Стенд «Корпус» реактора РБТ-6. Условия облучения. Использование. Результаты
Представлены результаты совершенствования ампул стенда «Корпус», экспериментального и расчетного определения условий облучения материалов корпусов типа ВВЭР, использования стенда в российских и международных контрактах. Технология формирования условий облучения в стенде «Корпус» позволяет моделирова...
Saved in:
| Published in: | Вопросы атомной науки и техники |
|---|---|
| Date: | 2007 |
| Main Authors: | , , , , , |
| Format: | Article |
| Language: | Russian |
| Published: |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
2007
|
| Subjects: | |
| Online Access: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/110655 |
| Tags: |
Add Tag
No Tags, Be the first to tag this record!
|
| Journal Title: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Cite this: | Стенд «Корпус» реактора РБТ-6. Условия облучения. Использование. Результаты/ В.Н. Голованов, В.М. Раецкий, В.В. Личадеев, А.Л. Петелин, В.В. Пименов, Н.В. Яшина // Вопросы атомной науки и техники. — 2007. — № 2. — С. 107-112. — Бібліогр.: 11 назв. — рос. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1859636726923788288 |
|---|---|
| author | Голованов, В.Н. Раецкий, В.М. Личадеев, В.В. Петелин, А.Л. Пименов, В.В. Яшина, Н.В. |
| author_facet | Голованов, В.Н. Раецкий, В.М. Личадеев, В.В. Петелин, А.Л. Пименов, В.В. Яшина, Н.В. |
| citation_txt | Стенд «Корпус» реактора РБТ-6. Условия облучения. Использование. Результаты/ В.Н. Голованов, В.М. Раецкий, В.В. Личадеев, А.Л. Петелин, В.В. Пименов, Н.В. Яшина // Вопросы атомной науки и техники. — 2007. — № 2. — С. 107-112. — Бібліогр.: 11 назв. — рос. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Вопросы атомной науки и техники |
| description | Представлены результаты совершенствования ампул стенда «Корпус», экспериментального и расчетного определения условий облучения материалов корпусов типа ВВЭР, использования стенда в российских и международных контрактах. Технология формирования условий облучения в стенде «Корпус» позволяет моделировать технологию формирования условий облучения образцов-свидетелей, металла корпусов ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и ВВЭР-1500. Число и соотношение толщин слоев позволяет создать широкий спектр условий облучения материалов для фундаментальных исследований. Другими отличительными характеристиками условий облучения в ампулах стенда являются: возможность определения радиационного охрупчивания на толщине блока образцов, равной толщине корпуса реактора; представительные количества образцов; поддержание заданной температуры облучения блока образцов в интервале ±150С и каждого образца – в интервале ±50С. С использованием стенда выполнено два международных (EDF, Франция и МАГАТЭ – NRI, Республика Чехия) и два российских проекта, поддержанных Федеральным агентством по атомной энергии и Министерством науки и высшего образования.
Представлено результати вдосконалювання ампул стенда «Корпус», експериментального й розрахункового визначення умов опромінення матеріалів корпусів типу ВВЕР, використання стенда в російських і міжнародних контрактах. Технологія формування умов опромінення в стенді КОРПУС дозволяє моделювати технологію формування умов опромінення зразків-свідків, металу корпусів ВВЕР-440, ВВЕР-1000 і ВВЕР-1500. Число й співвідношення товщин шарів дозволяє створити широкий спектр умов опромінення матеріалів для фундаментальних досліджень. Іншими відмітними характеристиками умов опромінення в ампулах стенда є: можливість визначення радіаційного окрихчування на товщині блоку зразків, рівній товщині корпуса реактора; представницькі кількості зразків; підтримка заданої температури опромінення блоку зразків в інтервалі ±150С и кожного зразка - в інтервалі ±50С. З використанням стенда виконано два міжнародних (EDF, Франція й МАГАТЕ - NRІ, Республіка Чехія) і два російських проекти, підтриманих Федеральним агентством по атомній енергії й Міністерством науки й вищого утворення.
The paper describes the results of upgrading the KORPUS facility capsules, experimental and calculated determination of the irradiation conditions of the VVER type vessel materials, the use of the testing facility into the Russian and international contracts. The opportunity to form irradiation conditions in KORPUS makes it possible to simulate the irradiation conditions of the witness-samples, metal of the VVER-440, VVER-1000 and VVER-1500 vessels. The number and proportion of the layer thicknesses make it possible to create a wide spectrum of material irradiation conditions for fundamental research. The other distinctive features of the irradiation conditions in the facility capsules are: determination of radiation embrittlement in the thickness of the samples set that is equal to the thickness of the reactor vessel; representative sample quantities; maintenance of the given irradiation temperature for a set of samples in the range of ±150С and for each sample in the range of ±50С. The testing facility was involved in two international (EDF, France and IAEA – NRI, Czechia) and two Russian projects supported by the Federal Agency on Atomic Energy and the Ministry of Science and High Education.
|
| first_indexed | 2025-12-07T13:16:20Z |
| format | Article |
| fulltext |
УДК 621.039.53
СТЕНД «КОРПУС» РЕАКТОРА РБТ-6.
