Анотація до роботи:

Ревка В.М. Оцінка в’язкості руйнування корпусних сталей реактора ВВЕР-1000: досвід дослідження зразків-свідків. – Рукопис.

Дисертація на здобуття наукового ступеню кандидата фізико-математичних наук за спеціальністю 01.04.21 – радіаційна фізика та ядерна безпека. – ННЦ “Харківський фізико-технічний інститут”, м. Харків, Україна, 2003 р.

Дисертаційна робота присвячена проблемі визначення в’язкості руйнування корпусних матеріалів реактора ВВЕР-1000. Показано, що в процесі тривалої експлуатації корпусу реактора типу ВВЕР-1000 для зварного шву з підвищеним вмістом нікелю (> 1,5 % ваг) та помірною концентрацією атомів марганцю (0,74 % ваг) нормативні дозові залежності ступеню радіаційного окрихчування адекватно характеризують зміни параметрів в’язкості руйнування під впливом опромінення. Для металу зварного шву з підвищеним вмістом нікелю та марганцю (0,97 % ваг.) ступінь радіаційного окрихчування перевищує нормативну величину. Експериментально доведено, що нова статистична методологія Майстер кривої може успішно застосовуватися для прямого визначення в’язкості руйнування корпусних сталей реактора ВВЕР-1000 у вихідному та опроміненому стані. Показано, що нормативний підхід в деяких випадках суттєво недооцінює в’язкість руйнування корпусних матеріалів. Продемонстровано, що якщо враховувати границю міцності матеріалів, то зсув кривої Шарпі внаслідок опромінення може бути використаний, щоб адекватно охарактеризувати зсув кривої в’язкості руйнування.

У дисертації наведене нове розв’язання наукової задачі, що виявляється у визначенні параметрів в’язкості руйнування корпусних сталей реактора ВВЕР-1000 в умовах тривалої експлуатації за допомогою зразків-свідків з використанням нової статистичної методології Майстер кривої.

Для вирішення цієї проблеми проведена аналітична оцінка радіаційно-стимульованих змін характеристик в’язкості корпусних матеріалів (основний метал та метал зварного шва) 3-х блоків АЕС України. Крім того, переоцінені результати статичних випробувань зразків типу COD на розвиток тріщини та визначено параметри в’язкості руйнування металу корпусу реактора згідно з новою статистичною методологією Майстер кривої. Також проведено порівняльний аналіз концепції Майстер кривої та діючого нормативного методу ПНАЕ щодо оцінки в’язкості руйнування корпусних матеріалів. Крім того, в роботі було проведено порівняння ступеню радіаційного окрихчування, визначеного різними методами згідно нормативних підходів USNRC (США) та ПНАЕ (Росія).

Новий підхід до оцінки в’язкості руйнування корпусних сталей в процесі реакторного опромінення дає можливість адекватно характеризувати в’язкість руйнування корпусних матеріалів, уникаючи надмірно консервативних оцінок, притаманних нормативному підходу, а отже коректно прогнозувати стан металу корпусу реактора та визначати термін його безпечної експлуатації.

Важливою особливістю дисертаційної роботи є те, що результати отримані при випробування зразків-свідків металу корпусу реактора діючих енергоблоків АЕС України, що перебували в умовах довготривалого опромінення в енергетичному реакторі.

Проведені експериментальні та аналітичні дослідження в результаті дають можливість зробити такі висновки:

1. Вперше виявлено, що в процесі тривалої експлуатації корпусу реактора типу ВВЕР-1000 нормативні дозові залежності ступеню радіаційного окрихчування металу зварного шва, не зважаючи на підвищений вміст нікелю (1,72 % ваг.), є консервативними для цього матеріалу, тобто адекватно характеризують зміни параметрів в’язкості руйнування під впливом опромінення. Для зварного шву з підвищеним вмістом нікелю (1,88 % ваг.) та марганцю (0,97 % ваг.) швидкість зростання критичної температури крихкості металу перевищує нормативну величину. Раніше вважалося, що нормативні дозові залежності ступеню радіаційного окрихчування не є консервативними для металу зварних швів з підвищеним вмістом нікелю (> 1,5 % ваг.), тобто нормативні криві в цьому випадку перестають бути верхніми граничними лініями для експериментальних точок. Результати досліджень зразків-свідків вказують на те, що для надійної оцінки ступеню радіаційного окрихчування необхідно враховувати спільний вплив нікелю та марганцю.

