http://dspace.nbuv.gov.ua:80/handle/123456789/110148 2026-04-05T20:22:47Z 2026-04-05T20:22:47Z Ballesteros, A. Altstadt, E. http://dspace.nbuv.gov.ua:80/handle/123456789/111972 2020-12-17T14:08:24Z 2013-01-01T00:00:00Z

RPV Long Terra Operation: Open Issues Ballesteros, A.; Altstadt, E. This paper presents and describes key open issues which are being debated nowadays by experts in the field, and for which clarification is essential for a safe operation of the nuclear power plants during life extension. Notably: late blooming effects in low Cu steels; effects of Cu, Ni, Mn, and P on the irradiated microstructure and on hardening and embrittlement; use of material test reactor data for assessment in power reactors (including flux and spectrum effects); Master Curve versus Unified Curve and fracture toughness behavior of highly irradiated material; embrittlement in RPV zones out of the traditional beltline (“the expanding beltline”); embrittlement trend curves at high neutron fluence, where data are scarce; re-embrittlement after annealing.; Описаны актуальные проблемы обеспечения безопасной работы АЭС при продлении сроков эксплуатации, которые широко обсуждаются экспертами данной отрасли. К ним, в частности, относятся: эффекты запаздывания в сталях с низким содержанием меди влияние Cu, Ni, Mn и P на микроструктуру, упрочнение и охрупчивание облученных сталей применимость результатов испытаний, полученных в исследовательском атомном реакторе, к промышленным реакторам, включая эффекты флакса и спектра сопоставление Мaster-кривой с унифицированной кривой, а также особенности разрушения высокооблученных материалов; охрупчивание материалов в зонах корпусов реакторов вне традиционных участков; построение трендовых кривых охрупчивания для высокого флюенса нейтронов при малом объеме данных; повторное охрупчивание после отжига.; Описано актуальні проблеми забезпечення безпечної роботи АЕС при продовженні термінів експлуатації, які широко обговорюються експертами даної галузі. До них, зокрема відносяться: ефекти запізнювання в сталях із низьким вмістом міді; вплив Cu, Ni, Mn і P на мікроструктуру, зміцнення і окрихчування опромінених сталей; використання результатів випробувань, отриманих у дослідном атомному реакторі, до промислових реакторів, включаючи ефекти флакса і спектра; зіставлення Мaster-кривої з уніфікованою кривою, а також особливості руйнування високоопромінених матеріалів; окрихчування матеріалів у зонах корпусів реакторів поза традиційними участками побудова трендових кривих окрихчування для високого флюенса нейтронів за малого об’єму даних; повторне окрихчування після відпалу.;

2013-01-01T00:00:00Z Харченко, В.В. Пиминов, В.А. Чирков, А.Ю. Кобельский, С.В. Кравченко, В.И. http://dspace.nbuv.gov.ua:80/handle/123456789/111971 2020-12-17T14:09:41Z 2013-01-01T00:00:00Z