УСЛОВИЯ ОБЛУЧЕНИЯ. ИСПОЛЬЗОВАНИЕ. РЕЗУЛЬТАТЫ
В.Н. Голованов, В.М. Раецкий, В.В. Личадеев, А.Л. Петелин, В.В. Пименов,
Н.В. Яшина
ФГУП ГНЦ РФ НИИАР, г. Димитровград, Россия;
Е-mail: adm@niiar.ru
Представлены результаты совершенствования ампул стенда «Корпус», экспериментального и расчетного
определения условий облучения материалов корпусов типа ВВЭР, использования стенда в российских и
международных контрактах. Технология формирования условий облучения в стенде «Корпус» позволяет
моделировать технологию формирования условий облучения образцов-свидетелей, металла корпусов ВВЭР-
440, ВВЭР-1000 и ВВЭР-1500. Число и соотношение толщин слоев позволяет создать широкий спектр усло-
вий облучения материалов для фундаментальных исследований. Другими отличительными характеристика-
ми условий облучения в ампулах стенда являются: возможность определения радиационного охрупчивания
на толщине блока образцов, равной толщине корпуса реактора; представительные количества образцов; под-
держание заданной температуры облучения блока образцов в интервале ±150С и каждого образца – в интер-
вале ±50С. С использованием стенда выполнено два международных (EDF, Франция и МАГАТЭ – NRI, Рес-
публика Чехия) и два российских проекта, поддержанных Федеральным агентством по атомной энергии и
Министерством науки и высшего образования.
Стенд «Корпус» для облучения образцов корпус-
ных материалов реакторов ВВЭР размещается в от-
ражателе реактора РБТ-6 со стороны грани активной
зоны, свободной от органов СУЗ (рис. 1).
13
12
11
12
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10
Рис. 1. Стенд «Корпус»
Часть стенда, устанавливаемая рядом с активной
зоной (1), представляет собой жесткую металличе-
скую выгородку (2) с разъемной опорной плитой (5).
Толщина стенки выгородки равна 3 мм. Внутрь вы-
городки на опорную плиту устанавливают ампулы
различной конструкции (7, 9). Ампулы в попереч-
ном сечении имеют одинаковую ширину 110 мм и
содержат образцы исследуемых материалов (4). В
основной компоновке они устанавливаются рядами
параллельно грани активной зоны по 6 штук в каж-
дом с шагом 112 мм. Ампулы новой конструкции
располагаются в 1 – 2 или 2 – 3 рядах стенда. Для
уменьшения радиационного энерговыделения в об-
разцах в выгородке расположен экран (3) из свинца
толщиной 12 мм, очехлованного нержавеющей ста-
лью толщиной 2 мм. Между экраном и массивом ам-
пул, а также между рядами ампул могут быть созда-
ны водяные зазоры различной толщины для модели-
рования условий облучения корпусов ВВЭР. Зазоры
создаются путем перемещения опорных плит по
направляющим (6). Для подачи напряжения на на-
греватели ампул и для вывода сигналов термопар
используются коммуникационные выводы (8, 10). В
бетонной перегородке (11) на передвижной плат-
форме (13) установлен блок имитации закорпусного
пространства (12).
Схема расположения ампул в стенде «Корпус»
CORE
Capsule Capsule Capsule Capsule
Capsule Capsule
CZR - 2 CZR - 1
Imitator Capsule Capsule Imitator
Imitator Imitator Capsule Capsule Imitator Imitator
__________________________________________________________________________________
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2007. № 2.
Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (90), с. 107-112.
107
mailto:adm@niiar.ru
Условия облучения образцов приведены в табли-
це. Плотность потока нейтронов в рабочих объёмах
центральных ампул стенда «Корпус» в основной
компоновке стенда определялась по активации мо-
ниторов флюенса в измерительных каналах ампул и
в блоках образцов. Жирным шрифтом выделены ре-
зультаты, полученные по измерению мониторов, об-
лучавшихся в блоках образцов в течение полного
цикла облучения.
Технология формирования условий облучения в
стенде «Корпус» позволяет моделировать техноло-
гию формирования условий облучения образцов-
свидетелей, металла корпусов ВВЭР-440, ВВЭР-
1000 и ВВЭР-1500. Число и соотношение толщин
слоев позволяет создать широкий спектр условий
облучения материалов для прикладных и фундамен-
тальных исследований.