2. Експериментально визначена температурна залежність в’язкості руйнування корпусних матеріалів реактора ВВЕР-1000 добре узгоджується з формою Майстер кривої, як у вихідному стані, так і після опромінення до флюенсу нейтронів ~ 310²³ нм^-2. В роботі показано, що статистична модель крихкого руйнування в області температур крихко-в’язкого переходу і 3-х параметричний розподіл Вейбулла, на яких ґрунтується концепція Майстер кривої, адекватно характеризують розкид експериментальних даних по тріщиностійкості. Отже, метод Майстер кривої може успішно використовуватись для оцінки в’язкості руйнування корпусних матеріалів реактора ВВЕР-1000.

3. Вперше для корпусних сталей реактора ВВЕР-1000 показано, що критична температура крихкості матеріалів у вихідному стані Т_К0 є неефективним параметром в якості температурного індексу. Нормативні температурні залежності коефіцієнта інтенсивності напружень, що індексовані температурою Т_К0 в деяких випадках суттєво недооцінюють в’язкість руйнування неопромінених корпусних сталей, зокрема зварних швів з підвищеним вмістом нікелю та марганцю. Розрахунок крихкої міцності корпусу, оснований на нормативних оцінках, може призвести до необґрунтованих обмежень в режимах експлуатації і строках служби реактора. Приймаючи до уваги результати дисертаційної роботи і ґрунтуючись на досвіді інших країн, що експлуатують реактори з водою під тиском, є підстави вважати, що методологія Майстер кривої може зіграти вирішальну роль у виборі стратегії подовження терміну безпечної експлуатації енергетичних реакторів типу ВВЕР-1000.

4. Вперше експериментально продемонстровано, що нормативний підхід ПНАЕ дозволяє адекватно характеризувати зсув кривої статичної в’язкості руйнування, використовуючи дані ударних випробувань зразків Шарпі та враховуючи при цьому зростання границі міцності матеріалу внаслідок опромінення. Таким чином, для оцінки зсуву температури Т₀ внаслідок опромінення можна застосовувати величину DT_F, отриману згідно нормативного підходу ПНАЕ.

Публікації автора:

1. Гриник Э.У., Чирко Л.И., Гульчук Ю.С., Дрогаев О.В., Ревка В.Н. Влияние нейтронного облучения на физико-механические свойства стали 15Х2НМФАА // ВАНТ, сер. ФРП и РМ. – 1998. – Вып. 1(67), 2(68). – С. 63-64.

2. Гриник Э.У., Чирко Л.И., Гульчук Ю.С., Дрогаев О.В., Ревка В.Н. Анализ программы образцов-свидетелей металла корпуса реактора ВВЭР-1000 // Ядерная и радиационная безопасность. – 2000. – № 4. – С. 60-65.

3. Гриник Э.У., Чирко Л.И., Ревка В.Н., Гульчук Ю.С., Дрогаев О.В. Определение ресурса безопасной эксплуатации корпуса реактора путем испытаний образцов-свидетелей // Збірник наукових праць Інституту ядерних досліджень. – 2001. – № 1(3). – С. 111-116.

4. Гриник Э.У., Ревка В.Н., Чирко Л.И. Применение методологии Мастер кривой для оценки вязкости разрушения корпусных сталей реактора ВВЭР-1000 // Ядерная и радиационная безопасность. – 2002. – № 4. – С. 32-37.

5. Гриник Э.У., Чирко Л.И., Ревка В.Н. Анализ методологии Мастер кривой с точки зрения оценки целостности корпуса реактора ВВЭР-1000 // ВАНТ. – 2003. – № 3. – С. 79-82.

6. Вишневский И.Н., Гриник Э.У., Чирко Л.И., Дрогаев О.В., Ревка В.Н., Фокт Ж., Бертран Р., Тролля К. Радиационное охрупчивание корпусных сталей украинских АЭС // ВАНТ. – 2000. – № 4. – С. 57-60.

7. Grynik E., Chyrko L., Revka V., Drogayev O., Foct J., Bertrand R., Trollat C. and Massoud J.-P. Influence of nickel on irradiation embrittlement of Ukrainian NPP vessel steel // Proc. of the IAEA Specialists Meeting “Irradiation embrittlement and Mitigation”, IWG-LMNPP-99/2, 26 – 29 April 1999, Madrid, Spain. – Vienna (Austria). – 1999. – P. 386-393.

8. Lee J.H., Kim S.H., Park Y.W., Revka V.M., Grynik E.U. A simplified approach for estimation of T₀ shift due to irradiation embrittlement // Proc. of the 4^th International Workshop on the Integrity of Nuclear Components, April 14 – 17, 2002. – Jeju (Korea). – 2002. – P. 265-274.