Упругопластический расчет на сопротивление разрушению элементов оборудования 1-го контура АЭС Харченко, В.В.; Пиминов, В.А.; Чирков, А.Ю.; Кобельский, С.В.; Кравченко, В.И. Рассмотрены современные подходы расчетного анализа к оценке сопротивления разрушению элементов ответственного оборудования 1-го контура АЭС с ВВЭР. Отмечается, что решение вопросов обоснования безопасной эксплуатации, оценки целостности корпуса реактора и продления его ресурса существенно зависит от результатов расчета кинетики напряженнодеформированного состояния, адекватного учета полей остаточных технологических напряжений и деформаций, достоверной оценки параметров нелинейной механики разрушения. Развита общая методика расчетного анализа на сопротивление разрушению корпусов реакторов ВВЭР при моделировании аварийных режимов охлаждения. Сформулированы основные положения упругопластического расчета кинетики напряженно-деформированного состояния корпусов реакторов с учетом полей остаточных технологических напряжений и деформаций, а также предложена расчетная методика определения параметров разрушения постулируемой трещины. С применением разработанных методов расчета и программного обеспечения показано существенное влияние на расчетную оценку сопротивления разрушению корпусов реакторов ВВЭР-1000 таких факторов, как история термосилового нагружения и упругопластическое деформирование металла в окрестности фронта постулируемой трещины, остаточная технологическая напряженность, регулярность и плотность конечноэлементной сетки в окрестности фронта расчетной трещины, процедура вычисления параметров упругопластического разрушения в дискретных моделях метода конечных элементов. Показано, что уточненный упругопластический расчет на стадии разгрузки металла в окрестности фронта трещины при термошоке корпуса реактора может позволить обосновать дополнительные резервы прочности и ресурса корпуса реактора, а неучет истории нагружения и остаточной напряженности после термообработки приводит к неконсервативной оценке сопротивления разрушению узла соединения коллектора с корпусом парогенератора ПГВ-1000 при моделировании эксплуатационного цикла нагружения.; Розглянуто сучасні підходи розрахункового аналізу до оцінки опору руйнуванню елементів відповідального обладнання 1-го контуру АЕС з ВВЕР. Відмічається, що розв’язання питань обґрунтування безпечної експлуатації, оцінки цілісності корпусу реактора і продовження його ресурсу суттєво залежать від результатів розрахунку кінетики напружено-деформованого стану, адекватного урахування полів залишкових технологічних напружень і деформацій, достовірної оцінки параметрів нелінійної механіки руйнування. Розвинуто загальну методологію розрахункового аналізу на опір руйнуванню корпусів реакторів ВВЕР при моделюванні аварійних режимів охолодження. Сформульовано основні положення пружно-пластичного розрахунку кінетики напружено-деформованого стану корпусів реакторів з урахуванням полів залишкових технологічних напружень і деформацій, а також запропоновано розрахункову методику визначення параметрів руйнування постульованої тріщини. Із використанням розроблених методів розрахунку і програмного забезпечення показано суттєвий вплив на розрахункову оцінку опору руйнуванню корпусів реакторів ВВЕР-1000 таких чинників, як історія термосилового навантаження і пружно-пластичного деформування металу в околі фронту постульованої тріщини, варіанти урахування залишкової технологічної напруженості, регулярність і щільність скінченноелементної сітки в околі фронту розрахункової тріщини, процедура обчислення параметрів пружнопластичного руйнування в дискретних моделях методу скінченних елементів. Показано, що уточнені пружно-пластичні розрахунки на стадії розвантаження металу в околі фронту тріщини при термошоці корпусу реактора можуть дозволити обґрунтувати додаткові резерви міцності та ресурсу корпусу реактора, а неврахування історії навантаження і залишкової напруженості після термообробки призводить до неконсервативної оцінки опору руйнуванню вузла з’єднання колектора з корпусом парогенератора ПГВ-1000 при моделюванні експлуатаційного циклу навантажування.; Current calculation analysis approaches to the fracture resistance assessment for main equipment elements of the WWER NPP primary circuit are considered. It is noted that the solution of the problems of justifying safe operation, assessment of the integrity and extension of the lifetime of the reactor pressure vessel is essentially dependent on the results of calculations of the kinetics of the stress strain state, a proper consideration of the residual welding stress and strain fields, reliable evaluation of non-linear fracture mechanics parameters. A general methodology is developed for a calculated analysis of the fracture resistance of WWER reactor pressure vessels in the simulation of emergency cooling conditions. The main statements in the elasto-plastic calculation of the kinetics of the stress strain state for reactor pressure vessels are formulated with consideration of the residual welding stress and strain fields, and the calculation procedure for determining the fracture parameters of the postulated crack is presented. Using the calculation methods and software product developed, a significant influence of such factors as consideration of the thermomechanical loading history and elastoplastic deformation of the metal in the vicinity of the postulated crack front, different ways of taking into consideration the residual welding stress level, the regularity and density of the finite element mesh in the vicinity of the calculated crack front, the procedure for calculating the elastoplastic fracture parameters in discrete finite-element method models on the calculated fracture resistance assessment of WWER-1000 reactor pressure vessels is shown. It is found that the neglect of the loading history and residual stress level after heat treatment results in a non-conservative assessment of the fracture resistance for the collector-to-nozzle welded joint in the PGV-1000M steam generator in the simulation of the operating cycle of loading.

