Радиационное охрупчивание корпусных сталей с различным содержанием никеля
Выполнен анализ результатов испытаний образцов-свидетелей металла корпусов реакторов ВВЭР-1000 АЭС Украины (∼ 9 лет облучения). Данные по вязкости разрушения для корпусных материалов были переоценены с помощью методологии Мастер кривой. Показано, что степень радиационного охрупчивания сварных швов с...
Gespeichert in:
| Veröffentlicht in: | Вопросы атомной науки и техники |
|---|---|
| Datum: | 2005 |
| Hauptverfasser: | , , , |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | Russisch |
| Veröffentlicht: |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
2005
|
| Schlagworte: | |
| Online Zugang: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/80413 |
| Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Zitieren: | Радиационное охрупчивание корпусных сталей с различным содержанием никеля / Э.У. Гриник, В.Н. Ревка, Л.И. Чирко, Ю.В. Чайковский // Вопросы атомной науки и техники. — 2005. — № 3. — С. 73-77. — Бібліогр.: 6 назв. — рос. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1859621833373908992 |
|---|---|
| author | Гриник, Э.У. Ревка, В.Н. Чирко, Л.И. Чайковский, Ю.В. |
| author_facet | Гриник, Э.У. Ревка, В.Н. Чирко, Л.И. Чайковский, Ю.В. |
| citation_txt | Радиационное охрупчивание корпусных сталей с различным содержанием никеля / Э.У. Гриник, В.Н. Ревка, Л.И. Чирко, Ю.В. Чайковский // Вопросы атомной науки и техники. — 2005. — № 3. — С. 73-77. — Бібліогр.: 6 назв. — рос. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Вопросы атомной науки и техники |
| description | Выполнен анализ результатов испытаний образцов-свидетелей металла корпусов реакторов ВВЭР-1000 АЭС Украины (∼ 9 лет облучения). Данные по вязкости разрушения для корпусных материалов были переоценены с помощью методологии Мастер кривой. Показано, что степень радиационного охрупчивания сварных швов с повышенным содержанием никеля (> 1,5 %) и марганца (> 0,8 %) больше нормативной величины. Кроме того, сделан вывод, что сдвиг критической температуры хрупкости вследствие облучения ∆ ТF может недооценивать сдвиг кривой вязкости разрушения. Продемонстрировано, что нормативный подход ПНАЭ Г-7-002-86 чрезмерно консервативно характеризует вязкость разрушения некоторых корпусных мате¬ риалов в исходном состоянии.
Виконано аналіз результатів випробувань зразків-свідків металу корпусів реакторів ВВЕР-1000 АЕС України (∼ 9 років опромінення). Дані по в’язкості руйнування для корпусних матеріалів були переоцінені за допомогою методології Майстер кривої. Показано, що ступінь радіаційного окрихчування зварних швів з підвищеним вмістом нікелю (> 1,5 %) та марганцю (> 0,8 %) вища за нормативну величину. Крім того, зроблено висновок, що зсув критичної температури крихкості внаслідок опромінення ∆ТF може недооцінювати зсув кривої в’язкості руйнування. Продемонстровано, що нормативний підхід ПНАЕ Г-7-002-86 надто консервативно характеризує в’язкість руйнування деяких корпусних матеріалів у вихідному стані.
The analysis of the Ukrainian NPP surveillance test results (∼ 9 years of exposure) for the VVER-1000 reactor pressure vessel has been performed. Fracture toughness data for the RPV steels have been re-evaluated using the Master curve methodology. It is shown that the irradiation embrittlement rate for welds with a high nickel (> 1,5 % wt) and high manganese (> 0,8 % wt) contents is more than a normative value. Furthermore, the conclusion is made that the critical brittleness temperature shift due to irradiation, ∆ТF, may underestimate the fracture toughness curve shift. The PNAE G-7-002-86 normative approach has demonstrated to characterize highly conservatively the fracture toughness of some unirradiated RPV materials.
