапазону домінуючих шумів, але при цьому суттєво нижчою від частот значного згасання пружних хвиль. На початок 1970-х років компанія «Westing- house» розробила первинні АЕ-перетворюва- чі, які могли впродовж років працювати в умо- вах високих температур, вологості і радіації. Їх можна було встановлювати без хвилеводів, а рі- вень сигналу на виході із них був достатнім, щоб без попереднього підсилювача передавати сиг- нал на віддаль понад 150 м. АЕ-сигнали подава- ли на вхід багатоканальної комп’ютеризованої системи моніторингу. Вона розраховувала розта- шування джерела АЕ-сигналу та швидкість про- ходження пружної хвилі, а відтак, показувала на дисплеї розташування активного дефекту. Систе- ма мала модульну конструкцію з однаковими ін- терфейсами типу CAMAC, що давало можливість швидко налаштувати її у залежності від потреби, містила модулі локації і підрахунку сигналів АЕ. Восьмиканальний локаційний модуль містив бло- ки: комутації, зондування, буферного накопичен- ня, реєстрування. Другий з модулів теж відбирав 7ТЕХНИЧЕСКАЯ ДИАГНОСТИКА И НЕРАЗРУШАЮЩИЙ КОНТРОЛЬ, №4, 2014 8 АЕ-каналів для моніторингу, причому кожний канал містив 24-бітовий лічильних, що умож- ливлював реєстрування 224 АЕ подій. Ці двійко- ві дані проходили подальшу комп’ютерну оброб- ку, результат якої виводили на CRT дисплей. Для визначення х, у координат активного джерела АЕ використовували принцип гіперболічної триангу- ляції. При цьому все обладнання першого конту- ру реактора було представлено у х–у координатній площині. Масиви АЕ-даних окремо від кожного первинного перетворювача та розраховані коор- динати імпульсів щогодини записували на касети з магнітними стрічками [56]. Оскільки серйозною проблемою моніторингу корпусів ядерних реакторів була наявність ши- рокої частотної смуги неінформативного шуму, перед розробниками АЕ-обладнання постало завдання відпрацювати методики в лаборатор- них умовах, наближених до реальних. Для цього Edison Electric Institute створив спеціальну лабо- раторію, модифікувавши експериментальний бе- рилій-оксидний реактор EBOR, корпус якого мав 3,4 м у діаметрі, 7,9 м висоти і товщину стінки 8…20 см, тобто був співмірним із усіма промис- ловими ядерними реакторами. На цьому реакторі відпрацьовували різні методи НК, причому, крім робочих шумів, що виникали у працюючому об- ладнанні, створювали додаткові шуми зовнішніми генераторами. В корпусі реактора штучно створю- вали дефекти–концентратори напружень, які роз- вивались під дією гідростатичних напружень у період випро бувань і розвиток яких відстежували АЕ системою [56]. Іншим напрямом були дослідження можливо- сті застосування АЕ-моніторингу для виявлення і оцінки витоків теплоносія через наскрізні дефекти та ущільнення. Чутливість такої АЕ-системи вимі- рювання повинна була бути кращою, ніж 1,2 см3/с. Лабораторні випробування, проведені компанією «Westinghouse» показали, що їхнє обладнання може забез печити реєстрування витоків зі швидкістю 0,9 см3/с, причому рівень корисного сигналу перева- жав рівень шумів приблизно на 65 дБ [56]. Відпрацювавши методики АЕ-моніторин- гу на дослідному реакторі EBOR, працівники Westinghouse провели серію випробувань власно- го обладнання на шести діючих АЕС США. У цих випробуваннях цікавили, зокрема, параметри зга- сання акустичних хвиль АЕ у корпусах промис- лових реакторів. Встановлено, що поверхневі нео- днорідності (наприклад, зварний шов) посилюють згасання хвиль АЕ. Крім того, виявили, що пара- метри хвилі, створеної імітатором на внутрішній поверхні корпусу реактора, суттєво відрізняються від параметрів хвиль, відображення яких зареє- строване первинними перетво рювачами, встанов- леними на зовнішній поверхні. Сигнал від хвилі, збудженої імітатором на зовнішній поверхні, має набагато стрімкіший фронт порівняно з сигналом, отриманим після збудження хвилі на внутрішній поверхні. Згасання хвиль в області накривки реак- тора виявились суттєвими, але сигнали АЕ можна успішно реєструвати первинними перетворювача- ми, встановленими на приварених вухах накрив- ки. Зазначимо, що первинні перетворювачі вста- новлювали в місцях доступних, а не бажаних. Наприклад, встановити первинні перстворювачі в зоні «гарячого» пояса було неможливо через на- явність біоло гічного захисту. Доступними вияви- лись лише зона патрубків та дно корпуса. Сер- йозні обмеження доступу існували і у верхній частині, тому встановити первинні перетворювачі можна було лише на виступаючих монтажних ву- хах кришок [56]. Типові сигнали АЕ, зареєстровані під час гід- ростатичних випробувань корпусів ядерних реак- торів, можна розділити на три групи [56]: – тривалі сигнали зі стрімким фронтом і по- вільно згасаючою огинаючою відповідають по- ширенню тріщини та релаксації напружень у зварному шві; – сигнали з пологим фронтом і згасаючою оги- наючою відповідають поширенню хвиль від зо- внішнього механічного збудження; – окремі імпульси є електрично