Пошук академічних текстів

Інформація × Реєстраційний номер 0226U000680, (0120U102484) , Науково-дослідна робота Назва роботи Стратегія подовження ресурсу корпусів реакторів ВВЕР. Дослідження, аналіз, методологія Назва етапу роботи Оцінка ресурсу корпусу реактора з підвищеним вмістом нікелю і марганцю з використанням методу Майстер кривої Керівник роботи Ревка Володимир Миколайович, Кандидат фізико-математичних наук Дата реєстрації 14-01-2026 Організація виконавець Інститут ядерних досліджень НАН України Опис роботи Метою роботи є обґрунтування можливості використання результатів випробувань зразків-свідків на в'язкість руйнування для оцінки ресурсу корпусів реакторів ВВЕР. Опис етапу В роботі проведено оцінку окрихчування металу корпусу реактора в умовах довготривалого опромінення, а також порівняння експериментальних даних щодо зсуву перехідних температур ТК і Т0, яке показало, що радіаційний зсув ΔТK в середньому узгоджується з зсувом референсної температури ΔТ0. Аналіз нормативного підходу і методології Майстер кривої щодо оцінки в'язкості руйнування металу корпусу реактора, проведеного шляхом порівняння кривих в'язкості руйнування, показав, що 5 % довірча границя Майстер кривої найкраще узгоджується з узагальненою залежністю ПНАЕ Г-7-002-86, яка використовується для сталі марки 15Х2НМФА-А та її зварних з’єднань. Щодо інших нормативних залежностей KIC, то вони помітно відрізняються і є менш консервативними у порівнянні з 5 % довірчою границею Майстер кривої. При переоцінці критичної температури крихкості металу корпусу реактора з використанням референсної температури Т0 визначено температуру RТ0 для індексації нормативної кривої тріщиностійкості СОУ НАЕК 177:2019 як функціональний еквівалент критичної температури крихкості ТК0 для матеріалів КР у вихідному стані. У разі використання RТ0 замість ТК0 консерватизм розрахунків на опір крихкому руйнування може помітно зменшитися. Крім того, рівень консерватизму буде однаковий для всіх матеріалів. З використанням методу Майстер кривої оцінено ресурс корпусу реактора. • Розрахунки температури ТК відповідно до СОУ НАЕК 087:2023 показали, що радіаційний ресурс корпусу реактора енергоблоку ХАЕС-1 буде вичерпано по завершенню 54 паливної кампанії (тобто, 54 ефективні роки експлуатації енергоблока АЕС). Використання RT0 для вихідного стану дає можливість обґрунтувати суттєво більший термін безпечної експлуатації корпусу реактора і енергоблока в цілому • Запропонована методика може бути підґрунтям для внесення змін у нормативні документи щодо оцінки цілісності і ресурсу корпусів реакторів ВВЕР Опис продукції Автори роботи Стаховський Володимир Станіславович Чайковський Юрій Віталійович Чирко Людмила Іванівна Тригубенко Олександр Вікторович Шкапяк Олександр Вікторович Додано в НРАТ 2026-01-14 Закрити