|
| first_indexed | 2025-11-29T04:41:26Z |
| format | Article |
| fulltext |
РАЗДЕЛ ВТОРОЙ
МАТЕРИАЛЫ РЕАКТОРОВ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ
УДК 621.039.53
РАДИАЦИОННОЕ ОХРУПЧИВАНИЕ КОРПУСНЫХ СТАЛЕЙ
С РАЗЛИЧНЫМ СОДЕРЖАНИЕМ НИКЕЛЯ
Э.У. Гриник, В.Н. Ревка, Л.И. Чирко, Ю.В. Чайковский
Институт ядерных исследований НАН, г. Киев, Украина
Выполнен анализ результатов испытаний образцов-свидетелей металла корпусов реакторов ВВЭР-1000
АЭС Украины (∼ 9 лет облучения). Данные по вязкости разрушения для корпусных материалов были
переоценены с помощью методологии Мастер кривой. Показано, что степень радиационного охрупчивания
сварных швов с повышенным содержанием никеля (> 1,5 %) и марганца (> 0,8 %) больше нормативной ве
личины. Кроме того, сделан вывод, что сдвиг критической температуры хрупкости вследствие облучения ∆
ТF может недооценивать сдвиг кривой вязкости разрушения. Продемонстрировано, что нормативный подход
ПНАЭ Г-7-002-86 чрезмерно консервативно характеризует вязкость разрушения некоторых корпусных мате
риалов в исходном состоянии.
ВВЕДЕНИЕ
Контроль за состоянием корпусных материалов
реакторов типа ВВЭР-1000 с помощью образцов-
свидетелей (ОС) является неотъемлемой частью
научно-технического сопровождения безопасной
эксплуатации АЭС Украины. Всесторонний анализ
данных, полученных при испытании ОС 1-х сроков
освидетельствования металла корпусов реакторов
(КР) показал негативное влияние никеля на радиа
ционную стойкость сварных швов [1], повышенное
содержание которого может приводить к ускоренно
му охрупчиванию по сравнению с проектной ве
личиной.
За последние годы стали доступными результаты
испытаний ОС 2-х сроков освидетельствования ме
талла КР (∼ 9 лет облучения), что расширило массив
данных для анализа. Кроме того, появилась возмож
ность корректно определять вязкость разрушения
корпусных материалов до и после облучения (следо
вательно, степень их охрупчивания) с помощью ОС,
используя достижения экспериментальных методов
механики разрушения.
Согласно нормативному подходу ПНАЭ Г-7-002-
86 [2], принятому в Украине, оценка статической
трещиностойкости (вязкости разрушения) корпус
ных материалов основана на результатах ударных
испытаний стандартных образов Шарпи. Следова
тельно, нормативный подход оценивает трещино
стойкость материалов косвенным путем. Примене
ние статистической методологии Мастер кривой
позволяет непосредственно определять вязкость раз
рушения материалов.
Согласно исследованиям K. Wallin [3], для кор
пусных материалов реакторов западного типа нор
мативный подход дает чрезмерно консервативную
оценку вязкости разрушения. Кроме того, анализ
базы данных ASME (Американское общество инже
неров и механиков) показал, что использование ме
тодологии Мастер кривой существенно улучшает
определение вязкости разрушения материалов.
Целью настоящей работы было сравнение раз
личных подходов к оценке исходного состояния и
степени радиационного охрупчивания корпусных
материалов реактора типа ВВЭР-1000 с помощью
образцов-свидетелей.
ИССЛЕДУЕМЫЕ МАТЕРИАЛЫ
И ОБРАЗЦЫ
В текущий анализ были включены корпусные
стали марки 15Х2НМФАА, применяющиеся для
изготовления корпусов реакторов типа ВВЭР-1000,
а также их сварные соединения. В таблице показано
содержание основных легирующих элементов и
вредных примесей в основном металле (ОМ) обеча
ек и металле сварного шва (СШ).
Рассматриваемые материалы являются исключи
тельно чистыми в отношении меди и фосфора. В
тоже время сварные швы имеют повышенное содер
жание никеля и марганца, что увеличивает их чув
ствительность к нейтронному облучению, не смотря
на крайне малую концентрацию атомов Cu и P.
Самое высокое содержание никеля и марганца име
ет сварной шов КР блока № 1 Хмельницкой АЭС.
