Пошук академічних текстів

Інформація × Реєстраційний номер 0213U007382, 0112U008054 , Науково-дослідна робота Назва роботи Теоретичний аналіз та комп'ютерне моделювання мікромеханізмів радіаційного зміцнення корпусного металу водо-водяних енергетичних реакторів Назва етапу роботи Керівник роботи Дубінко Володимир Іванович, Дата реєстрації 08-10-2013 Організація виконавець Національний науковий центр "Харківський фізико-технічний інститут" Опис етапу Встановлено співвідношення між вкладом дислокаційних петель і преципітатів у величину радіаційного зміцнення корпусного металу реакторів типу ВВЕР-1000 та ВВЕР-440. Показано, що для корпусного металу реакторів ВВЕР-1000 в інтервалі флюенсів до 160 1022 нейтрон/м2 основним є радіаційне зміцнення, яке обумовлено радіаційно-індукованими петлями. Для корпусного металу реакторів ВВЕР-440 ця закономірність спостерігається в області більших флюенсів [40 50] 1023 нейтрон/м2. При цьому показано, що радіаційне зміцнення, яке обумовлено дислокаційними петлями, характеризується монотонним зростанням міцності із ростом дози опромінення. На противагу цьому, для дислокаційного зміцнення, яке викликане преципітатами, характерним є наявність максимуму на залежності приросту міцності від флюенса. Для корпусної сталі реакторів ВВЕР-440 цей максимум спостерігається при флюенсі 40 1023 нейтрон/м2. З метою прогнозування величини радіаційного зміцнення в широкому інтервалі флюенсів та встановлення зв'язку між еволюцією мікроструктури в процесі нейтронного опромінення та закономірностями радіаційного зміцнення, в роботі проводилось комп'ютерне моделювання утворення та росту вакансійних і міжвузлових дислокаційних петель в корпусному металі, а також моделювались зародження та ріст преципітатів для умов нейтронного опромінення, які є типовими для енергетичних реакторів типу ВВЕР-1000 та ВВЕР-440. Отримано дані щодо залежності середньої величини діаметра дислокаційних петель та їх об'ємної густини від дози опромінення, які добре узгоджуються з експериментальним даними, як для основного металу, так і металу зварних швів реакторів типу ВВЕР-440 та ВВЕР-1000. Це дозволило отримати прогностичні дані стосовно зміни цих ключових параметрів радіаційно-індукованих дефектів при заресурсних флюенсах. Опис продукції Результати отримані у проекті спрямовано на рішення фундаментальних проблем ядерної енергетики, що пов'язана з забезпеченням безпечної експлуатації та прогнозуванням залишкового ресурсу корпусних реакторних сталей. Основним фактором, що обмежує ресурс є радіаційне окрихчення, яке пов'язане з утворенням радіаційних дефектів. В зв'язку з цим, актуальними є розробка фізичних уявлень щодо мікромеханізмів радіаційного зміцнення та прогнозування на цій фізичний основі закономірностей впливу флюесу на приріст границі текучості з наступним прогнозом ступеня окрихчення сталі в корпусі реактора. Показано, що для корпусного металу реакторів ВВЕР-1000 в інтервалі флюенсів до 160 1022 нейтрон/м2 основним є радіаційне зміцнення, яке обумовлено радіаційно-індукованими петлями. Для корпусного металу реакторів ВВЕР-440 ця закономірність спостерігається в області більших флюенсів [40 50] 1023 нейтрон/м2. При цьому показано, що радіаційне зміцнення, яке обумовлено дислокаційними петлями, характеризується монотонним зрост Автори роботи Грицина Віктор Михайлович Дубінко Володимир Іванович Додано в НРАТ 2020-04-02 Закрити