Тригубенко О. В. Ефект зниження ударної в’язкості металу корпусів реакторів ВВЕР в умовах понадпроектної експлуатації

У дисертації виконано аналіз ефекту зниження ударної в’язкості сталей корпусів реакторів ВВЕР-1000 та повторно опромінених сталей КР ВВЕР-440 в умовах довгострокової експлуатації. Дослідження базувалося на результатах, отриманих при реалізації програм зразків-свідків для корпусів ВВЕР. Зразки опромінено в енергетичних реакторах до флюенсів швидких нейтронів, що відповідають періоду експлуатації корпусів реакторів у понад 60 років. У роботі проаналізовано зниження в’язких властивостей корпусних сталей під впливом опромінення, для сталей КР ВВЕР-1000 емпірично показано наявність кореляції ударної в’язкості з іншими параметрами, такими як поперечне розширення зразка після руйнування та границя текучості сталі. Для матеріалів КР ВВЕР-440, повторно опромінених після відновлювального відпалу, за зміною положення верхнього шельфу температурної залежності ударної в’язкості прослідковано зниження в’язких властивостей та показано вплив вмісту фосфору у металі ЗШ на енергію верхнього шельфу. Також продемонстровано, що для матеріалів з низьким значенням верхнього шельфу може спостерігатися штучне завищення температури крихкості та невиправдане обмеження ресурсу КР. Ключові слова: корпус реактора ВВЕР, зразки-свідки, ударна в’язкість, довготривале нейтронне опромінення, окрихчування металу, крива Шарпі, енергія верхнього шельфу, поперечне розширення, доля в’язкої складової.