Фізичні основи прогнозування радіаційного ресурсу металу корпусів ядерних реакторів (за матеріалами наукової доповіді на засіданні Президії НАН України 24 вересня 2014 р.)

Розглянуто основи фізичного підходу до проблеми прогнозування радіаційного ресурсу корпусного металу, який, на відміну від існуючого нині, ґрунтується на фундаментальних закономірностях переходу металу із пластичного стану в крихкий і дозволяє з єдиних позицій описати всю сукупність чинників (як вл...

Full description

Saved in:

Bibliographic Details
Published in:	Вісник НАН України
Date:	2014
Main Author:	Котречко, С.О.
Format:	Article
Language:	Ukrainian
Published:	Видавничий дім "Академперіодика" НАН України 2014
Subjects:	З кафедри Президії НАН України
Online Access:	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/73267
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:	Фізичні основи прогнозування радіаційного ресурсу металу корпусів ядерних реакторів (за матеріалами наукової доповіді на засіданні Президії НАН України 24 вересня 2014 р.) / С.О. Котречко // Вісн. НАН України. — 2014. — № 11. — С. 10-17. — Бібліогр.: 16 назв. — укр.

Institution

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

_version_	1859859998604001280
author	Котречко, С.О.
author_facet	Котречко, С.О.
citation_txt	Фізичні основи прогнозування радіаційного ресурсу металу корпусів ядерних реакторів (за матеріалами наукової доповіді на засіданні Президії НАН України 24 вересня 2014 р.) / С.О. Котречко // Вісн. НАН України. — 2014. — № 11. — С. 10-17. — Бібліогр.: 16 назв. — укр.
collection	DSpace DC
container_title	Вісник НАН України
description	Розглянуто основи фізичного підходу до проблеми прогнозування радіаційного ресурсу корпусного металу, який, на відміну від існуючого нині, ґрунтується на фундаментальних закономірностях переходу металу із пластичного стану в крихкий і дозволяє з єдиних позицій описати всю сукупність чинників (як властивостей металу, так і умов термосилового навантаження корпусу реактора при аварійному розхолодженні), що впливають на величину критично допустимого флюенсу. Наведено приклади практичного використання запропонованого підходу. Изложены основы физического подхода к проблеме прогнозирования радиационного ресурса корпусного металла, который, в отличие от существующего, основывается на фундаментальных закономерностях перехода металла из пластичного состояния в хрупкое и позволяет с единых позиций описать всю совокупность факторов (как свойств металла, так и условий термосиловой нагрузки корпуса реактора при его аварийном расхолаживании), влияющих на величину критически допустимого флюенса. Приведены примеры практического использования предложенного подхода. The basics of physical approach to the problem of prediction of RPV metal life time are presented. In contrast to existing one, it is based on the fundamental laws of transition of metal from ductile to brittle state. It gives unified approach to description all totality of factors (such as metal properties and conditions of thermo-power load of RPV at PTS), which governs the critical permissible fluence. Examples of application of the approach offered are given.
first_indexed	2025-12-07T15:44:59Z
format	Article
fulltext	10 ISSN 0372-6436. Вісн. НАН України, 2014, № 11 ФІЗИЧНІ ОСНОВИ ПРОГНОЗУВАННЯ РАДІАЦІЙНОГО РЕСУРСУ КОРПУСНОГО МЕТАЛУ ЯДЕРНИХ РЕАКТОРІВ За матеріалами наукової доповіді на засіданні Президії НАН України 24 вересня 2014 року Вступ В Україні більше половини загального обсягу виробленої елек- троенергії генерується на атомних електростанціях, при цьому структура наших енергоносіїв така, що і в майбутньому нам без атомної енергетики не обійтися. Особливо наочно про це свід- чать події останнього часу. Проте на сьогодні одним із викликів ядерній енергетиці України є той факт, що термін експлуатації майже половини енергоблоків атомних електростанцій вичер- пується найближчим часом. У зв’язку з цим виникає нагальна потреба адекватно оцінити поточний стан