Плотность потока нейтронов в центре блока из стальных образцов
и пластин при облучении в ячейках 14, 24, 34 стенда «Корпус»
Ряд стен-
да,
ячейка
Плотность потока нейтронов,
1017см-2сут-1 / 1012см-2с-1, с энергией Е, МэВ
Е>3,0 Е>1,0 Е>0,5 Е>0,1
Период,
годы
1, 14 0,38 / 0,44
0,44 / 0,51
0,49 / 0,56
2,3 / 2,7
2,6 / 3,1
2,9 / 3,4
4,0 / 4,6
4,7 / 5,5
–
–
8,1 / 9,4
–
1997г.
2000г.
1995–2003гг.
2, 24 0,042 / 0,049
0,040 / 0,046
0,044 / 0,051
0,38 / 0,44,
0,34 / 0,39
0,46 / 0,53
0,97 / 1,12
0,72 / 0,83
–
–
1,5 / 1,73
–
1997г.
2000г.
1995–2003гг.
3, 34 0,0016/0,0019
0,0018/0,0021
0,0022/0,0025
–
0,014/0,016
0,016/0,019
–
0,032/0,037
–
–
0,069/0,080
–
1997г.
2000г.
1995–2003гг.
Нейтронно-физическое сопровождение облучае-
мых образцов включает оперативную активацию
мониторов в измерительном канале ампулы и акти-
вацию мониторов в блоке образцов в течение всего
облучения (рис. 2).
0
0,2
0,4
0,6
0,8
1
0 5 10 15 20
Расстояние от внутренней поверхности, см
П
ло
тн
ос
ть
п
от
ок
а
не
йт
ро
но
в,
о
тн
.
ед
.
2
3
1
4
а
0,0
0,2
0,4
0,6
0,8
1,0
1,2
1,4
1,6
1,8
0 5 10 15 20
Расстояние от внутренней поверхности, см
О
тн
ош
ен
ие
n
E
/g
, о
тн
. е
д.
2
3
1
б
Рис. 2. Изменение плотности потока нейтронов (а) и
отношения плотности потока нейтронов к радиаци-
онному выделению (б); нейтронов с энергией:
1 – 0,1<Е<0,5 МэВ; 2 – Е>0,5 МэВ; 3 – Е>3,0 МэВ;
4 – радиационное энерговыделение (а); нейтронов с
энергией: 1 – Е>0,5 МэВ; 2 – Е>1,0 МэВ;
3 – Е>3,0 МэВ [11](б)
Оперативная активация мониторов необходима
для уточнения времени облучения образцов (с уче-
том изменения условий в результате перегрузок ак-
тивной зоны) до поворотов и перегрузок ампул, сум-
марного времени облучения в каждой ориентации
на активную зону реактора, для оценки общего вре-
мени облучения (рис. 3). Гарантируется выполнение
условий контракта по флюенсу нейтронов.
-3,5
-2,5
-1,5
-0,5
0,5
1,5
0 10 20 30 40
Удаление от 1-го слоя, см
Л
ог
ар
иф
м
п
ло
тн
ос
ти
п
от
ок
а
0,1
0,5
1,0
3,0
q
Рис. 3. Изменение плотности потока нейтронов
(логарифм Ф⋅10-12см2с) с энергией <0.1, 0,5, 1,0, 3,0
МэВ и радиационного энерговыделения q (логарифм
q⋅г/Вт) в рабочих объемах ампул первого, второго и
третьего рядов при прохождении нейтронов через
слои стали и воды стенда «Корпус». Точки – ре-
зультаты расчетных исследований [11]; линии
сплошные – интерполирование; пунктирные – моде-
лирование экранирования корпуса образцами-свиде-
телями
Отличительными характеристиками условий об-
лучения в ампулах стенда являются: возможность
определения радиационного охрупчивания на тол-
щине блока образцов, равной толщине корпуса реак-
тора; представительные количества образцов; под-
держание заданной температуры облучения блока
П
ло
тн
ос
ть
п
от
ок
а
не
йт
ро
но
в,
о
тн
.е
д.
образцов в интервале ±15 0С и каждого образца в
интервале ±5 0С. В ампулах квадратного сечения об-
лучается набор образцов толщиной 60…70 мм. Од-
новременно могут быть облучены 5-7 первых слоев
металла обечайки, включая слои, из которых основ-
ной металл отбирается для аттестационных исследо-
ваний. В ампулах новой конструкции (рис. 4) прямо-
угольного сечения 110×230 мм облучается набор об-
разцов толщиной до 200 мм.
Рис. 4. Схема размещения образцов в ампуле новой
конструкции для моделирования радиационного по-
вреждения основного металла и металла сварного
шва на полной толщине корпуса реактора типа
ВВЭР
С использованием стенда выполнено два россий-
ских проекта, поддержанных Федеральным агент-
ством по атомной энергии и Министерством науки и
высшего образования. Определено радиационное
охрупчивание основного штатного металла на пол-
ной толщине металла обечайки 190 мм (рис. 5) и
штатного металла сварного шва на толщине 70 мм
части обечайки, прилегающей к ее внутренней по-
верхности (рис. 6); ослабление радиационного
охрупчивания штатного металла на свидетельствую-
щие о возможности обоснования дальнейшей экс-
плуатации корпусов ВВЭР-1000.