наведеними шумами, оскільки вони синхронні у всіх каналах багатоканальної системи. Встановлення цих закономірностей та іден- тифікація джерел АЕ зумовили подальше вдо- сконалення АЕ-систем для контролю цілісності корпусів ядерних реакторів. Наприклад, АЕ-ви- пробування корпусу ядерного реактора і облад- нання першого контуру другого енергоблоку АЕС Calvert Cliffs, що знаходилась у підпорядкуванні енергетичної компанії Балтимору, здійснювали 64-канальною АЕ системою [63]. Гідростатич- ні випробування обладнання першого контуру із застосуванням АЕ-контролю здійснювали пе- ред уведенням енергоблоку в експлуатацію від- повідно до існуючої на той час нормативної бази ASME стосовно ємностей, що працюють під тис- ком. Первинні п’єзокерамічні перетворювачі з ре- зонансною частотою 140 кГц встановлювали на феритно-перлітні елементи за допомогою магнет- них тримачів, а на аустенітні елементи – за до- помогою відповідного клею. АЕ дані записували безперервно під час наростання тиску до 220 атм (21,6 МПа). Було виявлено 35 джерел АЕ незнач- ної інтенсивності (джерела категорій В і С за три- рівневою системою оцінювання). Після АЕ-ви- пробувань місця локації виявлених джерел емісії провели розгорнуті обстеження цілісності металу з використанням інших мето дів НК, які не вияви- ли жодних дефектів, що перевищують гранично 8 ТЕХНИЧЕСКАЯ ДИАГНОСТИКА И НЕРАЗРУШАЮЩИЙ КОНТРОЛЬ, №4, 2014 допустимі розміри відповідно до Кодексу ASME. Із виявлених в обладнанні першого контуру 35 джерел АЕ 13 належало корпусу ядерного реакто- ра, а два – кришці. Дев’ять із цих 15 джерел було класифіковано до АЕ-категорії С, п’ять – перехід- них від С до В і лиш один був віднесений до ка- тегорії С. Щодо місця локації, то переважна біль- шість стосувалася дрібних дефектів у патрубках (10). Решта – у зварних швах корпусу (3) та біля каналів системи контролю реактора (2). Успішне впровадження АЕ-методу на корпусах ядерних реакторів вимагало поглиблення знань про природу акустичних сигналів, що генерують- ся за тих чи інших механізмів руйнування металу. Вже у першій половині 1970-х років з’являються праці, зосереджені на спектральних характеристи- ках АЕ-сигналів [55]. Ці дослідження мали на меті, з одного боку, встановити кореляції між час- тотними характеристиками сигналів АЕ та фізич- ними процесами в металі, що викликають їх гене- рування, наприклад, рух дислокацій, поширення тріщини, фазові перетворення, двійникування тощо. З іншого – потрібно було встановити спек- тральні особливості шумів (як акустичних, так і електричних) та сигналів від акустичних хвиль, що поширювались металом корпусу реактора від джерел, які знаходяться ззовні. Саме така інфор- мація необхідна для ефективного виокремлення інформативної складової сигналу АЕ. Досліджен- ня широкосмугових спектральних характеристик АЕ сигналів проводили, зокрема, в лабораторних умовах під час динамічного розтягування зразків, виготовлених з корпусної реакторної сталі А533В, якій притаманні високі пластичність та в’язкість руйнування. У спектрах сигналів (у діапазоні 0…2 МГц) виділяли три складові: корисну акустико-емісій- ну; електричні шуми, що подаються на вхід сис- теми переважно від попереднього підсилювача, та складову, утворену первинним перетворювачем від акустичного білого шуму. Спектр корисного АЕ сигналу, зареєстрованого під час розтягування зразка перед утворенням шийки, мав два розми- ті максимуми з резонансами біля 400 та 800 кГц. Із утворенням шийки значно посилюється низько- частотна складова. Тоді спостерігається два типи сигналів – один, що за характером спектру подіб- ний до акустичних шумів, та інший, для якого ін- тенсивність низькочастотних складових швидко згасає із частотою. При цьому жодних значущих складових для частот, вищих від 150 кГц, не спосте рігається. Таким чином, було встановлено, що поширення тріщини під час кінцевої фази руй- нування відображається низькочастотними сигна- лами АЕ, тоді як високочастотні – відображають пластичне деформування, себто колективний рух дислокацій. Дослідження сигналів АЕ на зразках різної геометрії виявили, що характер спектру від- творюється для високочастотної області, тоді як лише у низькочастотній ділянці він залежить від розмірів зразка, відображаючи, таким чином, його резонансні характеристики [55]. Для підтвердження сформульованих висновків щодо спектральних особливостей сигналів АЕ під час руйнування сталі А533В були проведені на- турні випробування на корпусі експерименталь- ного реактора EBOR, який піддавали втомним на- вантаженням. Відзначено, що тривалість сигналів АЕ зменшилась на кілька порядків – із кількох мі- лісекунд до 10…20 мкс. Щодо спектральних осо- бливостей, то для товстостінного (150 мм) кор- пусу практично зникла низькочастотна складова сигналу, яка для лабораторних зразків посилюва- лась резонансами в діапазоні 0…150 кГц. У той же час високочастотна складова сигналів АЕ, що відображають рух пло щин