корпусного металу діючих енергоблоків і зробити на цій основі висновки щодо можливості або неможливості подальшого безпечного подо- вження терміну їх експлуатації. Термін експлуатації енергоблока визначається за рівнем гра- нично допустимої дози опромінення (критичного флюенсу Фс) корпусного металу. Величина Фс залежить від трьох основних факторів, а саме: схильності металу до радіаційного окрихчен- З КАФЕДРИ ПРЕЗИДІЇ З КАФЕДРИ ПРЕЗИДІЇ НАН УКРАЇНИНАН УКРАЇНИ КОТРЕЧКО Сергій Олексійович — доктор фізико-математичних наук, завідувач відділу фізики міцності та руйнування Інституту металофізики ім. Г.В. Курдюмова НАН України Розглянуто основи фізичного підходу до проблеми прогнозування радіацій- ного ресурсу корпусного металу, який, на відміну від існуючого нині, ґрун- тується на фундаментальних закономірностях переходу металу із плас- тичного стану в крихкий і дозволяє з єдиних позицій описати всю сукупність чинників (як властивостей металу, так і умов термосилового наванта- ження корпусу реактора при аварійному розхолодженні), що впливають на величину критично допустимого флюенсу. Наведено приклади практич- ного використання запропонованого підходу. ISSN 0372-6436. Вісн. НАН України, 2014, № 11 11 З КАФЕДРИ ПРЕЗИДІЇ НАН УКРАЇНИ ня; розмірів тріщиноподібного дефекту в кор- пусі реактора та параметрів термосилового на- вантаження корпусу при його аварійному роз- холодженні. Як показано на рис. 1, схильність металу до радіаційного окрихчення (параметр AF) експериментально встановлюють за вели- чиною зсуву критичної температури ΔTF руй- нування зразків-свідків типу «Шарпі» при їх ударних випробуваннях [1]. Відповідно до регламенту ці зразки час від часу вивантажу- ють з корпусів діючих енергоблоків. Кількіс- но другий і третій фактори характеризуються критичною температурою Tka. Її величину ви- значають як критичну температуру, за якої в умовах аварійного розхолодження наявний (нормативний) тріщиноподібний дефект у корпусі реактора втратить рівновагу, що при- зведе до розгерметизації корпусу. Отже, в рамках існуючої методології вели- чина радіаційного ресурсу є «дистанцією» між початковою температурою крихкості Tk0 і кри- тичною температурою Tka (рис. 2). При цьому слід зазначити, що величину Tk0 визначають на основі результатів динамічних випробувань зразків-свідків у неопроміненому стані. З нау- кової точки зору температури Tka і Tk0 не можна порівнювати, оскільки вони характеризують опір металу крихкому руйнуванню за суттєво різних параметрів напружено-деформованого стану. В цілому, цю методику було запропо- новано ще в середині минулого століття, і всі науково-методичні недоречності в цьому ви- падку компенсуються запасом надійності (кон- серватизмом розрахунків). У разі перепризна- чення термінів експлуатації корпусів виникає потреба у зменшенні консерватизму розрахун- ків шляхом використання більш адекватних методів оцінювання радіаційного окрихчення корпусного металу. Сутність сучасної тенденції щодо удоско- налення методів оцінювання радіаційного окрихчення металу полягає в переході від ви- пробувань на ударний згин зразків-свідків типу «Шарпі» до випробувань зразків-свідків з тріщинами при квазістатичному навантажен- ні. Фактично спостерігається перехід до ви- користання методів механіки руйнування, які дають змогу точніше оцінити «реакцію» опро- міненого металу на наявність у ньому тріщи- ноподібних дефектів [2—4]. На рівні МАГАТЕ ця тенденція реалізується в рамках VFRLIFE- процедури, за якою для визначення рівня трі- щиностійкості опроміненої сталі застосовують метод під назвою «майстер кривої». У Росії ме- тодичною основою для переходу на викорис- тання методів механіки руйнування в норма- тивних документах є Prometey model. В Украї- ні вже досить давно, починаючи з 1993 р., у від- ділі радіаційного матеріалознавства Інституту ядерних досліджень НАН України (к.ф.-м.