Выполнено три международных проекта.
Финляндия – Россия. Проведено облучение с
промежуточными отжигами, имитирующее режим
эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440.
Франция (EDF) – Россия (НИИАР). Проведе-
но сравнение российских и французских норма-
тивных требований по обоснованию радиационно-
го ресурса металла корпусов реакторов (рис. 7).
Сравнение российских и французских норма-
тивных кодов, регламентирующих определение
свойств материалов корпусов реакторов с водой
под давлением, проведено на штатном основном
металле (ОС) и штатном металле сварного шва
(СШ) корпуса ВВЭР-1000.
-80
-60
-40
-20
0
20
40
60
0 2 4 6 8 10 12
Флюенс нейтронов, F, 1019см -2
30лет 40лет 60лет
1
2
3
4
Тк,0С
а
-80
-60
-40
-20
0
20
40
0,0 0,5 1,0 1,5 2,0 2,5
Флюенс нейтронов, F, 1019см-2
Те
м
пе
ра
ту
ра
х
ру
пк
ос
ти
, Т к
,0 С
б
Рис. 5. Сопоставление ресурса основного металла для
конкретного корпуса ВВЭР-1000 с проектным ресур-
сом: указаны (1-4) составляющие «отложенного ре-
сурса», превышающего по времени эксплуатации 20-
40 лет (а); изменение критической температуры
хрупкости основного металла корпуса ВВЭР-1000,
сталь 15Х2НМФА, в результате облучения в стенде
«Корпус» (кружки) и образцов-свидетелей украинских
АЭС [7] (треугольники); линии: верхняя – гарантиро-
ванные значения по нормативному соотношению;
нижняя – по соотношению, описывающему значения
Тк при n-кратном повторении или совпадении повре-
ждающих событий (б)
0
10
20
30
40
50
60
70
80
0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100
Время эксплуатации, годы
И
зм
ен
ен
и
е
Т
к,
0 С
Kh1, 1,88% Z3, 1,57%
R3, 1,59% SU3, 1,72%
SU1 К4, 1,50%
Нормы КОРПУС
модель(n,g) F, >3,0
Корпус 1 Предел
1
2 3
Рис. 6. Сравнение изменения критической температу-
ры хрупкости штатного металла сварного шва (точ-
ки) по образцам, облученным в стенде «Корпус», и по
образцам-свидетелям украинских и других АЭС. Ли-
нии – интерполирование результатов в рамках мате-
риаловедческих моделей. Указаны составляющие
«отложенного ресурса»
-80
-60
-40
-20
0
20
40
60
80
100
0 1 2 3 4 5 6 7 8
Флюенс нейтронов, 1019см-2
Кр
ит
ич
ес
ка
я
те
мп
ер
ат
ур
а х
ру
пк
ос
ти
,
0 С
Рис. 7. Сравнение российских и французских норма-
тивных кодов: изменение критической температу-
ры хрупкости штатного металла: основного (Ο по
RCCM, ∆ по ГОСТ), зоны термического влияния (∆,
точки заштрихованы) и сварного шва (Ο по RCCM,
∆ по ГОСТ, точки залиты) в результате облучения.
Линии – гарантированные значения: верхняя – для
металла сварного шва, нижняя – для основного ме-
талла. Указаны погрешности определения флюенса
нейтронов 5, 10, 15%
Образцы Шарпи для испытаний на ударный
изгиб были изготовлены в соответствии с требова-
ниями российских и французских нормативных до-
кументов и отличались ориентацией продольной оси
и различным расстоянием от места вырезки образ-
цов до внутренней поверхности обечайки. Были
изготовлены также образцы из металла зоны терми-
ческого влияния (ЗТВ) по требованиям российских
нормативных документов.
МАГАТЭ – Республика Чехия (NRI) – Россия
(НИИАР). На ампуле новой конструкции проведено
моделирование радиационного охрупчивания основ-
ного металла и металла сварного шва реактора
ВВЭР-1000, а также эталонного металла JRQ в усло-
виях изменения плотности потока и энергетического
спектра нейтронов и гамма-излучения на полной
толщине стенки корпуса реактора ВВЭР-1000 (рис.
8).
