Цілісність корпусу реактора є найважливішим елементом демонстрації працездатності атомної електростанції протягом не менше 80 років. Тривала експлуатація матеріалів у разі підвищених температур виявляється у втраті пластичності та помітного зсуву інтервалу переходу від в'язкого руйнування до крихкого в області підвищеної температури. Окрихчення корпусу реактора ВВЕР пов'язано з багатьма факторами, які відбуваються в результаті тривалої експлуатації. Радіаційне окрихчення є ключовим фактором, який визначає термін служби будь-якого реактора типу ВВЕР. З огляду на те, що ВВЕР були призначені для роботи протягом 40 років, існують проблеми, які необхідно вирішити, щоб зменшити невизначеність у застосуванні нормативних вимог. Існуючі підходи в атомній енергетиці України до оцінки в'язкості руйнування опромінених матеріалів корпусу реактора базуються на емпіричних кореляціях між параметрами тріщиностійкості та ударної в'язкості, що призводить до переоцінки терміну безпечної експлуатації корпусів реакторів. Для продовження терміну служби реакторів ВВЕР необхідні точні прогнози підвищення температури в'язко-крихкого переходу (<$E DELTA T sub K>) для сталі корпусу реактора під дією нейтронного випромінювання, які знаходяться за межами існуючої бази даних. Наприклад, доза нейтронів у RPV буде, принаймні, подвоєна. З цим фактором пов'язані невизначеності щодо ефектів флаксу, ефектів щодо високого вмісту нікелю, невизначеності щодо застосування механіки руйнування та термічного відпалу. Запропоновано провести дослідження металу на в'язкість руйнування, безпосередньо отриманого з корпусу реактора, щоб вивчити прогноз <$E DELTA T sub K> від випробування зразків меншого розміру. На сьогоднішній день експериментальні методи механіки руйнування надають можливість прямо визначати властивості матеріалів за допомогою випробувань малорозмірних зразків, що надає можливість визначитись із терміном експлуатації корпусу реактора. В ННЦ ХФТІ розроблено обладнання, методику та є досвід роботи, який надає можливість отримати додаткову інформацію при аналізі стану металу обладнання, що тривалий час знаходиться в експлуатації.

 Наукова періодика України 

---

Додаткова інформація про автора(ів) публікації:
(cписок формується автоматично, до списку можуть бути включені персоналії з подібними іменами або однофамільці)

• Руденко Ольга Мстиславівна (державне управління)
• Руденко Олександр Юрійович (фізико-математичні науки)
• Руденко Олександр Леонідович (технічні науки)
• Воєводін Віктор Миколайович (1946–2021) (фізико-математичні науки)

  Якщо, ви не знайшли інформацію про автора(ів) публікації, маєте бажання виправити або відобразити більш докладну інформацію про науковців України запрошуємо заповнити "Анкету науковця"