н. Рис. 1. Температурні залежності ударної в’язкості KCV зразків-свідків у вихідному і опроміненому станах Рис. 2. Схема прогнозування величини критичного флюенсу Фс: Тk0, Тkа — початкова і критична температу- ри крихкості відповідно; AF — коефіцієнт радіаційного окрихчення 12 ISSN 0372-6436. Вісн. НАН України, 2014, № 11 З КАФЕДРИ ПРЕЗИДІЇ НАН УКРАЇНИ Л.І. Чирко і к.ф.-м.н. В.М. Ревка) паралельно зі стандартними випробуваннями на ударний згин проводили випробування опромінених зразків-свідків з тріщинами з використанням методу «майстер кривої». Свого часу цю мето- дику було також апробовано в Інституті про- блем міцності ім. Г.С. Писаренка. Відповідно, на сьогодні ми маємо кілька нормативних до- кументів, які передбачають використання ме- тоду «майстер кривої». В цілому, описана вище тенденція є прогре- сивною, однак вона стосується лише методич- ного аспекту проблеми, тоді як сама парадигма оцінювання ступеня радіаційного окрихчення корпусного металу і прогнозування величини критичного флюенсу лишається незмінною. Отже, змінилася лише методика експеримен- тального визначення зсуву критичної темпе- ратури і зразки, за результатами випробувань яких оцінюють величину цього зсуву. У зв’язку з цим в Інституті металофізики ім. Г.В. Курдю- мова НАН України було розроблено принци- пово нову методологію прогнозування величи- ни гранично допустимого флюенсу, яка ґрун- тується на фундаментальних закономірностях процесу переходу металу з пластичного стану в крихкий. Концепція механічної стабільності металу Наріжним каменем сучасної фізики руйну- вання є уявлення про зародкові тріщини, які відіграють у процесі руйнування таку ж фун- даментальну роль, як і дислокації в процесі пластичної деформації. Ці тріщини називають зародковими (ЗТ), оскільки спочатку їх у ма- теріалі немає, а утворюються вони в процесі пластичної деформації. Їхні розміри задаються структурою матеріалу, тобто вони несуть ін- формацію про матеріал [6]. У роботах [7—9], спираючись на фундаментальні властивості зародкових тріщин, сформульовано загальний підхід до оцінювання здатності металу чинити опір крихкому руйнуванню. Згідно з цим під- ходом, пластичність і крихкість не є внутріш- німи властивостями металу, а визначаються його механічним станом. При цьому було по- казано, що перехід металу з пластичного стану в крихкий контролюється рівнем динамічної стабільності в ансамблі зародкових тріщин. Якщо в момент утворення зародкові тріщини є стабільними, то метал на макрорівні здатний до пластичної деформації, а якщо ні, то такий метал перебуває в крихкому стані. Кількісно Рис. 3. Мікроскопічна інтерпретація стабільності пластичного стану металу. Залежність енергії системи «зарод- кова тріщина — дислокаційне скупчення» від довжини зародкової тріщини (схема); ξс — критичне напруження втрати стабільності зародкової тріщини, in nnξ — нормальні до поверхні ЗТ розтягуючі мікронапруження, які діють у момент утворення зародкової тріщини ISSN 0372-6436. Вісн. НАН України, 2014, № 11 13 З КАФЕДРИ ПРЕЗИДІЇ НАН УКРАЇНИ це характеризується співвідношенням двох ве- личин, а саме: критичного напруження втрати стабільності зародкової тріщини ξС і нормаль- них до поверхні ЗТ розтягуючих мікронапру- жень, які діють у момент утворення зародкової тріщини, in nnξ . На рис. 3 це схематично показа- но на прикладі утворення і втрати стабільності однієї зародкової тріщини. Важливо, що зна- чення ξС однозначно задається параметрами мікроструктури металу (сплаву), а in nnξ зале- жить переважно від зовнішніх чинників, зо- крема величини флюенсу. Отже, відношення цих двох характеристик дозволяє в єдиній шкалі і з єдиних позицій опи- сати окрихчувальну дію різних за своєю при- родою фізичних факторів. Тобто на макрорівні дія того чи іншого чинника може проявлятися по-різному, проте на мікрорівні ця дія реалізу- ється за одним і тим самим механізмом, який полягає у впливі на рівень динамічної стабіль- ності в ансамблі зародкових тріщин. Це співвід- ношення, що характеризує рівень стабільності пластичного стану, названо параметром меха- нічної стабільності Рms металу. Спираючись на ці теоретичні уявлення, було запропоновано