2013-01-01T00:00:00Z Марголин, Б.3. Юрченко, Е.В. Морозов, А.М Пирогова, H.Е. http://dspace.nbuv.gov.ua:80/handle/123456789/111970 2020-12-17T14:11:14Z 2013-01-01T00:00:00Z

Анализ связи между механизмами радиационного охрупчивания и влиянием флакса нейтронов применительно к материалам корпусов реакторов ВВЭР Марголин, Б.3.; Юрченко, Е.В.; Морозов, А.М; Пирогова, H.Е. Проанализирован эффект флакса нейтронов для материалов корпусов реакторов ВВЭР в случаях если доминируют различные механизмы охрупчивания. Использованы данные по сдвигам критической температуры хрупкости, полученные в рамках программ образцов свидетелей и исследовательских программ. Определены механизмы охрупчивания материалов, при которых эффект флакса практически отсутствует и при которых он значим. Для случая доминирования механизма сегрегации фосфора теоретически обосновано отсутствие эффекта флакса на основании теории радиационно-ускоренной диффузии.; Проаналізовано ефект флакса нейтронів для матеріалів корпусів реакторів ВВЕР у випадках, коли домінують різні механізми окрихчування. Використано дані щодо зсуву критичної температури крихкості, отримані в рамках програм зразків-свідків і дослідних програм. Визначено механізми окрихчування матеріалів, згідно з якими ефект флакса практично відсутній і за яких він значущий. У випадку, коли домінує механізм сегрегації фосфору, теоретично обґрунтовано відсутність ефекту флакса на основі теорії радіаційно-прискореної дифузії.; The paper addresses the effect of neutron flux for WWER reactor pressure vessel materials in the cases where various embrittlement mechanisms prevail. The data on shifts of critical brittleness temperatures, which were obtained within various surveillance specimen programs and research programs, are used. The authors have defined the embrittlement mechanisms for which the neutron flux has no effect and the ones for which its effect is significant. For the case where the phosphorus segregation mechanism dominates, the absence of the neutron flux effect has been substantiated from the standpoint of the theory of radiation-accelerated diffusion.

2013-01-01T00:00:00Z Ерак, Д.Ю. Журко, Д.А. Папина, В.Б. http://dspace.nbuv.gov.ua:80/handle/123456789/111969 2020-12-17T14:12:48Z 2013-01-01T00:00:00Z

Интерпретация результатов ускоренного облучения материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 Ерак, Д.Ю.; Журко, Д.А.; Папина, В.Б. Исследованы материалы сварных швов корпуса реактора ВВЭР-1000 с различным содержанием никеля и марганца после температурной выдержки при рабочей температуре до 10000 ч. Показано, что за исследованный интервал времени выдержки эффекты температурного старения не успевают развиться.; Досліджено матеріали зварних швів корпусу реактора ВВЕР-1000, що мають різний вміст нікелю і марганцю після температурної витримки за робочої температури до 10000 годин. Показано, що за досліджуваний інтервал часу витримки ефекти температурного старіння не встигають розвинутись.; Studies of WWER-1000 reactor vessel weld materials with different Ni and Mn content after thermal exposure at operating temperature for up to 10,000 h have been performed. It is shown the hold time interval under study is not sufficient for development of thermal ageing processes.

2013-01-01T00:00:00Z