ковзання перед верши- ною тріщини, була дуже виразною і мала подібну форму до спектрів сигналів, записаних в умовах лабораторних випробувань. У 1970-х роках методом АЕ зацікавились прак- тично у всіх країнах, де працювали чи споруджу- валися атомні електростанції. Зокрема, в Японії вже у 1969 р. розпочато фундаментальне вивчен- ня явища АЕ зі специфічним ухилом до пере- вірки зварних з’єднань, якість яких є особливо важливою для кор пусів ядерних реакторів. Із ла- бораторій компанії «Nippon Steel» дослідження методу АЕ у 1972 р. поширились у спеціальний інженерно-технологічний промисловий центр. Для цього було створено 28-ми- та 32-канальні АЕ-системи, отримані дані від яких обпрацьову- вав комп’ютер [9, 10]. Відпрацювання методики АЕ-діагностування здійснювали на модельному корпусі ємності, виготовленої з низьковуглеце- вої сталі. Діаметр ємності 1,5 м, довжина 4,8 м, товщина стінки 22 мм. Ємність була покрита з се- редини 3-міліметровим шаром хромистої корозі- йностійкої сталі. Зварні шви містили 15 дефектів як із зовнішньої, так і з внутрішньої поверхні. Ці дефекти перед гідростатичними випробуваннями та після них перевірялись радіографічним, уль- тразвуковим та магнітопорошковим методами. Гідростатичне навантаження корпусу здійсню- вали до тиску 8,5 МПа, що призвело до суттєвої пластичної деформації металу, але не до втра- ти герметичності. При цьому записували сигна- ли АЕ, використовуючи мобільну 32-канальну АЕ-систему. Встановили, що розвиток тріщин від дефектів зварних швів зумовлює виразні сигнали АЕ, параметри яких залежать від величини підро- стання. Згодом подібні випробування про вели на ємності меншого розміру, в якій у результаті над- мірного тиску утворилась наскрізна тріщина в’яз- кого характеру. Встановили, що АЕ-система була 9ТЕХНИЧЕСКАЯ ДИАГНОСТИКА И НЕРАЗРУШАЮЩИЙ КОНТРОЛЬ, №4, 2014 нечутливою до виявлення пластичного деформу- вання і критичного звуження металу, що зумови- ло його в’язке руйнування. У цих дослідах коефі- цієнт згасання акустичних сигналів становив 24 дБ/м. Автори дослідження стверджують, що за допомогою наявної АЕ-системи виявити розвиток в’язкого руйнування у пластичній низьковуглеце- вій сталі корпусу дуже важко. У той же час трі- щиноподібні дефекти, які внаслідок прикладених напружень суттєво збільшуються, зумовлюють численні сигнали АЕ значних амплітуд. В цьому випадку метод АЕ є ефективним. До кінця 1970-х років використання методу АЕ у виробничих ла- бораторіях Японії, де займалися цілісністю та без- пекою експлуатації корпусів ядерних реакторів, набуло масового характеру [64]. На зламі 1970–1980-х років метод АЕ про- довжує стрімко розвиватися [64–70]. Компанія «Westinghouse» вдосконалює АЕ-обладнання, призначене для моніторингу корпусів ядерних ре- акторів, і одночасно в лабораторному режимі ви- вчає особливості генерування пружних хвиль під час руйнування корпусних реакторних сталей, по- рівнюючи їх вихідний та радіаційно-окрихчений стани. Наприклад, використовували розроблену тут систему для кількісної оцінки тріщиноутво- рення на компактних зразках, виготовлених із корпусної марганцево-молібдено-нікелевої сталі А533В класу 1 у вихідному стані та після її ра- діаційного опромінення. Встановлено, що розмір пластифікованої перед вершиною тріщини зони суттєво залежить від рівня опромінення, а коефі- цієнт інтенсивності напружень пов’язаний з су- марним рахунком АЕ степеневою залежністю. У колишньому СРСР АЕ дослідження корпус- них реакторних сталей розпочато більш ніж 30 років тому [71, 72]. Їх впровадження, зазначають автори праці [72], не мало успіху через відсут- ність метрологічних основ застосування методу, не кажучи вже про серійне обладнання. Дослідни- ки Інституту атомної енергії ім. Курчатова прове- ли великий обсяг робіт щодо вивчення залежно- стей сигналів АЕ від параметрів руйнування для корпусних реакторних сталей типу 15Х2МФА. Лабораторні дослідження АЕ під час динамічного розтягу сталі 15Х2МФА показали, що максималь- на емісійна активність спостерігається в умовах досягнення металом межі плинності. Під час ви- пробувань цієї ж сталі на малоциклову втому за- лежність інтенсивності сигналів АЕ від кількості циклів виявляє певну закономірність із стрімким зростанням цього параметру, як і сумарного ра- хунку АЕ, під час останньої стадії руйнування (кількість циклів 200–240). Оскільки ефект Кай- зера за умов фіксованих параметрів циклу майже не виявлявся, розглядали інші від сколу механізми руйнування: накопичення пластичної деформації перед вершиною тріщини; стрибкоподібне підро- стання втомної тріщини із динамічним розван- таженням прилеглих ділянок матеріалу; взаємне тертя берегів втомної тріщини. Останнє спричи- няє АЕ активність не тільки за умов стискальних напружень, але й через несумісність берегів трі- щини, що містить пластифіковані об’єми мета- лу. У цьому випадку сигнали АЕ генеруються на- віть у часових інтервалах, коли тріщина не