нові механічні характеристики (коефіцієнт ме- ханічної стабільності Кms і силовий еквівалент окрихчувальної дії Еm) і методики їх експери- ментального визначення [9—12]. Коефіцієнт механічної стабільності характеризує вихід- ний рівень стабільності пластичного стану за стандартних умов одновісного розтягу і ви- значається співвідношенням таких структур- но чутливих характеристик, як рівень крихкої міцності RMC, величина границі текучості σ0,2 та показник деформаційного зміцнення n: 0,2 10 MC ms n R K = σ ⋅ . (1) Зазвичай у конструкціях цей «вихідний» рівень механічної стабільності знижується під дією різних факторів, які впливають на ма- теріал при його навантаженні в конструкції. У рамках запропонованого підходу ступінь цього зниження характеризується силовим еквівалентом Em окрихчувальної дії різних за фізичною природою факторів: ,m T V irE q q q qσ= × × × (2) де qT, qσ, qV і qir — безрозмірні характеристики окрихчувальної дії, зумовленої зниженням тем- ператури; локальним перенапруженням, ство- рюваним конструкційними концентраторами або тріщиноподібними дефектами; ударним навантаженням та радіаційним зміцненням. Відповідно, розроблено методики експери- ментального визначення цих складових окрих- чення металу [10, 13, 14]. Слід підкреслити, що чим більше таких складових, тим більшою мі- рою виявляються переваги запропонованого підходу. Саме така комплексна дія факторів окрихчення має місце при експлуатації корпу- су реактора. На рис. 4 схематично зображено радіаційно індуковані зміни субструктури корпусного ме- талу реакторів ВВЕР-440 та ВВЕР-1000 у про- цесі довготривалої експлуатації. Як показали дослідження, ці зміни субструктури вплива- ють на пластичність металу тією мірою, якою вони впливають на стабільність зародкових тріщин та інтенсивність їх генерування в оди- ниці об’єму металу. Так, радіаційне зміцнення корпусного металу спричинює зростання рів- ня розтягуючих напружень in nnξ у момент утво- рення ЗТ, що знижує рівень механічної ста- Рис. 4. Еволюція субструктури корпусного металу в процесі довготривалого опромінення 14 ISSN 0372-6436. Вісн. НАН України, 2014, № 11 З КАФЕДРИ ПРЕЗИДІЇ НАН УКРАЇНИ більності металу, тобто сприяє його окрихчен- ню. Поява після довготривалого опромінення сегрегацій на межах карбідних частинок та міжзеренних межах впливає на інтенсивність генерування ЗТ в одиниці об’єму металу, тобто на їх густину. Граничний стан корпусного металу і фактори, що його визначають Кількісно втрата стабільності пластичного ста- ну металу, тобто перехід від пластичного стану до крихкого, описується умовою: 1ms ms m K P E = = . (3) Залежність (3) дозволяє отримати рівняння граничного стану металу в корпусі реактора в умовах його аварійного навантаження (тер- мошоку). Його перше наближення у вигля- ді, зручному для аналізу, можна записати так [15]: 1/3 0.2 22 1 10 10 MC nc h R q Bσ = ⎧ ⎫⎡ ⎤Φ⎪ ⎪⎛ ⎞⋅ σ + ⋅⎢ ⎥⎨ ⎬⎜ ⎟⎝ ⎠⎢ ⎥⎪ ⎪⎣ ⎦⎩ ⎭ , (4) де RMC — рівень крихкої міцності металу у ви- хідному (неопроміненому) стані; σ0,2 і n — зна- чення величини границі текучості і показника деформаційного зміцнення неопроміненого металу за температури термошоку; Bh — ко- ефіцієнт радіаційного зміцнення; qσ — силовий еквівалент окрихчувальної дії нормативної тріщини; Фс — величина критичного флюенсу. Відповідно, вираз для критичної дози опро- мінення корпусного металу має вигляд: 3 22 0.2 1 10 10 10 nMC c n h R B qσ ⎡ ⎤⎛ ⎞ Φ ≈ ⋅ ⋅ − σ ⋅⎢ ⎥⎜ ⎟⋅ ⎝ ⎠⎢ ⎥⎣ ⎦ . (5) Важливість цієї залежності полягає не лише в тому, що вона дозволяє прогнозувати вели- чину Фс, найголовніше те, що вперше стало можливим у явному вигляді на рівні механіч- них характеристик показати всю сукупність факторів, які впливають на величину радіа- ційного ресурсу Фс, і встановити зв’язки між цими характеристиками. Отже, механічними характеристиками ви- хідного стану металу, які впливають на Фс, є крихка міцність RMC, границя текучості σ0,2 та показник деформаційного зміцнення n. Реакція металу на радіаційне опромінення і чутливість опроміненого