АО «НПО ЦНИИТМАШ», Москва, Россия:
Н. П. Аносов, канд. техн. наук, старший научный сотрудник, эл. почта: NPAnosov@cniitmash.com
В. Н. Скоробогатых, канд. техн. наук, директор Института материаловедения
Л. Ю. Гордюк, старший научный сотрудник
Ж. В. Юргина, инженер

Предложена возможность оценки радиационного охрупчивания корпусных материалов водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР) без использования сдвига критической температуры хрупкости ΔT_K. В качестве альтернативных методов рассмотрены методы оценки хрупкой прочности на основании критической температуры хрупкости T_K или температуры перехода из вязкого состояния в хрупкое T_P. Значение T_P определяют непосредственно в точке перегиба нормального стандартного распределения вероятностей, а уровень ударной вязкости KCV, соответствующий заданному пределу текучести σ_0,2, пересекает линию нормального стандартного распределения вероятностей в точке T_K, расположенной на температурной диаграмме ударной вязкости значительно ниже и левее. Обоснован отказ от использования сдвига критической температуры хрупкости ΔT_K при оценке радиационного охрупчивания корпусных материалов ВВЭР. На стадии прогнозирования ресурса ВВЭР-1000 до 30 лет, в соответствии c ПНАЭ Г-7-002-86, при нормативных коэффициентах радиационного охрупчивания для ресурса основного металла — стали 15Х2НМФА-А ресурс составляет 16 лет, что связано с избыточной консервативностью при определении значения T_K. При избыточной консервативности нормативных критериев в связи неаддитивным суммированием значений ΔT_K и T_K0 нормативные ресурсы определяются соответственно 36 (менее 60) лет (по РД ЭО 1.1.2.09.0789-2012) и 95 (более 60) лет (по РД ЭО 1.1.2.99.0920-2013). Отказ от использования значения ΔT_K исключает неаддитивное суммирование значений ΔT_K и T_KО, а в расчет вводят коэффициенты радиационного охрупчивания T_KО = –60 °C, A_F = 23, n = 1/3 фактической наиболее консервативной по ΔT_K плавки из аттестационных комплектов образцов основного металла стали 15Х2НМФА-А, что гарантирует ресурс в 54 года. Установлено, что при отказе от использования показателя ΔT_K необходимого в расчете для основного металла корпуса реактора ВВЭР-1200, можно статистически обоснованно определить фактические ресурсы:
– по T_K — 210 лет для стали 15Х2НМФА-А и 307 лет для стали 15Х2НМФА кл. 1 при TK0 = –77 °C;
– по T_P статистически обосновано 117 лет для стали 15Х2НМФА-А и 127 лет для стали 15Х2НМФА
кл. 1 при T_K0 = –57 °C.

Работа выполнена при финансовой поддержке Минобрнауки РФ в рамках Соглашения о предоставлении субсидии № 14.579.21.0116 (уникальный идентификатор соглашения RFMEFI57915X0116).

1. Liu Y. J., Guo J., Gu K. K. Aging and Life Management System of Reactor Pressure Vessel // World Journal of Nuclear Science and Technology. 2011. Vol. 1, Iss. 02. P. 21.
2. Odette G. R., Nanstad R. K. Predictive reactor pressure vessel steel irradiation embrittlement models: issues and opportunities // JOM. 2009. Vol. 61, Iss. 7. P. 17–23.
3. Аносов Н. П., Скоробогатых В. Н., Гордюк Л. Ю., Михеев В. А., Погорелов Е. В., Шамардин В. К. Сопротивление хрупким разрушениям корпусной стали ВВЭР в исходном состоянии // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2018. № 1. С. 134–145.
4. Hashmi M. F., Wu S. J., Li H. X. Neutron irradiation embrittlement modeling in RPV steels an overview // Proceedings of 18^th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT), Beijing, China. August 7–12, 2005. P. 35–42.
5. Dub V. A., Novikov S. V., Shchepkin I. A., Kornienko O. Yu. Improvement of the melting technology and ladle treatment of steels 15Х2НМФА (15Kh2NMFA) (A-A, class 1) for special critical duty components in nuclear power stations // CIS Iron and Steel Review. 2017. Vol. 14. P. 8–13.
6. Голи-Оглу Е. А., Грайсен З., Бокачев Ю. А. Исследование металлургического качества теплоустойчивой низколегированной молибденовой стали 16Мо3 толщиной до 150 мм для корпусов паровых турбин // Черные металлы. 2018. № 6. С. 53–57.
7. ТУ 0893-013-00212179-2003. Заготовки из стали марок 15Х2НМФА, 15Х2НМФА-А, 15Х2НМФА класс 1 для корпусов, крышек и других узлов реакторных установок. Технические условия. Введ. 01.07.2003.
8. Казанцев А. Г., Маркочев В. М., Сугирбеков Б. А. Оценка погрешностей определения критической температуры хрупкости металла корпуса реактора ВВЭР-1000 с использованием метода Монте-Карло // Тяжелое машиностроение. 2015. № 9-10. С. 19–27.

9. Lundgren M. Analysis of predictive models for correlation of irradiation eff ects on pressure vessel steels. — Gothenburg : Chalmers University of Technology, 2010. — 59 p.
10. Wallin K. Use of the Master Curve methodology for real three dimensional cracks // Nuclear Engineering and Design. 2007. Vol. 237. Iss. 12-13. P. 1388–1394.
11. Odette G. R., Lucas G. E. Recent progress in understanding reactor pressure vessel steel embrittlement // Radiation effects and defects in solids. 1998. Vol. 144. Iss. 1-4. P. 189–231.
12. ПНАЭ Г-7-002-86. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Госатомэнергонадзор СССР. — М. : Энергоатомиздат, 1987. — 525 с.
13. Марков С. И., Дурынин В. А., Мохов В. А. Сталь марок 15Х2НМФА, 15Х2НМФА-А и 15Х2НМФА класс 1 для корпуса реактора проекта ВВЭР-ТОИ // Тяжелое машиностроение. 2013. № 3. С. 2–5.
14. ГОСТ Р ИСО 148-1-2013. Материалы металлические. Испытание на ударный изгиб на маятниковом копре по Шарпи. Ч. 1. Метод испытания. — М. : Стандартинформ, 2014. — 27 с. Введ. 01.01.2014.
15. Вишкарев О. М., Дуб В. С., Лобода А. С., Каширский Ю. В., Шамардин В. К., Зубова Т. Н. Калугина И. И., Кобелев Н. Н. Влияние примесей на радиационную стойкость корпусной перлитной стали 15Х2НМФА // Труды ЦНИИТМАШ. 1980. № 157. С. 19–24.
16. Вишкарев О. М., Дуб В. С., Лобода А. С., Шамардин В. К. Кобелев Н. Н., Калугина И. И., Зубова Т. Н. Радиационная стойкость стали 15Х2НМФА // Труды ЦНИИТМАШ. 1980. № 157. C. 4–6.