8
8
-60
-50
-40
-30
-20
-10
0
0 5 10 15 20
Номер слоя
Т
ем
пе
ра
ту
ра
Т
кF
,
0 С
1 2
3 4
5 6
7 8
Рис. 8. Уменьшение критической температуры хруп-
кости основного металла, сталь 15Х2НМФА, при
удалении слоя от активной зоны; точки – экспери-
ментальные значения: 1 и 2 – для слоев массивов А(1-
11) и А(5,7); 3 – для первой, второй, третьей, чет-
вертой четвертей толщины обечайки, выбор пара-
метров А, В, Т0, С; линии: 4, 5 и 6 – линейное интер-
полирование значений ТкF массивов (А(1-11) +
А(5,7)), А(1-11) и А(5,7); 7 – изменения ТкF при введе-
нии предположений; 8 – интерполирование по (3.3)
Проведены сличительные эксперименты по опре-
делению условий облучения в стенде и по испыта-
нию облученных образцов Шарпи на ударный
изгиб. Получен большой объем облученных образ-
цов корпусных материалов (различных исходных
состояний) для дальнейших верификационных при-
кладных исследований и заключений.
В настоящее время выполняется международный
проект, приостановлено выполнение двух россий-
ских проектов из-за прекращения финансирования,
рассматриваются планы по двум российским проек-
там.
ВВЭР-1500
На стенде может быть организовано опережаю-
щее сопровождение эксплуатации корпуса ВВЭР-
1500 (ВВЭР-1800). Состояния металла, соответству-
ющие первому, второму и третьему обследованиям
реакторной установки после 8, 16 и 24 лет эксплуа-
тации, могут быть получены в течение 1,5; 3 и 5 лет
облучения образцов.
В компоновке с расположением ампулы новой
конструкции в первом – втором ряду и штатной ам-
пулы в третьем ряду стенда «Корпус» на первом
слое образцов в ампуле третьего ряда опережение по
плотности потока нейтронов с энергией Е>0,5 МэВ
равно 6:1. Скорость набора флюенса нейтронов 1,5⋅
1018см-2/год.
ВВЭР-1000
Если предпочтение будет отдано экспериментам
по проектам ВВЭР-1000 и ВВЭР-640, может быть
создана новая компоновка стенда. В новой компо-
новке вследствие увеличения водяного зазора между
ампулами первого и второго рядов на образцах пер-
вого слоя в ампуле второго ряда может быть создано
опережение по скорости набора флюенса равное 6:1.
Скорость набора флюенса ∼9⋅1018 см-2/год. В течение
6-7 лет может быть набран проектный флюенс ней-
тронов (Е>0,5 МэВ).
При удалении от активной зоны и увеличении
ширины водяного зазора плотность потока Ф0,1 (ча-
сто используемая при описании изменения свойств
конструкционных материалов в результате облуче-
ния) уменьшается, радиационное энерговыделение q
уменьшается медленнее (cм. рис. 2,а), отношение
Ф0,1/q имеет максимум (см. рис. 2,б). Стенд может
быть использован при подготовке специалистов для
атомной энергетики, например для выполнения ди-
пломных проектов, решающих частные задачи по
подтверждению ресурса корпусов реакторов ВВЭР-
1000 и ВВЭР-1500 (ВВЭР-1800), по оптимизации
условий эксплуатации корпусов этих реакторов.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Результаты исследований и разработок 1999-
2004 гг. показывают, что стенд «Корпус» и материа-
ловедческий комплекс ФГУП ГНЦ РФ НИИАР мо-
гут быть полезны в решении следующих вопросов
безопасной и эффективной эксплуатации действую-
щих реакторов ВВЭР-1000 и реакторов нового поко-
ления:
− обоснование продления эксплуатации корпусов
реакторов ВВЭР-1000;
− опережающее сопровождение эксплуатации го-
ловного реактора ВВЭР-1500;
− определение предельного ресурса металла кор-
пусов ВВЭР-640, ВВЭР-1000, ВВЭР-1500;
− уточнение закономерностей изменения свойств
корпусных материалов при изменении плотности
потока и энергетического спектра реакторных
излучений;
− обобщение опыта построения прогнозов по ре-
сурсу корпусов ВВЭР-1000 и уточнению норма-
тивных требований.
Испытания и исследования, выполненные по раз-
делу «Корпусные материалы» Программы «Реактор-
ное материаловедение» в 1995–2005 гг. с использо-
ванием стенда «Корпус», показали, что эксперимен-
тальные возможности стенда соответствуют совре-
менным задачам реакторного материаловедения по
программе корпусов ВВЭР.
ЛИТЕРАТУРА
1. В.А. Цыканов, В.М. Раецкий, В.Н. Голованов
и др. Моделирование радиационного охрупчи-
вания металла корпуса реактора ВВЭР-1000
на стенде КОРПУС реактора РБТ-6 //Сб. докл.
XII Ежегодной конф. Ядерного общества
России «Исследовательские реакторы: наука
и высокие технологии», 25-29 июня 2001 г.
Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР. 2002, т. 3,
ч. 2, с. 167–187.
2. В.Н. Голованов, В.М. Раецкий, Д.В. Козлов,
В.А. Красноселов, В.В. Личадеев, В.В.