металу до тріщиноподібних де- фектів характеризуються величиною коефіці- єнта радіаційного зміцнення Bh та параметром окрихчувальної дії 0 σq тріщини у зразку-свідку. Вплив довжини фронту тріщини в корпусі ре- актора та рівня навантаження КІ корпусу при аварійному розхолодженні описується за до- помогою параметра qσ: ( ) 0 0.2 0.2 00 / ln ln / l l K B q q a b K Bσ σ ⎡ ⎤σ = + ⋅ + ⋅⎢ ⎥ σ⎢ ⎥⎣ ⎦ , (6) де В0 і В — довжина фронту тріщини в зразку- свідку та в корпусі реактора відповідно; (КІ / σ0,2)0 — відносна величина навантаження при випробуваннях зразків-свідків; а і b — коефіці- єнти, які визначаються за результатами випро- бувань зразків-свідків. Таким чином, залежність (5) дає змогу в рамках єдиного підходу на кількісному рівні проаналізувати всю сукупність факторів, що визначають величину радіаційного ресурсу. Це означає, що запропонований підхід можна використовувати при: 1) виборі та оптиміза- ції властивостей корпусного металу (матері- алознавчими проблемами атомної енергети- ки в НАН України займається ННЦ ХФТІ); 2) оцінюванні поточного стану опроміненого корпусного металу (цим займається ІЯД НАН України, випробовуючи зразки-свідки); 3) ана- лізі різних сценаріїв термошоку та їх впливу на величину радіаційного ресурсу (ІПМ НАН України). Отже, запропоновано універсаль- ний інструмент для вирішення різних аспектів проблеми прогнозування радіаційного ресурсу [14, 15]. Ідею методики прогнозування величини ра- діаційного ресурсу Фс за рівнем стабільності корпусного металу наведено на рис. 5 на при- кладі корпусного металу (основного металу та металу зварного шва) шостого блока ЗАЕС для типового режиму термошоку і наявнос- ті в стінці корпусу напівеліптичної тріщини. ISSN 0372-6436. Вісн. НАН України, 2014, № 11 15 З КАФЕДРИ ПРЕЗИДІЇ НАН УКРАЇНИ Відповідно до цієї методики, за результата- ми випробувань зразків-свідків у вихідному стані визначається величина коефіцієнта ме- ханічної стабільності Кms. Дані випробувань зразків-свідків у опроміненому стані дають можливість оцінити схильність металу до ра- діаційного зміцнення Bh та його чутливість до окрихчувальної дії тріщини 0 σq . На основі цих даних встановлюється залежність величини параметра механічної стабільності Pms від дози опромінення: ( ) ( ) ms ms ir K P q q Bσ = Φ × , (7) де 1/3 22 0.2 1 10 h ir B q Φ⎛ ⎞≈ + ⋅⎜ ⎟⎝ ⎠σ , (8) а значення qσ(В) розраховується з використан- ням залежності (6). Критична величина флюенсу Фс визнача- ється з умови втрати механічної стабільності опроміненого металу Фс = 1. Слід зауважити, що в цьому випадку задача розв’язується в статистичній постановці, тобто з урахуванням стохастичної природи самого процесу ініцію- вання крихкого руйнування корпусного мета- лу. Це дозволяє прогнозувати величину радіа- ційного ресурсу Фс з наперед заданим значен- ням імовірності її реалізації. Вплив розмірів тріщиноподібних дефектів на величину радіаційного ресурсу Одним із важливих факторів, які визначають рівень радіаційного ресурсу, є розміри тріщи- ноподібних дефектів та рівень термосилового навантаження при аварійному розхолоджен- ні корпусу реактора. Саме цей фактор визна- чає допустимий рівень радіаційного окрих- чення металу і, відповідно, флюенсу, за якого в умовах термошоку цей опромінений метал ще матиме здатність чинити опір поширенню тріщиноподібного дефекту та розгерметизації корпусу реактора. У рамках запропонованої методології сту- пінь падіння рівня механічної стабільності Рис. 5. Залежність величини параметра механічної стабільності Pms корпусного металу від величини дози опромінення (флюенсу) за: а — типових умов термо- шоку (KI = 94 МПа·м0,5, T = +56 ºC); б — наявності в стінці корпусу напівеліптичної тріщини нормативної глибини 25 мм металу, зумовленої дією сильно неоднорідних силових полів, створюваних тріщиноподібни- ми дефектами, описується параметром qσ. Уяв- лення щодо фізико-механічної природи цього ефекту розроблено в межах запропонованої фізичної версії Локального підходу до руйну- вання [16]. З прикладного