Экспериментальные данные были получены при
испытании ОС для 8-ми корпусов реакторов АЭС
Украины: блок № 1 Хмельницкой АЭС (ХАЭС-1),
три блока Южно-Украинской АЭС (ЮУАЭС-1,
ЮУАЭС-2 и ЮУАЭС-3) и четыре блока Запорож
ской АЭС (ЗАЭС-1, ЗАЭС-3, ЗАЭС-4 и ЗАЭС-5).
Анализ основан на результатах ударных испытаний
стандартных образцов Шарпи и статических испы
таний образцов на развитие трещины типа COD.
Образцы были облучены в промышленных реак
торах потоком нейтронов плотностью порядка
1015нейтр/(м2с), который является типичным для
условий облучения стенки КР типа ВВЭР-1000.
_______________________________________________________________________________
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2005. № 3.
Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (86), с. 73-77.
73
Флюенс быстрых нейтронов (Е > 0,5 МэВ) был в
диапазоне (3,6…33,5)⋅1022 нейтр/м2, а температура
облучения образцов ∼ 300 °С.
_______________________________________________________________________________
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2005. № 3.
Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (86), с. 73-77.
74
Содержание основных легирующих элементов и вредных примесей в корпусных материалах
Блок
Содержание, вес. %
Ni Mn Cu P Ni Mn Cu P
Основной метал Металл сварного шва
ХАЭС-1 1,12 0,48 0,06 0,007 1,88 0,97 0,02 0,006
ЮУАЭС-1 1,17 0,46 0,05 0,008 1,70 0,94 0,04 0,007
ЮУАЭС-2 1,19 0,44 0,12 0,016 1,74 0,93 0,05 0,012
ЮУАЭС-3 1,12 0,35 0,05 0,008 1,72 0,74 0,06 0,005
ЗАЭС-1 1,20 0,48 0,08 0,007 1,10 0,78 0,03 0,005
ЗАЭС-3 1,10 0,43 0,05 0,007 1,55 0,67 0,05 0,007
ЗАЭС-4 1,34 0,41 0,07 0,010 1,70 0,65 0,06 0,009
ЗАЭС-5 1,28 0,51 0,05 0,008 1,60 0,86 0,08 0,009
СПОСОБЫ ОПРЕДЕЛЕНИЯ РАДИАЦИ
ОННОГО СДВИГА КРИТИЧЕСКОЙ ТЕМ
ПЕРАТУРЫ
ХРУПКОСТИ
Нормативный документ ПНАЭ Г-7-002-86 пред
писывает определять сдвиг критической температу
ры хрупкости ТК с помощью ударных испытаний об
разцов Шарпи, что косвенно характеризует сдвиг
кривой вязкости разрушения. Кроме образцов Шар
пи в контейнерных сборках облучаются образцы
типа COD (образцы Шарпи с выращенной усталост
ной трещиной), испытание которых в соответствии с
методологией Мастер кривой позволяет непосред
ственно оценивать сдвиг кривой вязкости разруше
ния.
В первом случае данные испытаний образцов
Шарпи аппроксимируют функцией гиперболическо
го тангенса вида
KCV =USE
2 ⋅1 tanhT −T 0
C , (1)
где KCV – работа разрушения; USE – величина верх
него шельфа кривой Шарпи; Т – температура испы
таний; Т0 – температура, соответствующая значению
ударной вязкости
USE
2 ; С – параметр, характери
зующий наклон температурной зависимости KCV.
Температура хрупковязкого перехода соответствует
выбранному критериальному уровню работы разру
шения, который зависит от предела текучести мате
риала. Радиационный сдвиг ∆TF определяется как
разница между переходными температурами мате
риала в исходном состоянии и после облучения.
Согласно методологии Мастер кривой, значения
критического коэффициента интенсивности напря
жений KJC(0,4Т) для образцов COD толщиной
В0.4Т = 10 мм с учетом требований деформационного
критерия стандарта ASTM Е1921 [4] пересчитыва
ются на толщину 25,4 мм с помощью соотношения:
K JC 1T =K minK JC 0 . 4T −K min ⋅ B0 . 4T
B1T
1/4
, (2)
где KJC(1Т) – коэффициент интенсивности напряже
ний для образцов толщиной В1Т = 25,4 мм;
Kmin = 20 МПа√м – минимальное значение вязкости
разрушения для ферритных сталей.