Пименов, В.И. Прохоров. Использование
стенда КОРПУС в работах по определению
остаточного ресурса и обоснованию возмож-
ности продолжения эксплуатации сверх уста-
новленного срока корпуса ВВЭР // Междуна-
родная конференция (МНТК-2002) «Безопас-
ность, экономика и эффективность атомной
энергетики», г. Москва, Росэнергоатом, 18-
19 апреля 2002 г.
3. В.Н. Голованов, В.М. Раецкий, Д.В. Козлов и
др. Использование стенда «Корпус» в работах
по определению остаточного ресурса и обос-
нованию возможности продолжения эксплуа-
тации сверх установленного срока корпуса
ВВЭР-1000 //Proceedings of the 17-th interna-
tional conference on material issues in design,
manufacturing and operation of nuclear power
plants equipment, 17-21 June 2002, St. Peters-
burg: CRISM “Prometey”. 2002, v. 1,
p. 197–216.
4. V.N. Golovanov, V.M. Raetsky, D.V. Koslov et
al. The KORPUS facility in determination of
residual life and validation of possible prolonga-
tion of the VVER-1000 vessel operation beyond
the designed service life //International Sympo-
sium on Nuclear Power Plant Life Management,
Budapest, Hungary, 4-8 November 2002. Book
of Extended Synopses, IAEA-CN-92, p. 167–
168.
5. В.Н. Голованов, В.М. Раецкий, Д.В. Козлов и
др. Использование стенда «Корпус» в работах
по определению остаточного ресурса и обос-
нованию возможности продолжения эксплуа-
тации сверх установленного срока корпуса
ВВЭР-1000 //Тезисы докл. VII Российской кон-
ференции по реакторному материаловеде-
нию. Димитровград: ФГУП ГНЦ РФ НИИАР.
2003, с. 205–206.
6. Радиационное охрупчивание металла сварно-
го шва реактора ВВЭР-1000 //Сб. трудов
III Научно-технической конференции «Обес-
печение безопасности АЭС с ВВЭР», г.
Подольск, 26-30 мая 2003 г. ФГУП ОКБ «Гид-
ропресс».
7. И.Н. Вишневский, Э.У. Гриник, Л.И. Чирко,
О.В. Дроганов, В.Н. Ревка, Ж. Фокт, К. Трол-
ля. Радиационное охрупчивание корпусных
сталей Украинских АЭС //Труды XIV Между-
народной конференции по физике радиацион-
ных явлений и реакторному материаловеде-
нию. 12-17 июня 2000г., г. Алушта, Крым.
Харьков: ННЦ ХФТИ, 2000, с. 94–95.
8. E.U. Grynik, V.D. Gukalova, L.I. Chyrko,
V.N. Revka, A. Ballesteros, L. Debarberis,
A. Kryukov. Results from Surveillance Pro-
gramme and Their Analysis //IAEA/LMNPP,
Specialists Meeting: Irradiation Embrittlement
and Mitigation, Gloucester,England, UK 14-17
MAY 2001.
9. В.Н. Голованов, Д.В. Козлов, В.И. Прохоров,
В.М. Раецкий, В.К. Шамардин, В.А. Крас-
носёлов, Ж.П. Массу, К. Тролля, Р. Бертранд.
Сравнение российских и французских норма-
тивных методик определения радиационного
охрупчивания корпусов реакторов с водой
под давлением //V Международная конферен-
ция «Вклад работ по исследованию материа-
лов в решение проблем, встречающихся в ре-
акторах с водой под давлением», г.
Фонтенвро, Франция, 23-27 сентября 2002 г.
Proceeding, v. 2, p. 715–729.
10. M. Brumovský, V.N. Golovanov, V.V. Lichadeev,
V.M. Raetsky, A.L. Petelin, V.N. Lyssakov.
Attenuation of radiation damage and neutron field in
rpv wall //IAEA technical cooperation project IAEA
Specialists´ Meeting On Radiation Damage Gus
Khrustalny, May 24-27, 2004.
11. M. Brumovsky, M. Kytka, M. Marek, P.
Novosad, V.N. Golovanov, V.V. Lichadeev,
V.M. Raetsky, A.L. Petelin, V.N. Lyssakov. At-
tenuation of radiation damage and neutron field
in RPV wall //The Proceedings of the Interna-
tional Workshop «Influence of Atomic Displace-
ment Rate on Radiation-Induced Ageing of Pow-
er Reactor Components: Experiment and Model-
ing». 3-7 October 2005, Ulyanovsk.
СТЕНД “КОРПУС” РЕАКТОРА РБТ-6.