росте. Це не суттєво, коли потрібно з’ясувати розташу- вання тріщини, але створює проблеми виділення сигналів, що генеруються від підростання тріщи- ни, та значно ускладнює їх кількісну оцінку [72]. Загалом результати цих досліджень підтверди- ли закономірності, встановлені в описаних вище працях. Первые акустико-эмиссионные (АЭ) измеритель- ные системы производственного образца и уста- новленные корреляции между параметрами сигна- лов АЭ и показателями развития разрушения были созданы во второй половине XX века. Именно это и стало основанием заинтересованности разработ- чиков атомных энергетических технологий и экс- плуатационников этим новым методом, который впоследствии станет эффективным дополнением к существующим технологиям неразрушающего контроля для выявления и мониторинга дефектов корпусов ядерных реакторов. Поскольку к таким объектам предъявлены исключительно высокие требования к качеству и целостности, то уже в конце 1970-х годов были направлены значительные усилия на развитие метода АЭ и внедрение его в производство. Практическая реализация средств и методик АЭ-мониторинга и диагностирования со- стояния корпусов реакторов АЭС подтвердили вы- сокую эффективность метода, хотя в начале их становления были различные утверждения по это- му поводу. 1. Prognostics and health management in nuclear power plants: a review of technologies and applications / J. B. Coble, P. Ramuhalli, L. J. Bond et al. / Report PNNL–21515. – Richland: Pacific Northwest National Laboratory, July 2012. – 124 p. 2. Dunegan H. L., Harris D. O., Tatro C. A. Fracture analysis by use of acoustic emission // Engineering Fracture Mechanics. – 1968. – 1. – P. 105–122. 3. Dunegan H., Harris D. Acoustic emission – a new nondestructive testing tool // Ultrasonics. –1969. – 7. – P. 160–166. 4. Harris D. O., Tetelman A. S., Darwish F. A. Detection of fiber cracking by acoustic emission // Acoustic Emission, ASTM STP 505. – Philadelphia, PA: American Society for Testing and Materials, 1972. – P. 238–249. 5. Bently P. G. A review of acoustic emission for pressurised water reactor applications // NDT International. – 1981. – 14. – P. 329–335. 6. Liptai R. G., Tatro C. A. Acoustic emission technique in nondestructive testing / preprint № UCRL-74549: submitted to the Proc. of the 7th Intern. conf. on Nondestructive Testing; Warsaw, May 28 – June 1, 1973. – Lawrence Livermore Laboratory of the University of California, 1973. – 10 p. 7. Acoustic emission test on a 25 mm thick mild steel pressure vessel with inserted defects / P. G. Bentley, D. G. Dawson, 10 ТЕХНИЧЕСКАЯ ДИАГНОСТИКА И НЕРАЗРУШАЮЩИЙ КОНТРОЛЬ, №4, 2014 D. J. Hanley, N. Kirby // Proс. of the 3rd сonf. on Periodic inspection of pressurized components, London, Sept. 20–22, 1976. – London: The Institution of Mechanical Engineers, 1976. – P. 113–124. 8. Watanabe T., Hashirizaki S., Arita H. A method of evaluating the harmfulness of flaws in structures using AE techniques // Proc. of the 4-th Acoustic Emission Symposium, Tokyo, Japan, Sept. 18–20, 1978. – Tokyo, 1978. – P. 5.59–5.69. 9. Watanabe T. Inspection of large pressure vessels by acoustic emission technique // Welding and Metal Fabrication. – 1975. – 43. – P. 525–527. 10. Watanabe T., Hashirizaki S., Arita H. Acoustic-emission inspection during water-pressure testing of pressure vessels // NDT International. – 1976. – 9. – P. 227–232. 11. Hutton P. H. Detecting acoustic emission in the presence of hydraulic noise // Non-Destructive Testing. – 1969. – 2. – P. 111–115. 12. Hutton P. H. Acoustic emission in metals as an NDT tool // Materials Evaluation. – 1968. – 26, № 7. – P. 125–129. 13. Hutton P. H. Acoustic emission applied outside of the laboratory // Acoustic Emission, ASTM STP 505. – Philadelphia: American Society for Testing and Materials, 1972. – P. 114–128. 14. Green A. T. Detection of incipient failures in pressure vessels by stress-wave emissions // Nuclear Safety. – 1969. – 10, №1. – Р. 4–18. 15. Use of acoustic emission for the detection of weld and stress corrosion cracking / C. E. Hartbower, W. G. Reuter, C. F. Morais, P. P. Crimmins // Acoustic Emission, ASTM STP505. – Philadelphia: American Society for Testing and Materials, 1972. – P. 187–221. 16. Harris D. O., Dunegan H. L. Acoustic emission – 5. Application of acoustic emission to industrial problems // Non-Destructive Testing. – 1974. – 7. – P. 137–144. 17. Engle R. B., Dunegan H. Acoustic emission: stress wave detection as a tool for nondestructive testing and material evaluation, Lawrence Livermore Laboratory Rept. № UCRL-71267 [submitted to 8th Symposium on Physics and Nondestructive Testing, Schiller Park, IL, Sept. 24–26, 1968]. – 28 p. 18. Dunegan H. L., Harris D. O., Tetelman A. S. Detection of fatigue crack growth by acoustic emission techniques // Materials Evaluation. – 1970. – 28, № 10. – P. 221–227. 