погляду важливим є те, що у співпраці з ІЯД НАН України та ННЦ ХФТІ вдалося розробити та апробувати мето- дику експериментального визначення параме- 16 ISSN 0372-6436. Вісн. НАН України, 2014, № 11 З КАФЕДРИ ПРЕЗИДІЇ НАН УКРАЇНИ тра qσ за результатами випробувань дрібно- масштабних зразків-свідків [13, 15]. Зокрема, ця методика дозволила встановити закономір- ності впливу розмірів тріщиноподібних де- фектів на величину Фс залежно від схильності металу до радіаційного зміцнення. Відповідно до (6), дія цих двох факторів окрихчення мета- лу є взаємно підсилюючою. Дійсно, результати проведених досліджень показали, що збіль- шення в 1,5 раза схильності корпусного мета- лу до радіаційного зміцнення значно посилює його чутливість до тріщиноподібних дефектів, у результаті чого для збереження критичної величини флюенсу на рівні Фс = 50 · 1022 м—2 довжину фронту допустимої тріщини необ- хідно зменшити в 4 рази (рис. 6). За фіксова- ної довжини фронту тріщини (нормативна напів еліптична тріщина глибиною 25 мм і до- вжиною фронту В = 150 мм) зменшення Bh в 1,5 раза дозволяє вдвічі збільшити величину гранично допустимого флюенсу. У співпраці з ІЯД НАН України та ВП НТЦ ДП НАЕК «Енергоатом» запропоновану ме- тодологію було використано при аналізі стану корпусного металу другого блока Запорізької атомної станції і при прийнятті рішення щодо можливості подовження термінів безпечної експлуатації цього блока. Висновки Розроблено принципово нову методологію про- гнозування радіаційного ресурсу корпусного металу, яка ґрунтується на фундаментальних уявленнях щодо фізичної природи переходу ме- талу з пластичного стану в крихкий в умовах комплексної дії таких окрихчувальних факто- рів, як радіаційне опромінення, концентрація напружень, зниження температури (термошок). Для практичного використання розробле- ної методології запропоновано нові механічні характеристики: параметр механічної стабіль- ності Pms і силовий еквівалент Em окрихчуваль- ної дії різних за фізичною природою чинників та створено методику їх експериментально- го визначення за результатами випробувань зразків-свідків. У рамках розробленої методології величину радіаційного ресурсу корпусу реактора (гранич- ний флюенс Фс) визначають не з використанням опосередкованої інтегральної характеристики, якою є зсув критичної температури руйнування зразка-свідка, а за умовою втрати стабільності пластичного стану сталі в корпусі реактора, що дозволяє прогнозувати не лише критично до- пустиме значення дози опромінення, а й вплив на цю величину таких факторів, як: • механічні властивості корпусного металу у вихідному (неопроміненому) стані та його схильність до радіаційного зміцнення; • розміри тріщиноподібних дефектів у стін- ці корпусу реактора; • умови навантаження у разі аварійного роз- холодження (термошоку). Запропонований підхід використано при обґрунтуванні терміну безпечної експлуатації корпусу енергоблока № 2 Запорізької АЕС. Роботи виконувалися у співпраці з Інсти- тутом ядерних досліджень, Національним на- уковим центром ХФТІ НАН України, Науково- технічним центром ДП НАЕК «Енергоатом» та за підтримки програм ЯМРТ, «Ресурс», НАНУ — УНТЦ і програми «Науково-технічний супровід розвитку ядерної енергетики та за- стосування радіаційних технологій у галузях економіки». Рис. 6. Вплив на величину радіаційного ресурсу до- вжини фронту B нормативної напівеліптичної трі- щини і схильності корпусного металу до радіацій- ного зміцнення Bh за типових умов термошоку (KI = = 94 МПа·м0,5, T = +56 ºC) ISSN 0372-6436. Вісн. НАН України, 2014, № 11 17 З КАФЕДРИ ПРЕЗИДІЇ НАН УКРАЇНИ СПИСОК ЛІТЕРАТУРИ 1. ПНАЭ Г-7-002-86. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. — М.: Энергоатомиздат, 1989. — 525 с. 2. Brumovsky M. Check of Master Curve application to embrittled RPVs of WWER type reactors // Int. J. Pres. Ves. Pip. — 2002. — V. 79. — P. 715—721. — DOI: 10.1016/S0308-0161(02)00074-1. 