После размерной корректировки определяют
переходную температуру Т0 с помощью метода мак
симального правдоподобия, численно решая следу
ющее уравнение:
∑
i=1
n δi⋅exp 0 . 019⋅T i−T 0
1177⋅exp 0 . 019⋅T i−T 0
−∑
i=1
n K JC
i −204⋅exp 0 . 019⋅T i−T 0
1177⋅exp[0 . 019⋅T i−T 0]5
=0 , (3)
где символ Кронекера δi = 1, если значение KJC кор
ректное и δi = 0, если значение KJC не удовлетворяет
требованию деформационного критерия стандарта
ASTM Е1921. Фактически процедура вычисления
температуры Т0 сводится к совмещению Мастер
кривой, уравнение которой имеет вид
K JC=3070 exp [0 . 019 T−T o] , с экспери
ментально полученной температурной зависимо
стью величины KJC(1Т), после чего Т0 определяется
как температура, соответствующая уровню KJC(1Т) =
100 МПа√м. Радиационный сдвиг ∆T0 равен разнице
между температурами Т0 материала в исходном со
стоянии и после облучения. Поскольку методология
Мастер кривой использует аппарат математической
статистики, для данных KJC могут быть определены
95 % верхней и 5 % нижней доверительной границы.
РАДИАЦИОННОЕ ОХРУПЧИВАНИЕ МЕ
ТАЛЛА СВАРНЫХ ШВОВ
_______________________________________________________________________________
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2005. № 3.
Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (86), с. 73-77.
75
С ПОВЫШЕННЫМ СОДЕРЖАНИЕМ
НИКЕЛЯ
Для анализа степени радиационного охрупчива
ния (РО) металла шва КР были использованы дан
ные по ОС для энергоблоков ХАЭС-1, ЮУАЭС-3,
ЗАЭС-4, ЗАЭС-5 (два срока освидетельствования
металла КР) и ЮУАЭС-1 (три срока освидетель
ствования). Результаты механических испытаний
ОС для блоков ЗАЭС-4, ЗАЭС-5 и ЮУАЭС-1 (кроме
3-й выгрузки) взяты из отчетов РНЦ “Курчатовский
институт” (Россия).
Содержание никеля в металле СШ находилось в
пределах 1,60…1,88 вес.% Степень охрупчивания
материалов, оцененная с помощью различных мето
дов, приведена на рис. 1. Как можно заметить, в обо
их случаях нормативная зависимость ПНАЭ не кон
сервативно характеризует экспериментальные дан
ные.
0 10 20 30 40 50
0
50
100
150
AF = 24
0C
∆T
F,
0 C
Флюенс (E > 0,5 МэВ), 1022 нейтр/м2
∆TF = 20(F)
1/3 (линия ПНАЭ)
0 10 20 30 40 50
0
50
100
150
AF = 31
0C
∆T
0,
0 C
Флюенс (E > 0,5 МэВ), 1022 нейтр/м2
∆TF = 20(F)
1/3 (линия ПНАЭ)
а б
Рис. 1. Степень охрупчивания металла сварных швов с содержанием никеля (1,60...1,88) вес.% (темные
символы – Mn > 0,8 вес.%): а – результаты ударных испытаний образцов Шарпи;
б – результаты испытаний образцов COD на вязкость разрушения
Обращает на себя внимание тот факт, что значи
тельная часть точек лежит ниже нормативной кри
вой охрупчивания с коэффициентом AF = 20 °С, не
смотря на повышенное содержание никеля. Мы по
пытались объяснить полученный результат,
рассмотрев совместное влияние никеля и марганца
на радиационную чувствительность исследуемых
материалов. На рис. 1 данные для швов с содержа
нием марганца более 0,8 % обозначены темными
символами, принимая во внимание вывод работы [5]
о том, что, если содержание марганца превышает
пороговое значение 0,8%, то скорость РО сварных
швов КР типа ВВЭР-1000 больше нормативной ве
личины. В большинстве случаев точки для металла
СШ с высоким содержанием марганца лежат выше
нормативной зависимости, что согласуется с ре
зультатами работы [5] (см. рис. 1).