19. Harris D. O., Dunegan H. L. Continuous monitoring of fatigue crack growth by acoustic emission techniques // Experimental Mechanics. – 1974. – 11. – P. 71–81. 20. Ying S. P., Hamlin D. R., Whiting A. R. Acoustic emission from welds, ceramic materials, and radiation effect of the emission from nuclear reactor steel // Proc. of the 9th Symposium on Non-destructive evaluation; Apr. 25–27, 1973, San Antonio, TX. – San Antonio, TX: ASNT and SWRI, 1973. – P. 217–223. 21. Ying S. P. Characteristics and mechanisms of acoustic emission from solids under applied stress // Critical Reviews in Solid State Science. – 1973. – 4. – P. 85–123. 22. Ying S. P., Grigory S. C. Acoustic emission from flawed heavy section steel plates // Materials Evaluation. – 1975. – 33. – P. 30–36. 23. Ying S. P. Effect of crack size on acoustic emission related to moving dislocations // J. of Applied Physics. – 1975. – 46, № 2882. – 7 p. 24. Ying S. P. The use of acoustic emission for assessing the integrity of a nuclear reactor pressure vessel // NDT International. – 1979. – 12. – P. 175–179. 25. Palmer I. G. The application of acoustic emission measurements to fracture mechanics // Materials Sci. and Engin. – 1973. – 11. – P. 181–184. 26. Palmer I. G. Acoustic emission measurements on reactor pressure vessel steel // Ibid. – 1973. – 11. – P. 227–236. 27. Palmer I. G. The relationship between acoustic emission and crack opening displacement measurements // Ibid. – 1974. – 14. – P. 3–6. 28. Lindley T. C., Palmer I. G., Richards C. E. Acoustic emission monitoring of fatigue crack growth // Ibid. – 1978. – 32. – P. 1–15. 29. Parry D. L. Nondestructive flaw detection by use of acoustic emissions // Technical Report IDO–17230, Atomic Energy Division of Phillips Petroleum Co., Idaho Falls, 1967. – 44 p. 30. Parry D. L. Incipient failure detection by acoustic emissions: A development and status report // Techn. Report № IN– 1398. – Idaho Falls: Idaho Nuclear Corp, 1970. – 111 p. 31. Parry D. L. Nondestructive flaw detection in nuclear power installations // Transactions of the American Nuclear Sociaty. – 1967. – 10. – P. 107–126. 32. Parry D. L., Robinson D. L. Incipient failure detection by acoustic emission. A development and status report. – Idaho Falls: Idaho Nuclear Corp., 1970. – 102 p. 33. Waite E. V., Parry D. L. Field evaluation of heavy-walled pressure vessels using acoustic emission analysis // Materials Evaluation. – 1971. – 29, № 6. – P. 117–124. 34. Pollock A. A. Stress-wave emission in ndt // Non-Destructive Testing. – 1969 – 2. – P. 178–182. 35. Pollock. A. A. Stress-wave emission – a new tool for industry // Ultrasonics. – 1968. – 6, № 2. – Р. 88–92. 36. Sinclair A. C., Connors D. C., Formby E. C. L. Acoustic emission analysis during fatigue crack growth in steel // Materials Sci. and Engin. – 1977. – 28. – P. 263–273. 37. Sinclair A. C. E., Formby C. L., Connors D. C. Acoustic emission from a defective C/Mn steel pressure vessel // Intern. Journal of Pressure Vessels and Piping. – 1975. – 3, № 3 – P. 153–174. 38. Fujimura T., Kamata Y., Nakanii T. Applicability of AE method to nuclear reactor vessel // Proc. of the Japan–U.S. joint symposium on Acoustic emission and its applications to structural safety; July 4–6, 1972, Tokyo / High Pressure Institute of Japan and Japan Society for Non Destructive Inspection. – Tokyo: Japan Industrial Planning Association, 1972. – P. 90–104. 39. Gopal R. On-line acoustic emission monitoring systems for nuclear power plants // Proc. of the Japan–U.S. joint symposium on Acoustic emission and its applications to structural safety; July 4–6, 1972, Tokyo / High Pressure Institute of Japan and Japan Society for Non Destructive Inspection. – Tokyo: Japan Industrial Planning Association, 1972. – P. 273–274. 40. Report on the integrity of reactor vessels for light water power reactors. The Advisory Committee on Reactor Safeguards // Nuclear Engineering and Design. – 1974. – 28. – P. 147–195. 41. Drouillard T. E. Acoustic emission – the first half century // Proc. of the 12th Intern. Acoustic emission symposium “Progress in Acoustic Emission”, Sapporo / The Japanese Society for NDE. – 1974, VII. – P. 27–38. 42. Frederick J. R. Acoustic emission as a technique for nondestructive testing // Materials Evaluation. – 1970. – 28, № 2. – P. 43–47. 43. Jolly W. D. The application of acoustic emission to in-process inspection of welds // Ibid. – 1970. – 28, № 6. – P. 135–139. 44. Vetrano J. B., Jolly W. D. In service acoustic emission monitoring of reactor pressure vessels // Ibid. – 1972. – 30, № 1. – P. 9–12. 45. Nichols R. W., Cowan A. The prevention of fracture initiation in reactor structural material // Nuclear Engineering and Design. – 1972. – 20. – P. 287–302. 