3. Server W., Rosinski S., Lott R. et al. Application of Master Curve fracture toughness for reactor pressure vessel integ- rity assessment in the USA // Int. J. Pres. Ves. Pip. — 2002. — V. 79. — P. 701—713. — DOI: 10.1016/S0308-0161- (02)00073-X. 4. Unified Procedure for Lifetime Evaluation of Components and Piping in WWER NPPS (VERLIFE). — 2008. — P. 54. 5. Методика прогнозирования температурной зависимости вязкости разрушения материалов корпусов реакторов типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. — МКС-КР-2000. — М., 2002. 6. Котречко С.А., Подрезов Ю.Н., Максимчук И.Н., Краников А.В. Механическое разрушение материалов // Неорганическое материаловедение / под ред. Г.Г. Гнесина, В.В. Скорохода. — К.: Наук. думка, 2007. — Т. 1. — С. 617—649. 7. Котречко С.А., Мешков Ю.Я., Меттус Г.С. К вопросу о вязком и хрупком состояниях поликристаллических металлов // Металлофизика. — 1990. — Т. 12, № 6. — С. 3—13. 8. Котречко С.А., Мешков Ю.Я. Механическое состояние поликристаллов. Физические представления о вязком и хрупком состояниях поликристаллических металлов // Укр. физ. журн. — 1991. — Т. 36, № 7. — С. 1087—1094. 9. Котречко С.А., Мешков Ю.Я., Меттус Г.С., Никоненко Д.И. Механика и физика квазихрупкого разрушения металлов в условиях концентрации напряжений // Проблемы прочности. — 2000. — № 1. — С. 72—92. 10. Котречко С.А., Мешков Ю.Я. Концепция механической стабильности конструкционных сталей // Проблемы прочности. — 2009. — № 2. — С. 55—78. 11. Котречко С.А., Мешков Ю.Я. Предельная прочность. Кристаллы, металлы, элементы конструкций. — К.: Наук. думка, 2008. — 295 с. 12. Котречко С.А., Мешков Ю.Я. Физические основы механической стабильности конструкционных сталей. Актуальные проблемы современного материаловедения. — К.: Академпериодика, 2008. — Т. 1. — С. 535—556. 13. Неклюдов И.М., Мешков Ю.Я., Меттуc Г.С., Полушкин Ю.А. Использование концепции механической стабильности для оценки радиационного охрупчивания корпусных сталей // Вопросы атомной науки и техники. — 2007. — № 6. — С. 58—64. 14. Kotrechko S., Meshkov Yu. A new approach to estimate irradiation embrittlement of pressure vessel steels // Int. J. Press. Ves. Pip. — 2008. — V. 85, N 5. — P. 336—343. 15. Котречко С.А., Мешков Ю.Я., Неклюдов И.М., Ревка В.Н. Новая парадигма прогнозирования радиационного ресурса корпуса реактора // Вопросы атомной науки и техники. — 2011. — № 4. — С. 34—44. 16. Kotrechko S. Physical Fundamentals of Local Approach to Analysis of Cleavage Fracture // Transferability of Frac- ture Mechanical Characteristic / I. Dlouhy (ed.). — NATO Sci. Ser. II, 2002. — V. 78. — P. 135—150. С.А. Котречко Институт металлофизики им. Г.В. Курдюмова НАН Украины бул. Академика Вернадского, 36, Киев, 03680, Украина ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ПРОГНОЗИРОВАНИЯ РАДИАЦИОННОГО РЕСУРСА КОРПУСНОГО МЕТАЛЛА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ Изложены основы физического подхода к проблеме прогнозирования радиационного ресурса корпусного метал- ла, который, в отличие от существующего, основывается на фундаментальных закономерностях перехода металла из пластичного состояния в хрупкое и позволяет с единых позиций описать всю совокупность факторов (как свойств металла, так и условий термосиловой нагрузки корпуса реактора при его аварийном расхолаживании), влияющих на величину критически допустимого флюенса. Приведены примеры практического использования предложенного подхода. S.A. Kotrechko Kurdyumov Institute for Metal Physics of NAS of Ukraine 36 Vernadsky Blvd., Kyiv, 03680, Ukraine PHYSICAL BASIS OF RPV METAL LIFE TIME PREDICTION The basics of physical approach to the problem of prediction of RPV metal life time are presented. In contrast to existing one, it is based on the fundamental laws of transition of metal from ductile to brittle state. It gives unified approach to description all totality of factors (such as metal properties and conditions of thermo-power load of RPV at PTS), which governs the critical permissible fluence. Examples of application of the approach offered are given.