Кроме того, представляется важным отметить,
что прямое определение параметров вязкости разру
шения (т.е. ∆Т0) дает более консервативный ре
зультат при оценке степени РО по сравнению с ве
личиной ∆ТF (см. рис. 1). Верхняя огибающая для
данных ∆Т0 характеризуется коэффициентом
AF = 31 °С, в то время как результаты ударных испы
таний образцов Шарпи (∆ТF) дают верхнюю огибаю
щую, соответствующую значению AF = 24 °С.
СРАВНЕНИЕ НОРМАТИВНОГО ПОДХОДА
И МЕТОДОЛОГИИ МАСТЕР КРИВОЙ
В более ранних исследованиях [6] было обнару
жено, что степень радиационного охрупчивания ме
талла сварного шва КР блока ХАЭС-1 выше проект
ной величины. Основной причиной такого поведе
ния материала является повышенное содержание
никеля и марганца. Это означает, что металл СШ
может ограничить проектный срок службы реактора
или вызвать серьезные препятствия для продления
срока безопасной эксплуатации КР. С другой сторо
ны, известно [3], что нормативный подход в некото
рых случаях чрезмерно консервативно оценивает
вязкость разрушения корпусных материалов реакто
ров PWR западного типа и что применение методо
логии Мастер кривой дает возможность улучшить
оценку вязкости разрушения материалов в необлу
ченном состоянии.
Принимая во внимание вышеприведенную ин
формацию, мы сравнили нормативный подход
ПНАЭ Г-7-002-86 и статистический метод Мастер
кривой с точки зрения адекватного определения вяз
кости разрушения металла сварного шва КР блока
ХАЭС-1. С этой целью нормативная (проектная)
температурная зависимость KIC была индексирована
критической температурой хрупкости ТК0, получен
ной на основании результатов ударных испытаний
стандартных образцов Шарпи. Нормативная кривая
KIC для сварных соединений корпуса реактора типа
_______________________________________________________________________________
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2005. № 3.
Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (86), с. 73-77.
76
ВВЭР-1000 имеет форму [KIC]3=35 + 53⋅exp[0,0217(T
– TК0)] [2]. Температура ТК0 обычно определяется за
водом-изготовителем КР при аттестации корпусных
материалов.
После статистической переоценки данных по
трещиностойкости были получены переходная тем
пература Т0 и 5 %-я доверительная граница Мастер
кривой в виде KJC(0.05) = 25,4 + 37,8exp[0,019(T – T0)].
Дополнительный сдвиг был добавлен к значению Т0,
чтобы учесть погрешность определения температу
ры Т0, связанную с небольшим количеством испы
танных образцов. Обе кривые вязкости разрушения
были сравнены с экспериментальными данными, по
лученными на образцах типа COD и приведенными
к толщине 25,4 мм (1Т). Результаты сравнения пока
заны на рис. 2.
-100 -50 0 50
0
100
200
300
400
500
600
образцы-свидетели
T0 = - 950C
TK0 = - 200C
K
JC
(1
T)
, М
П
а.
м
0.
5
Температура, 0С
Рис. 2. Сравнение 5 % доверительной границы Ма
стер кривой (сплошная линия) и проектной кривой
трещиностойкости (пунктирная линия)
Как мы можем видеть, нормативный подход су
щественно недооценивает измеренную вязкость раз
рушения по сравнению с Мастер кривой. Сдвиг
между кривыми составляет ~ 50 °С. Очевидно, что
использование чрезвычайно консервативных дан
ных для оценки целостности КР может привести в
итоге к неоправданным ограничениям в режимах ра
боты и сроках службы корпуса реактора. Примене
ние Мастер кривой и температуры Т0, определенных
методами механики разрушения, позволяет решить
эту проблему.