46. Kelly M. P., Bell R. L. Detection and location of flaw growth in the EBOR nuclear reactor vessels // Report № DE 73–4. – Dunegan Corp, 1973. – 16 p. 47. Bell R. L., Kelly M. P., Dunegan H. L. Acoustic emission monitoring of proof tests simulated in-service nuclear pressure // Transactions of the American Nuclear Society. – 1973. – 16. – P. 85–86. 48. Romrell D. M. Acoustic emission weld monitoring of nuclear components // Weld Journal. – 1973. – 52, № 2. – P. 81–87. 49. Chretien N., Bernard P., Barrachin B. Inspection of steel pressure vessels by acoustic emission // Proc. of the 2nd Intern. сonf. on Pressure vesssel technology, 1–4 Oct. 1973, San Antonio, TX. – New York: American Soc. Mech. Eng, 1973. – P. 655–667. 11ТЕХНИЧЕСКАЯ ДИАГНОСТИКА И НЕРАЗРУШАЮЩИЙ КОНТРОЛЬ, №4, 2014 50. Bell R. L. A progress report on the use of acoustic emission to detect incipient failure in nuclear pressure vessels // Nuclear Safety. – 1974. – 15. – P. 554–571. 51. Bentley P. G., Dawson D. J., Parker J. A. Instrumentation for acoustiuc emission testing of steel pressure vessels // Proc. of the 2nd Acoustic emission symposium, Tokyo, September 2–4, 1974. – Tokyo: Japan Industrial Planning Association, 1974. – P. 3-1–3-29. 52. Ingham T., Stott A. L., Cowan A. Acoustic emission characteristics of steels part 1: Acoustic measurements from tensile tests // Intern. Journal of Pressure Vessels and Piping. – 1974. – 2. – P. 31–50. 53. Ingham T., Stott A. L., Cowan A. Acoustic emission characteristics of steels part 2: Acoustic measurements from fracture toughness tests // Ibid. – 1975. – 3. – P. 267–293. 54. Ingham T., Dawson D. G. Application of acoustic emission measurements on laboratory testpieces to large scale pressure vessel monitoring // Transactions of the 3rd Intern. conf. on Structural mechanics in reactor technology – SMiRT-3, 1–5 Sept. 1975 / Ed. by T.A. Jaeger; International Association on Structural Mechanics in Reactor Techologies and British Nuclear Energy Society. – London: North-Holland, 1975. – 3. – 14 p. 55. Graham L. J., Alers G. A. Acoustic emission in the frequency domain // Monitoring structural integrity by acoustic emission / Ed. by J. C. Spanner, J.W. McElroy. – ASTM STP 571. – Philadelphia, PA: American Society for Testing and Materials, 1975. – P. 11–39. 56. Gopal R. Acoustic monitoring systems to assure integrity of nuclear plants / R. Gopal // Monitoring structural integrity by acoustic emission / Ed. by J. C. Spanner, J.W. McElroy. – ASTM STP 571. – Philadelphia, PA: American Society for Testing and Materials, 1975. – P. 200–220. 57. Gopal R., Smith L. R., Rao G. V. Experience in acoustic monitoring of pressurized water reactor // Proc. of the 3rd conf. on Periodic inspection of pressurized components; Sept. 20–22, 1976; London. – London: The Institution of Mechanical Engineers, 1976. – P. 1–12. 58. Preliminary investigations of on-line AE monitoring system for nuclear power plant / N. Uesugi, K. Tatsuno, K. Uchida, T. Miyazawa // Proc. of the 3rd Acoustic emission symposium. – Tokyo: Japan Industrial Planning Association, 1976. – P. 167–181. 59. Hatano H., Ono K. Acoustic emission during fracture- toughness tests of a nuclear pressure vessel steel and its weldments // Proc. of the 3rd Acoustic emission symposium. – Tokyo: Japan Industrial Planning Association, 1976. – P. 475–491. 60. Clark G., Knott J. F. Acoustic emission and ductile crack growth in pressure-vessel steels // Metal Science. – 1977. – 11. – P. 531–536. 61. Crawford A. H. Non-destructive testing of nuclear power reactor components // Non-Destructive Testing. – 1970. – 3. – P. 217–219. 62. Conference reports: Acoustic emission meeting, London, 14 March // Non-Destructive Testing. – 1972 – 5. – P. 177–178. 63. Kelly M. P., Schlamp R. J. Detecting structural degradation by acoustic emission // Proc. of the 25th meeting of the Mechanical Failures Prevention Group, November 3–5, 1976, Gaithersburg / Ed. by T. R. Shives, W. A. Willard. – SP 487. – Gaithersburg: NBS, 1977. – P. 210–238. 64. Ando Y. Research on structural integrity of pressure boundary in light water reactor designs // Nuclear Engineering and Design. – 1978. – 48. – P. 135–147. 65. Acoustic emission analysis of SUS 304 from fatigue crack under cyclic loading / T. Nagata, Y. Sakakibara, Y. Mori, T. Kishi // Proc. of the 4th Intern. Acoustic emission symposium / Japanese Society for Non Destructive Evaluation. – Tokyo, 1978. – P. 3-45–3-59. 66. Acoustic emission analysis for evaluation of critical faults in welded structures of an austenitic nuclear pressure vessel steel / T. Fiuscher, K. Seifert, H. D. Kunze, K. Wolitz // Proc. of the 4th Intern. Acoustic emission symposium / Japanese Society for Non Destructive Evaluation. – Tokyo, 1978. – P. 4-22–4-32. 67. Jolly W. D. Investigation of flaw and thermal shock in heavy section steel structures with acoustic emission // Proc. of the 4th Intern. Acoustic emission symposium / Japanese Society for Non Destructive Evaluation. – Tokyo, 1978. – P. 4-46–4- 53. 