id	nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-73267
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
issn	0372-6436
language	Ukrainian
last_indexed	2025-12-07T15:44:59Z
publishDate	2014
publisher	Видавничий дім "Академперіодика" НАН України
record_format	dspace
spelling	Котречко, С.О. 2015-01-08T17:27:17Z 2015-01-08T17:27:17Z 2014 Фізичні основи прогнозування радіаційного ресурсу металу корпусів ядерних реакторів (за матеріалами наукової доповіді на засіданні Президії НАН України 24 вересня 2014 р.) / С.О. Котречко // Вісн. НАН України. — 2014. — № 11. — С. 10-17. — Бібліогр.: 16 назв. — укр. 0372-6436 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/73267 Розглянуто основи фізичного підходу до проблеми прогнозування радіаційного ресурсу корпусного металу, який, на відміну від існуючого нині, ґрунтується на фундаментальних закономірностях переходу металу із пластичного стану в крихкий і дозволяє з єдиних позицій описати всю сукупність чинників (як властивостей металу, так і умов термосилового навантаження корпусу реактора при аварійному розхолодженні), що впливають на величину критично допустимого флюенсу. Наведено приклади практичного використання запропонованого підходу. Изложены основы физического подхода к проблеме прогнозирования радиационного ресурса корпусного металла, который, в отличие от существующего, основывается на фундаментальных закономерностях перехода металла из пластичного состояния в хрупкое и позволяет с единых позиций описать всю совокупность факторов (как свойств металла, так и условий термосиловой нагрузки корпуса реактора при его аварийном расхолаживании), влияющих на величину критически допустимого флюенса. Приведены примеры практического использования предложенного подхода. The basics of physical approach to the problem of prediction of RPV metal life time are presented. In contrast to existing one, it is based on the fundamental laws of transition of metal from ductile to brittle state. It gives unified approach to description all totality of factors (such as metal properties and conditions of thermo-power load of RPV at PTS), which governs the critical permissible fluence. Examples of application of the approach offered are given. Роботи виконувалися у співпраці з Інститутом ядерних досліджень, Національним науковим центром ХФТІ НАН України, Науковотехнічним центром ДП НАЕК «Енергоатом» та за підтримки програм ЯМРТ, «Ресурс», НАНУ — УНТЦ і програми «Науково-технічний супровід розвитку ядерної енергетики та застосування радіаційних технологій у галузях економіки». uk Видавничий дім "Академперіодика" НАН України Вісник НАН України З кафедри Президії НАН України Фізичні основи прогнозування радіаційного ресурсу металу корпусів ядерних реакторів (за матеріалами наукової доповіді на засіданні Президії НАН України 24 вересня 2014 р.) Физические основы прогнозирования радиационного ресурса корпусного металла ядерных реакторов Physical basis of RPV metal life time prediction (by materials of scientific report at the meeting of Presidium of NAS of Ukraine 24 September 2014) Article published earlier
spellingShingle	Фізичні основи прогнозування радіаційного ресурсу металу корпусів ядерних реакторів (за матеріалами наукової доповіді на засіданні Президії НАН України 24 вересня 2014 р.) Котречко, С.О. З кафедри Президії НАН України
title	Фізичні основи прогнозування радіаційного ресурсу металу корпусів ядерних реакторів (за матеріалами наукової доповіді на засіданні Президії НАН України 24 вересня 2014 р.)
title_alt	Физические основы прогнозирования радиационного ресурса корпусного металла ядерных реакторов Physical basis of RPV metal life time prediction (by materials of scientific report at the meeting of Presidium of NAS of Ukraine 24 September 2014)
title_full	Фізичні основи прогнозування радіаційного ресурсу металу корпусів ядерних реакторів (за матеріалами наукової доповіді на засіданні Президії НАН України 24 вересня 2014 р.)
title_fullStr	Фізичні основи прогнозування радіаційного ресурсу металу корпусів ядерних реакторів (за матеріалами наукової доповіді на засіданні Президії НАН України 24 вересня 2014 р.)
title_full_unstemmed	Фізичні основи прогнозування радіаційного ресурсу металу корпусів ядерних реакторів (за матеріалами наукової доповіді на засіданні Президії НАН України 24 вересня 2014 р.)
title_short	Фізичні основи прогнозування радіаційного ресурсу металу корпусів ядерних реакторів (за матеріалами наукової доповіді на засіданні Президії НАН України 24 вересня 2014 р.)
title_sort	фізичні основи прогнозування радіаційного ресурсу металу корпусів ядерних реакторів (за матеріалами наукової доповіді на засіданні президії нан україни 24 вересня 2014 р.)
topic	З кафедри Президії НАН України
topic_facet	З кафедри Президії НАН України
url	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/73267
work_keys_str_mv	AT kotrečkoso fízičníosnoviprognozuvannâradíacíinogoresursumetalukorpusívâdernihreaktorívzamateríalaminaukovoídopovídínazasídanníprezidíínanukraíni24veresnâ2014r AT kotrečkoso fizičeskieosnovyprognozirovaniâradiacionnogoresursakorpusnogometallaâdernyhreaktorov AT kotrečkoso physicalbasisofrpvmetallifetimepredictionbymaterialsofscientificreportatthemeetingofpresidiumofnasofukraine24september2014

Institution

Similar Items