Новая парадигма прогнозирования радиационного ресурса корпуса реактора

• Published in: Вопросы атомной науки и техники
• Date: 2011
• Main Authors: Котречко, С.А., Мешков, Ю.Я., Неклюдов, И.М., Ревка, В.Н.
• Format: Article
• Language: Russian
• Published: Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України 2011
• Subjects: Материалы реакторов на тепловых нейтронах
• Online Access: https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/111366
• Journal Title: Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
• Cite this: Новая парадигма прогнозирования радиационного ресурса корпуса реактора / С.А. Котречко, Ю.Я. Мешков, И.М. Неклюдов , В.Н. Ревка // Вопросы атомной науки и техники. — 2011. — № 4. — С. 34-44. — Бібліогр.: 23 назв. — рос.

Получено уравнение предельного состояния стенки корпуса реактора с трещиноподобным дефектом. Изложены теоретические основы и дано экспериментальное обоснование новой парадигмы прогнозирования величины критического флюенса Φc. Показано, что величина Φc может быть определена не по косвенной характеристике, которой является сдвиг критической температуры разрушения образца-свидетеля, а прямым методом, по условию инициирования хрупкого разрушения облученного металла в локальной области в окрестности вершины трещины в стенке корпуса реактора. Предложена методика определения Φc . Возможности этой методики продемонстрированы на примере прогнозирования Φc для корпусов реакторов типа ВВЭР-1000. Викладено нову парадигму прогнозування ресурсу корпусу реактора. Отримано рівняння граничного стану стінки корпусу реактора з тріщиноподібним дефектом. Показано, що величина критичного флюенсу Φc може бути визначена не за непрямою характеристикою, якою є зсув критичної температури руйнування зразка-свідка, а прямим методом, за умовою ініціювання крихкого руйнування опроміненого металу в околі тріщини в стінці корпусу реактора. Розроблено методику визначення Φc. Можливості цієї методики продемонстровано на прикладі прогнозування Φc для корпусів реакторів типу ВВЕР-1000. New paradigm for prediction of radiation life-time of reactor pressure vessel is presented. Equation for limiting state of reactor pressure vessel wall with crack-like defect is obtained. It is exhibited that the value of critical fluence Φc may be determined not by shift of critical temperature of fracture of surveillance specimen, which is indirect characteristic, but by direct method, namely, by the condition of initiation of brittle fracture of irradiated metal ahead of a crack in RPV wall. Within the framework of engineering version of LA to fracture the technique for Φc ascertainment is developed. Prediction of Φc for WWER pressure vessels demonstrates potentialities of this technique.