Вісник НАН України. 2014. № 11. С. 10-17. 
https://doi.10.15407/visn2014.11.010

КОТРЕЧКО Сергій Олексійович –
доктор фізико-математичних наук, завідувач відділу фізики міцності та руйнування
Інституту металофізики ім. Г.В. Курдюмова НАН України 

ФІЗИЧНІ ОСНОВИ ПРОГНОЗУВАННЯ РАДІАЦІЙНОГО РЕСУРСУ
КОРПУСНОГО МЕТАЛУ ЯДЕРНИХ РЕАКТОРІВ

За матеріалами наукової доповіді на засіданні Президії НАН України
24 вересня 2014 року

Розглянуто основи фізичного підходу до проблеми прогнозування радіаційного ресурсу корпусного металу, який, на відміну від існуючого нині, ґрунтується на фундаментальних закономірностях переходу металу із пластичного стану в крихкий і дозволяє з єдиних позицій описати всю сукупність чинників (як властивостей металу, так і умов термосилового навантаження корпусу реактора при аварійному розхолодженні), що впливають на величину критично допустимого флюенсу. Наведено приклади практичного використання запропонованого підходу.

Ключові слова: прогнозування, радіаційний ресурс металу, ядерний реактор.

В Україні більше половини загального обсягу виробленої електроенергії генерується на атомних електростанціях, при цьому структура наших енергоносіїв така, що і в майбутньому нам без атомної енергетики не обійтися. Особливо наочно про це свідчать події останнього часу. Проте на сьогодні одним із викликів ядерній енергетиці України є той факт, що термін експлуатації майже половини енергоблоків атомних електростанцій вичерпується найближчим часом. У зв’язку з цим виникає нагальна потреба адекватно оцінити поточний стан корпусного металу діючих енергоблоків і зробити на цій основі висновки щодо можливості або неможливості подальшого безпечного подовження терміну їх експлуатації.

Термін експлуатації енергоблока визначається за рівнем гранично допустимої дози опромінення (критичного флюенсу Фс) корпусного металу. Величина Фс залежить від трьох основних факторів, а саме: схильності металу до радіаційного окрихчення; розмірів тріщиноподібного дефекту в корпусі реактора та параметрів термосилового навантаження корпусу при його аварійному розхолодженні. Як показано на рис. 1, схильність металу до радіаційного окрихчення (параметр AF) експериментально встановлюють за величиною зсуву критичної температури ΔTF руйнування зразків-свідків типу «Шарпі» при їх ударних випробуваннях [1]. Відповідно до регламенту ці зразки час від часу вивантажують з корпусів діючих енергоблоків. Кількісно другий і третій фактори характеризуються критичною температурою Tka. Її величину визначають як критичну температуру, за якої в умовах аварійного розхолодження наявний (нормативний) тріщиноподібний дефект у корпусі реактора втратить рівновагу, що призведе до розгерметизації корпусу.  Повний текст (PDF).