СРАВНЕНИЕ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНО
ОПРЕДЕЛЕННЫХ ВЕЛИЧИН ТК0 И Т0
В практике прочностных расчетов значения ТК0 и
Т0 используются как температуры для индексации
кривых вязкости разрушения. Другими словами, эти
температуры локализуют кривую KIC для необлучен
ных материалов на температурной оси. Учитывая
вышеприведенные результаты для блока ХАЭС-1, а
также чтобы понять до какой степени температуры
ТК0 и Т0 согласуются друг с другом, было проведено
сравнение их экспериментальных значений, полу
ченных для корпусных материалов других КР. Из
рис. 3, который демонстрирует результаты сравне
ния, следует, что в большинстве случаев температу
ра Т0 лежит намного ниже, чем ТК0. Кроме того, от
личие между ТК0 и Т0 существенно меняется от одно
го материала к другому.
ЗАЭС-3
ЮУАЭС-3
ХАЭС-1
ЗАЭС-1
ЮУАЭС-2
ЮУАЭС-1
0 20 40 60 80 100 120
(TK0 - T0),
0C
Б
ло
к
ЮУАЭС-3
ЮУАЭС-1
ЗАЭС-1
ЮУАЭС-2
ХАЭС-1
ЗАЭС-3
0 20 40 60 80 100 120
(TK0 - T0),
0C
Бл
ок
а б
Рис. 3. Сравнение исходной критической температуры хрупкости TK0 и переходной температуры T0 для
необлученных корпусных материалов реактора ВВЭР-1000: основной металл (a) и металл сварного шва (б)
Очевидно, что уровень консерватизма, задавае
мый нормативным подходом, также значительно ме
няется от материала к материалу. Следовательно,
величина ТК0 является неподходящим параметром в
качестве индексирующей температуры для кривой
KIC. В отличие от нормативного подхода метод Ма
стер кривой позволяет устанавливать одинаковый
уровень консерватизма для различных материалов.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
На основании результатов испытаний образцов-
свидетелей была определена степень радиационного
охрупчивания корпусных материалов реактора типа
ВВЭР-1000 АЭС Украины. Данные по трещиностой
_______________________________________________________________________________
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2005. № 3.
Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (86), с. 73-77.
77
кости были переоценены с помощью статистической
методологии Мастер кривой. Кроме того, метод Ма
стер кривой был сравнен с нормативным подходом
ПНАЭ Г-7-002-86 с точки зрения адекватной оценки
вязкости разрушения корпусных сталей. Результаты
анализа позволяют сделать следующие выводы:
− степень радиационного охрупчивания сварных
швов КР типа ВВЭР-1000 с повышенным содер
жанием никеля (> 1,5 %) и марганца (> 0,8 %)
больше нормативной величины;
− сдвиг критической температуры хрупкости ∆ТF
может недооценивать сдвиг кривой вязкости раз
рушения вследствие облучения;
− нормативный подход чрезмерно консервативно
характеризует вязкость разрушения металла
сварного шва реактора блока ХАЭС-1 в необлу
ченном состоянии по сравнению с Мастер кри
вой;
− консерватизм, задаваемый нормативным подхо
дом, значительно меняется от материала к мате
риалу, следовательно, величина ТК0 является не
подходящим параметром в качестве индексирую
щей температуры для кривой KIC.
ЛИТЕРАТУРА
1.A.M. Kryukov, Yu.A. Nikolaev. The properties of
WWER-1000 type materials obtained on the basis of a
surveillance program //Nucl. Eng. and Design. 2000,
v. 195, p. 143 – 148.
2.ПНАЭ Г-7-002-86. Нормы расчета на прочность
оборудования и трубопроводов атомных энергети
ческих установок. Введ. 01.07.87. М.: «Энергоатом
издат», 1989.
3.K. Wallin. Statistical reevaluation of the ASME KIC
and KIR fracture toughness reference curves //Nucl. Eng.
and Design. 1999, v. 193, p. 317–326.
4.ASTM E 1921-97. Standard Test Method for Deter
mination of Reference Temperature, T0, for Ferritic
Steels in the Transition Range. ASTM, 1997.
5.A. Kryukov, D. Erak, L. Debarberis, F. Sevini,
B. Acosta. Extended analysis of VVER-1000 surveil
lance data //Proceedings of the IAEA Specialists Meet
ing "Irradiation Embrittlement and Mitigation”, IWG-
LMNPP-01/2, 14–17 May 2001, Gloucester, UK. – Vi
enna (Austria). 2002, p. 285–293.