УМОВИ ОПРОМІНЕННЯ. ВИКОРИСТАННЯ. РЕЗУЛЬТАТИ
В.М. Голованов, В.М. Раєцький, В.В. Личадєєв, А.Л. Петелін, В.В. Піменов, Н.В. Яшина
Представлено результати вдосконалювання ампул стенда «Корпус», експериментального й розрахунко-
вого визначення умов опромінення матеріалів корпусів типу ВВЕР, використання стенда в російських і між-
народних контрактах. Технологія формування умов опромінення в стенді КОРПУС дозволяє моделювати
технологію формування умов опромінення зразків-свідків, металу корпусів ВВЕР-440, ВВЕР-1000 і ВВЕР-
1500. Число й співвідношення товщин шарів дозволяє створити широкий спектр умов опромінення ма-
теріалів для фундаментальних досліджень. Іншими відмітними характеристиками умов опромінення в ампу-
лах стенда є: можливість визначення радіаційного окрихчування на товщині блоку зразків, рівній товщині
корпуса реактора; представницькі кількості зразків; підтримка заданої температури опромінення блоку зраз-
ків в інтервалі ±150С и кожного зразка - в інтервалі ±50С. З використанням стенда виконано два міжнарод-
них (EDF, Франція й МАГАТЕ - NRІ, Республіка Чехія) і два російських проекти, підтриманих Федеральним
агентством по атомній енергії й Міністерством науки й вищого утворення.
KORPUS TESTING FACILITY IN RBT-6.
IRRADIATION CONDITIONS. USE. RESULTS
V.N. Golovanov, V.M. Rayetsky, V.V. Lichadeev, A.L. Petelin, V.V. Pimenov, N.V. Yashina
The paper describes the results of upgrading the KORPUS facility capsules, experimental and calculated determination of the
irradiation conditions of the VVER type vessel materials, the use of the testing facility into the Russian and international con-
tracts. The opportunity to form irradiation conditions in KORPUS makes it possible to simulate the irradiation conditions of the
witness-samples, metal of the VVER-440, VVER-1000 and VVER-1500 vessels. The number and proportion of the layer thick-
nesses make it possible to create a wide spectrum of material irradiation conditions for fundamental research. The other distinc-
tive features of the irradiation conditions in the facility capsules are: determination of radiation embrittlement in the thickness of
the samples set that is equal to the thickness of the reactor vessel; representative sample quantities; maintenance of the given irra-
diation temperature for a set of samples in the range of ±150С and for each sample in the range of ±50С. The testing facility was
involved in two international (EDF, France and IAEA – NRI, Czechia) and two Russian projects supported by the Federal Agen-
cy on Atomic Energy and the Ministry of Science and High Education.
Ряд стенда,
|
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-110655 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 1562-6016 |
| language | Russian |
| last_indexed | 2025-12-07T13:16:20Z |
| publishDate | 2007 |
| publisher | Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Голованов, В.Н. Раецкий, В.М. Личадеев, В.В. Петелин, А.Л. Пименов, В.В. Яшина, Н.В. 2017-01-05T20:25:53Z 2017-01-05T20:25:53Z 2007 Стенд «Корпус» реактора РБТ-6. Условия облучения. Использование. Результаты/ В.Н. Голованов, В.М. Раецкий, В.В. Личадеев, А.Л. Петелин, В.В. Пименов, Н.В. Яшина // Вопросы атомной науки и техники. — 2007. — № 2. — С. 107-112. — Бібліогр.: 11 назв. — рос. 1562-6016 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/110655 621.039.53 Представлены результаты совершенствования ампул стенда «Корпус», экспериментального и расчетного определения условий облучения материалов корпусов типа ВВЭР, использования стенда в российских и международных контрактах. Технология формирования условий облучения в стенде «Корпус» позволяет моделировать технологию формирования условий облучения образцов-свидетелей, металла корпусов ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и ВВЭР-1500. Число и соотношение толщин слоев позволяет создать широкий спектр условий облучения материалов для фундаментальных исследований. Другими отличительными характеристиками условий облучения в ампулах стенда являются: возможность определения радиационного охрупчивания на толщине блока образцов, равной толщине корпуса реактора; представительные количества образцов; поддержание заданной температуры облучения блока образцов в интервале ±150С и каждого образца – в интервале ±50С. С использованием стенда выполнено два международных (EDF, Франция и МАГАТЭ – NRI, Республика Чехия) и два российских проекта, поддержанных Федеральным агентством по атомной энергии и Министерством науки и высшего образования. Представлено результати вдосконалювання ампул стенда «Корпус», експериментального й розрахункового визначення умов опромінення матеріалів корпусів типу ВВЕР, використання стенда в російських і міжнародних контрактах. Технологія формування умов опромінення в стенді КОРПУС дозволяє моделювати технологію формування умов опромінення