сгенерировать QR код
Открытый доступ
Только для подписчиков
Исследование состояния металла внутрикорпусных устройств реактора ВВЭР после эксплуатации в течение 45 лет. Часть 1. Программа исследований и вырезка трепанов из ВКУ
https://doi.org/10.22349/1994-6716-2020-103-3-135-143
Аннотация
Представлена программа исследований металла (сталь 08Х18Н10Т) элементов ВКУ реактора ВВЭР-440 энергоблока № 3 Нововоронежской АЭС, остановленного после 45 лет эксплуатации. Выполнен отбор высокооблученных фрагментов (трепанов) из различных зон выгородки и сегмента корзины реактора.
Ключевые слова
При поддержке: Настоящая статья подготовлена в результате обобщения исследований, выполненных по проекту №375123 «Исследование основных механических свойств и характеристик сопротивлению разрушению основного металла и металла сварных соединений элементов реакторной установки №3 НВОАЭС в обеспечение НИОКР по материаловедческому обоснованию продления сроков эксплуатации оборудования АЭС с ВВЭР-440 до 60 лет», финансируемому АО «Концерн Росэнергоатом»
Об авторах
Б. З. Марголин
НИЦ «Курчатовский институт» – ЦНИИ КМ «Прометей»
Россия
Россия
д-р. техн. наук
191015, Санкт-Петербург, Шпалерная ул., 49
А. Я. Варовин
НИЦ «Курчатовский институт» – ЦНИИ КМ «Прометей»
Россия
Россия
канд. техн. наук
191015, Санкт-Петербург, Шпалерная ул., 49
А. И. Минкин
НИЦ «Курчатовский институт» – ЦНИИ КМ «Прометей»
Россия
191015, Санкт-Петербург, Шпалерная ул., 49
Россия
191015, Санкт-Петербург, Шпалерная ул., 49
Д. А. Гурин
АО «Диаконт»
Россия
195274, Санкт-Петербург, ул. Учительская, 2
Россия
195274, Санкт-Петербург, ул. Учительская, 2
В. А. Глухов
АО «Концерн Росэнергоатом»
Россия
115432, Москва, Проектируемый 4062-й проезд, 6, строение 25
Россия
115432, Москва, Проектируемый 4062-й проезд, 6, строение 25
Список литературы
1. Сорокин А. А., Марголин Б. З., Курсевич И. П., Минкин А. И., Неустроев В. С., Белозеров С. В. Влияние нейтронного облучения на механические свойства материалов внутрикорпусных устройств реакторов типа ВВЭР // Вопросы материаловедения. – 2011. – № 2 (66). – С. 131–152.
2. Марголин Б. З., Сорокин А. А., Швецова В. А., Минкин А. И., Потапова В. А., Смирнов В.И. Влияние радиационного распухания и особенностей деформирования на процессы разрушения облученных аустенитных сталей при статическом и циклическом нагружении. Часть 1. Пластичность и трещиностойкость // Вопросы материаловедения. – 2016. – № 3(87). – С. 159–191.
3. Марголин Б. З., Минкин А. И., Смирнов В. И., Сорокин А. А., Швецова В. А., Потапова В. А. Влияние радиационного распухания и особенностей деформирования на процессы разрушения облученных аустенитных сталей при статическом и циклическом нагружении. Часть 2. Скорость роста усталостных трещин // Вопросы материаловедения. – 2016. – № 3(87). – С. 192–210.
4. Марголин Б. З., Минкин А. И., Смирнов В. И., Федорова В. А., Кохонов В. И., Козлов А. В., Евсеев М. В., Козманов Е. А. Исследование влияния нейтронного облучения на статическую и циклическую трещиностойкость хромоникелевой аустенитной стали // Вопросы материаловедения. – 2008. – № 1(53). – С. 111–123.
5. Mansur L. K., Lee E. H., Maziasz P. J., Rowcliffe A. P. Control of helium effects in irradiated materials based on theory and experiment // J. of Nucl. Mat. – 1986. – V. 141–143, Part 2. – P. 633–646.
6. Garner F. A. Radiation Damage in Austenitic Steels / Konings R. J. M., (ed.) // Comprehensive Nuclear Materials. – 2012. – V. 4. – P. 33–95.
7. РД ЭО 1.1.2.99.0944–2013 «Методика расчета прочности и остаточного ресурса внутрикорпусных устройств ВВЭР-1000 при продлении срока эксплуатации до 60 лет». – М.: Росэнергоатом, 2013.
8. Карзов Г. П., Марголин Б. З. Механизмы разрушения конструкционных материалов и оценка прочности и работоспособности оборудования АЭС с реакторами различного типа // Вопросы материаловедения. – 2014. – № 4(80). – С. 162–194.
9. Васина Н. К., Марголин Б. З., Гуленко А. Г., Курсевич И. П. Радиационное распухание аустенитных сталей: влияние различных факторов. Обработка экспериментальных данных и формулировка определяющих уравнений // Вопросы материаловедения. – 2006. – № 4(48). – C. 69–88.
10. ASTM Е1820–17. Standard Test Method for Measurement of Fracture Toughness.
11. ASTM E647–13. Standard Test Method for Measurement of Fatigue Crack Growth Rates.
Рецензия
Для цитирования:
Марголин Б.З., Варовин А.Я., Минкин А.И., Гурин Д.А., Глухов В.А. Исследование состояния металла внутрикорпусных устройств реактора ВВЭР после эксплуатации в течение 45 лет. Часть 1. Программа исследований и вырезка трепанов из ВКУ. Вопросы материаловедения. 2020;(3(103)):135-143. https://doi.org/10.22349/1994-6716-2020-103-3-135-143
For citation:
Margolin B.Z., Varovin A.Ya., Minkin A.J., Gurin D.A., Glukhov V.A. Investigation of irradiated metal of WWER-type reactor internals after 45 years of operation. Part 1. Research program and cutting out of samples from pressure vessel internals. Voprosy Materialovedeniya. 2020;(3(103)):135-143. (In Russ.) https://doi.org/10.22349/1994-6716-2020-103-3-135-143
Просмотров:
328
Послать статью по эл. почте 