68. Rao G. V., Gopal R. Flaw growth characterization studies of irradiated pressure vessel steel by acoustic monitoring technique // Transactions of the American Nuclear Society. – 1980. – 34. – P. 188–189. 69. Iwasaki H. Acoustic emission and fracture patterns of SUS– 304 and A533B materials // Proc. of the 5th Intern. Acoustic emission symposium / Japanese Society for Non Destructive Evaluation. – Tokyo, 1980. – P. 209–220. 70. Acoustic emission characteristics of type 304 stainless steel during fatigue crack propagation / Y. Mori, Y. Sahakibara, T. Nagata et al. // Proc. of the 5th Intern. Acoustic emission symposium / Japanese Society for Non Destructive Evaluation. – Tokyo, 1980. – P. 465–474. 71. Баранов В. М., Молодцов К. И. Акустико-эмиссионные приборы ядерной энергетики. – М.: Атомиздат, 1980. – 142 с. 72. Акустическая эмиссия и ее применение для неразруша- ющего контроля в ядерной энергетике / В. И. Артюхов, К. Б. Вакар, В. И. Макаров и др. // Под ред. К. Б. Вакара. – М.: Атомиздат. – 1980. – 216 с. First acoustic-emission (AE) measuring systems of production type were developed and correlations between parameters of AE signals and fracture propagation indices were established in the second half of the XXth century. This is exactly what aroused the interest of developers of nuclear power engineering technologies and operators in this new method, which later on will become an effective addition to the currently available technologies of nondestructive testing (NDT) for detection and monitoring of defects in nuclear reactor bodies. As extremely high requirements of quality and integrity are made of such facilities, considerable efforts were aimed at development of AE method and its introduction into industry already at the end of 1970ties. Practical implementation of the methods and procedures of AE monitoring and diagnostics of the condition of NPP reactor bodies confirmed the high effectiveness of the method, although at the beginning of their introduction into industry different opinions were expressed on this subject. K e y w o r d s : acoustic emission, fracture propagation indices, nuclear power engineering technologies Надійшла до редакціі 10.07.2014
id nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-103596
institution Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
issn 0235-3474
language Ukrainian
last_indexed 2025-12-07T18:02:17Z
publishDate 2014
publisher Інститут електрозварювання ім. Є.О. Патона НАН України
record_format dspace
spelling Неклюдов, І.М.
Назарчук, З.Т.
Скальський, В.Р.
Добровольська, Л.Н.
2016-06-20T17:30:47Z
2016-06-20T17:30:47Z
2014
Застосування методу акустичної емісії для діагностування корпусів ядерних реакторів (огляд). Повідомлення ІІ. Метод акустичної емісії в діагностуванні корпусів реакторів АЕС. Частина 1 / І.М. Неклюдов, З.Т. Назарчук, В.Р. Скальський, Л.Н. Добровольська // Техническая диагностика и неразрушающий контроль. — 2014. — № 4. — С. 3-11. — Бібліогр.: 72 назв. — укр.
0235-3474
https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/103596
621.14.18
Перші акустико-емісійні (АЕ) вимірювальні системи виробничого зразка та встановлені кореляції між параметрами сигналів АЕ та показниками розвитку руйнування були створені у другій половині XX сторіччя. Саме це й стало підставою зацікавлення розробників атомних енергетичних технологій та експлуатаційників цим новим методом, який згодом стане ефективним доповненням до існуючих технологій неруйнівного контролю (НК) для виявлення та моніторингу дефектів корпусів ядерних реакторів. Оскільки до таких об’єктів поставлено винятково високі вимоги якості та цілісності, то вже в кінці 1970-х років було спрямовано значні зусилля на розвиток методу АЕ і запровадження його у виробництво. Практична реалізація засобів і методик АЕ-моніторингу та діагностування стану корпусів реакторів АЕС підтвердила високу ефективність методу, хоча на початках їх становлення були різні твердження щодо цього.
Первые акустико-эмиссионные (АЭ) измерительные системы производственного образца и установленные корреляции между параметрами сигналов АЭ и показателями развития разрушения были созданы во второй половине XX века. Именно это и стало основанием заинтересованности разработчиков атомных энергетических технологий и эксплуатационников этим новым методом, который впоследствии станет эффективным дополнением к существующим технологиям неразрушающего контроля для выявления и мониторинга дефектов корпусов ядерных реакторов. Поскольку к таким объектам предъявлены исключительно высокие требования к качеству и целостности, то уже в конце 1970-х годов были направлены значительные усилия на развитие метода АЭ и внедрение его в производство. Практическая реализация средств и методик АЭ-мониторинга и диагностирования состояния корпусов реакторов АЭС подтвердили высокую эффективность метода, хотя в начале их становления были различные утверждения по этому поводу.