зразків-свідків, металу корпусів ВВЕР-440, ВВЕР-1000 і ВВЕР-1500. Число й співвідношення товщин шарів дозволяє створити широкий спектр умов опромінення матеріалів для фундаментальних досліджень. Іншими відмітними характеристиками умов опромінення в ампулах стенда є: можливість визначення радіаційного окрихчування на товщині блоку зразків, рівній товщині корпуса реактора; представницькі кількості зразків; підтримка заданої температури опромінення блоку зразків в інтервалі ±150С и кожного зразка - в інтервалі ±50С. З використанням стенда виконано два міжнародних (EDF, Франція й МАГАТЕ - NRІ, Республіка Чехія) і два російських проекти, підтриманих Федеральним агентством по атомній енергії й Міністерством науки й вищого утворення. The paper describes the results of upgrading the KORPUS facility capsules, experimental and calculated determination of the irradiation conditions of the VVER type vessel materials, the use of the testing facility into the Russian and international contracts. The opportunity to form irradiation conditions in KORPUS makes it possible to simulate the irradiation conditions of the witness-samples, metal of the VVER-440, VVER-1000 and VVER-1500 vessels. The number and proportion of the layer thicknesses make it possible to create a wide spectrum of material irradiation conditions for fundamental research. The other distinctive features of the irradiation conditions in the facility capsules are: determination of radiation embrittlement in the thickness of the samples set that is equal to the thickness of the reactor vessel; representative sample quantities; maintenance of the given irradiation temperature for a set of samples in the range of ±150С and for each sample in the range of ±50С. The testing facility was involved in two international (EDF, France and IAEA – NRI, Czechia) and two Russian projects supported by the Federal Agency on Atomic Energy and the Ministry of Science and High Education. ru Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України Вопросы атомной науки и техники Материалы реакторов на тепловых нейтронах Стенд «Корпус» реактора РБТ-6. Условия облучения. Использование. Результаты Cтенд “Корпус” реактора РБТ-6. Умови опромінення. використання. Результати Korpus testing facility in RBT-6. irradiation conditions. Use. Results Article published earlier |
| spellingShingle | Стенд «Корпус» реактора РБТ-6. Условия облучения. Использование. Результаты Голованов, В.Н. Раецкий, В.М. Личадеев, В.В. Петелин, А.Л. Пименов, В.В. Яшина, Н.В. Материалы реакторов на тепловых нейтронах |
| title | Стенд «Корпус» реактора РБТ-6. Условия облучения. Использование. Результаты |
| title_alt | Cтенд “Корпус” реактора РБТ-6. Умови опромінення. використання. Результати Korpus testing facility in RBT-6. irradiation conditions. Use. Results |
| title_full | Стенд «Корпус» реактора РБТ-6. Условия облучения. Использование. Результаты |
| title_fullStr | Стенд «Корпус» реактора РБТ-6. Условия облучения. Использование. Результаты |
| title_full_unstemmed | Стенд «Корпус» реактора РБТ-6. Условия облучения. Использование. Результаты |
| title_short | Стенд «Корпус» реактора РБТ-6. Условия облучения. Использование. Результаты |
| title_sort | стенд «корпус» реактора рбт-6. условия облучения. использование. результаты |
| topic | Материалы реакторов на тепловых нейтронах |
| topic_facet | Материалы реакторов на тепловых нейтронах |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/110655 |
| work_keys_str_mv | AT golovanovvn stendkorpusreaktorarbt6usloviâoblučeniâispolʹzovanierezulʹtaty AT raeckiivm stendkorpusreaktorarbt6usloviâoblučeniâispolʹzovanierezulʹtaty AT ličadeevvv stendkorpusreaktorarbt6usloviâoblučeniâispolʹzovanierezulʹtaty AT petelinal stendkorpusreaktorarbt6usloviâoblučeniâispolʹzovanierezulʹtaty AT pimenovvv stendkorpusreaktorarbt6usloviâoblučeniâispolʹzovanierezulʹtaty AT âšinanv stendkorpusreaktorarbt6usloviâoblučeniâispolʹzovanierezulʹtaty AT golovanovvn ctendkorpusreaktorarbt6umoviopromínennâvikoristannârezulʹtati AT raeckiivm ctendkorpusreaktorarbt6umoviopromínennâvikoristannârezulʹtati AT ličadeevvv ctendkorpusreaktorarbt6umoviopromínennâvikoristannârezulʹtati AT petelinal ctendkorpusreaktorarbt6umoviopromínennâvikoristannârezulʹtati AT pimenovvv ctendkorpusreaktorarbt6umoviopromínennâvikoristannârezulʹtati AT âšinanv ctendkorpusreaktorarbt6umoviopromínennâvikoristannârezulʹtati AT golovanovvn korpustestingfacilityinrbt6irradiationconditionsuseresults AT raeckiivm korpustestingfacilityinrbt6irradiationconditionsuseresults AT ličadeevvv korpustestingfacilityinrbt6irradiationconditionsuseresults AT petelinal korpustestingfacilityinrbt6irradiationconditionsuseresults AT pimenovvv korpustestingfacilityinrbt6irradiationconditionsuseresults AT âšinanv korpustestingfacilityinrbt6irradiationconditionsuseresults |