6.E. Grynik, V. Gukalova, L. Chyrko, V. Revka, A.
Ballesteros, L. Debarberis, A.Kryukov. Results from
surveillance program and their analysis //Proc. of the
IAEA Specialists Meeting “Irradiation embrittlement
and Mitigation”, IWG-LMNPP-01/2, 14–17 May 2001,
Gloucester, UK.–Vienna (Austria). 2002, p. 277–284.
РАДІАЦІЙНЕ ОКРИХЧУВАННЯ КОРПУСНИХ СТАЛЕЙ
З РІЗНИМ ВМІСТОМ НІКЕЛЮ
Е.У. Гринік, В.М. Ревка, Л.І. Чирко, Ю.В. Чайковський
Виконано аналіз результатів випробувань зразків-свідків металу корпусів реакторів ВВЕР-1000 АЕС України (∼ 9
років опромінення). Дані по в’язкості руйнування для корпусних матеріалів були переоцінені за допомогою методології
Майстер кривої. Показано, що ступінь радіаційного окрихчування зварних швів з підвищеним вмістом нікелю (> 1,5 %)
та марганцю (> 0,8 %) вища за нормативну величину. Крім того, зроблено висновок, що зсув критичної температури
крихкості внаслідок опромінення ∆ТF може недооцінювати зсув кривої в’язкості руйнування. Продемонстровано, що
нормативний підхід ПНАЕ Г-7-002-86 надто консервативно характеризує в’язкість руйнування деяких корпусних мате
ріалів у вихідному стані.
IRRADIATION EMBRITTLEMENT OF REACTOR PRESSURE VESSEL STEELS
WITH A DIFFERENT NICKEL CONTENT
E.U. Grynik, V.M. Revka, L.I. Chyrko, Yu.V. Chaikovsky
The analysis of the Ukrainian NPP surveillance test results (∼ 9 years of exposure) for the VVER-1000 reactor pressure ves
sel has been performed. Fracture toughness data for the RPV steels have been re-evaluated using the Master curve methodology.
It is shown that the irradiation embrittlement rate for welds with a high nickel (> 1,5 % wt) and high manganese (> 0,8 % wt)
contents is more than a normative value. Furthermore, the conclusion is made that the critical brittleness temperature shift due to
irradiation, ∆ТF, may underestimate the fracture toughness curve shift. The PNAE G-7-002-86 normative approach has demon
strated to characterize highly conservatively the fracture toughness of some unirradiated RPV materials.
_______________________________________________________________________________
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2005. № 3.
Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (86), с. 73-77.
78
|
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-80413 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 1562-6016 |
| language | Russian |
| last_indexed | 2025-11-29T04:41:26Z |
| publishDate | 2005 |
| publisher | Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Гриник, Э.У. Ревка, В.Н. Чирко, Л.И. Чайковский, Ю.В. 2015-04-17T17:30:34Z 2015-04-17T17:30:34Z 2005 Радиационное охрупчивание корпусных сталей с различным содержанием никеля / Э.У. Гриник, В.Н. Ревка, Л.И. Чирко, Ю.В. Чайковский // Вопросы атомной науки и техники. — 2005. — № 3. — С. 73-77. — Бібліогр.: 6 назв. — рос. 1562-6016 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/80413 621.039.53 Выполнен анализ результатов испытаний образцов-свидетелей металла корпусов реакторов ВВЭР-1000 АЭС Украины (∼ 9 лет облучения). Данные по вязкости разрушения для корпусных материалов были переоценены с помощью методологии Мастер кривой. Показано, что степень радиационного охрупчивания сварных швов с повышенным содержанием никеля (> 1,5 %) и марганца (> 0,8 %) больше нормативной величины. Кроме того, сделан вывод, что сдвиг критической температуры хрупкости вследствие облучения ∆ ТF может недооценивать сдвиг кривой вязкости разрушения. Продемонстрировано, что нормативный подход ПНАЭ Г-7-002-86 чрезмерно консервативно характеризует вязкость разрушения некоторых корпусных мате¬ риалов в исходном состоянии. Виконано аналіз результатів випробувань зразків-свідків металу корпусів реакторів ВВЕР-1000 АЕС України (∼ 9 років опромінення). Дані по в’язкості