First acoustic-emission (AE) measuring systems of production type were developed and correlations between parameters of AE signals and fracture propagation indices were established in the second half of the XXth century. This is exactly what aroused the interest of developers of nuclear power engineering technologies and operators in this new method, which later on will become an effective addition to the currently available technologies of nondestructive testing (NDT) for detection and monitoring of defects in nuclear reactor bodies. As extremely high requirements of quality and integrity are made of such facilities, considerable efforts were aimed at development of AE method and its introduction into industry already at the end of 1970ties. Practical implementation of the methods and procedures of AE monitoring and diagnostics of the condition of NPP reactor bodies confirmed the high effectiveness of the method, although at the beginning of their introduction into industry different opinions were expressed on this subject.
uk
Інститут електрозварювання ім. Є.О. Патона НАН України
Техническая диагностика и неразрушающий контроль
Научно-технический раздел
Застосування методу акустичної емісії для діагностування корпусів ядерних реакторів (огляд). Повідомлення ІІ. Метод акустичної емісії в діагностуванні корпусів реакторів АЕС. Частина 1
Application of acoustic emission method for diagnostics of nuclear reactor bodies (review). Information II. Method of acoustic emission in diagnostics of NPP reactors. Part 1
Article
published earlier
spellingShingle Застосування методу акустичної емісії для діагностування корпусів ядерних реакторів (огляд). Повідомлення ІІ. Метод акустичної емісії в діагностуванні корпусів реакторів АЕС. Частина 1
Неклюдов, І.М.
Назарчук, З.Т.
Скальський, В.Р.
Добровольська, Л.Н.
Научно-технический раздел
title Застосування методу акустичної емісії для діагностування корпусів ядерних реакторів (огляд). Повідомлення ІІ. Метод акустичної емісії в діагностуванні корпусів реакторів АЕС. Частина 1
title_alt Application of acoustic emission method for diagnostics of nuclear reactor bodies (review). Information II. Method of acoustic emission in diagnostics of NPP reactors. Part 1
title_full Застосування методу акустичної емісії для діагностування корпусів ядерних реакторів (огляд). Повідомлення ІІ. Метод акустичної емісії в діагностуванні корпусів реакторів АЕС. Частина 1
title_fullStr Застосування методу акустичної емісії для діагностування корпусів ядерних реакторів (огляд). Повідомлення ІІ. Метод акустичної емісії в діагностуванні корпусів реакторів АЕС. Частина 1
title_full_unstemmed Застосування методу акустичної емісії для діагностування корпусів ядерних реакторів (огляд). Повідомлення ІІ. Метод акустичної емісії в діагностуванні корпусів реакторів АЕС. Частина 1
title_short Застосування методу акустичної емісії для діагностування корпусів ядерних реакторів (огляд). Повідомлення ІІ. Метод акустичної емісії в діагностуванні корпусів реакторів АЕС. Частина 1
title_sort застосування методу акустичної емісії для діагностування корпусів ядерних реакторів (огляд). повідомлення іі. метод акустичної емісії в діагностуванні корпусів реакторів аес. частина 1
topic Научно-технический раздел
topic_facet Научно-технический раздел
url https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/103596
work_keys_str_mv AT neklûdovím zastosuvannâmetoduakustičnoíemísíídlâdíagnostuvannâkorpusívâdernihreaktorívoglâdpovídomlennâíímetodakustičnoíemísíívdíagnostuvanníkorpusívreaktorívaesčastina1
AT nazarčukzt zastosuvannâmetoduakustičnoíemísíídlâdíagnostuvannâkorpusívâdernihreaktorívoglâdpovídomlennâíímetodakustičnoíemísíívdíagnostuvanníkorpusívreaktorívaesčastina1
AT skalʹsʹkiivr zastosuvannâmetoduakustičnoíemísíídlâdíagnostuvannâkorpusívâdernihreaktorívoglâdpovídomlennâíímetodakustičnoíemísíívdíagnostuvanníkorpusívreaktorívaesčastina1
AT dobrovolʹsʹkaln zastosuvannâmetoduakustičnoíemísíídlâdíagnostuvannâkorpusívâdernihreaktorívoglâdpovídomlennâíímetodakustičnoíemísíívdíagnostuvanníkorpusívreaktorívaesčastina1
AT neklûdovím applicationofacousticemissionmethodfordiagnosticsofnuclearreactorbodiesreviewinformationiimethodofacousticemissionindiagnosticsofnppreactorspart1
AT nazarčukzt applicationofacousticemissionmethodfordiagnosticsofnuclearreactorbodiesreviewinformationiimethodofacousticemissionindiagnosticsofnppreactorspart1
AT skalʹsʹkiivr applicationofacousticemissionmethodfordiagnosticsofnuclearreactorbodiesreviewinformationiimethodofacousticemissionindiagnosticsofnppreactorspart1
AT dobrovolʹsʹkaln applicationofacousticemissionmethodfordiagnosticsofnuclearreactorbodiesreviewinformationiimethodofacousticemissionindiagnosticsofnppreactorspart1

Схожі ресурси