руйнування для корпусних матеріалів були переоцінені за допомогою методології Майстер кривої. Показано, що ступінь радіаційного окрихчування зварних швів з підвищеним вмістом нікелю (> 1,5 %) та марганцю (> 0,8 %) вища за нормативну величину. Крім того, зроблено висновок, що зсув критичної температури крихкості внаслідок опромінення ∆ТF може недооцінювати зсув кривої в’язкості руйнування. Продемонстровано, що нормативний підхід ПНАЕ Г-7-002-86 надто консервативно характеризує в’язкість руйнування деяких корпусних матеріалів у вихідному стані. The analysis of the Ukrainian NPP surveillance test results (∼ 9 years of exposure) for the VVER-1000 reactor pressure vessel has been performed. Fracture toughness data for the RPV steels have been re-evaluated using the Master curve methodology. It is shown that the irradiation embrittlement rate for welds with a high nickel (> 1,5 % wt) and high manganese (> 0,8 % wt) contents is more than a normative value. Furthermore, the conclusion is made that the critical brittleness temperature shift due to irradiation, ∆ТF, may underestimate the fracture toughness curve shift. The PNAE G-7-002-86 normative approach has demonstrated to characterize highly conservatively the fracture toughness of some unirradiated RPV materials. ru Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України Вопросы атомной науки и техники Материалы реакторов на тепловых нейтронах Радиационное охрупчивание корпусных сталей с различным содержанием никеля Радіаційне окрихчування корпусних сталей з різним вмістом нікелю Irradiation embrittlement of reactor pressure vessel steels with a different nickel content Article published earlier |
| spellingShingle | Радиационное охрупчивание корпусных сталей с различным содержанием никеля Гриник, Э.У. Ревка, В.Н. Чирко, Л.И. Чайковский, Ю.В. Материалы реакторов на тепловых нейтронах |
| title | Радиационное охрупчивание корпусных сталей с различным содержанием никеля |
| title_alt | Радіаційне окрихчування корпусних сталей з різним вмістом нікелю Irradiation embrittlement of reactor pressure vessel steels with a different nickel content |
| title_full | Радиационное охрупчивание корпусных сталей с различным содержанием никеля |
| title_fullStr | Радиационное охрупчивание корпусных сталей с различным содержанием никеля |
| title_full_unstemmed | Радиационное охрупчивание корпусных сталей с различным содержанием никеля |
| title_short | Радиационное охрупчивание корпусных сталей с различным содержанием никеля |
| title_sort | радиационное охрупчивание корпусных сталей с различным содержанием никеля |
| topic | Материалы реакторов на тепловых нейтронах |
| topic_facet | Материалы реакторов на тепловых нейтронах |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/80413 |
| work_keys_str_mv | AT grinikéu radiacionnoeohrupčivaniekorpusnyhstaleisrazličnymsoderžaniemnikelâ AT revkavn radiacionnoeohrupčivaniekorpusnyhstaleisrazličnymsoderžaniemnikelâ AT čirkoli radiacionnoeohrupčivaniekorpusnyhstaleisrazličnymsoderžaniemnikelâ AT čaikovskiiûv radiacionnoeohrupčivaniekorpusnyhstaleisrazličnymsoderžaniemnikelâ AT grinikéu radíacíineokrihčuvannâkorpusnihstaleizríznimvmístomníkelû AT revkavn radíacíineokrihčuvannâkorpusnihstaleizríznimvmístomníkelû AT čirkoli radíacíineokrihčuvannâkorpusnihstaleizríznimvmístomníkelû AT čaikovskiiûv radíacíineokrihčuvannâkorpusnihstaleizríznimvmístomníkelû AT grinikéu irradiationembrittlementofreactorpressurevesselsteelswithadifferentnickelcontent AT revkavn irradiationembrittlementofreactorpressurevesselsteelswithadifferentnickelcontent AT čirkoli irradiationembrittlementofreactorpressurevesselsteelswithadifferentnickelcontent AT čaikovskiiûv irradiationembrittlementofreactorpressurevesselsteelswithadifferentnickelcontent |