Первым, кто обратил внимание на возможное ухудшение механических свойств материалов ядерного реактора при его эксплуатации был И.В.Курчатов. Прогноз подтвердился после пуска первых промышленных аппаратов в отношении топливных материалов и графитового замедлителя, а первая заводская материаловедческая лаборатория сразу же развернула масштабные исследования.

    Поведение технологических каналов, изготовленных из алюминиевого сплава САВ-1, сначала не вызывало опасений, однако к середине 50-х годов уже отмечались случаи их выхода из строя: нарушалась герметичность, и вытекающая через щель вода заливала графитовую кладку. Анализ причин аварий показал, что этому способствовало охрупчивание сплава, вызванное термическим старением при температурах выше 100^oС. В целом успешный опыт эксплуатации каналов определил выбор сплава САВ-1 в качестве основного конструкционного материала сооружаемых в 50-х годах исследовательских ядерных реакторов (ИЯР), так как расчетная температура эксплуатации была ниже 70^oС, что гарантировало отсутствие охрупчивания. Влияние нейтронного облучения на структуру сплава не было обнаружено вплоть до флюенса 3·10²¹ н/см², поэтому в первые годы не было сомнений в прочности ИЯР.

    Такое благодушное отношение к материалу корпуса реакторов сохранялось вплоть до середины 70-х годов, пока флюенс не превысил соответствующих значений на промышленных аппаратах. Эксплуатация ВВР-М сопровождалась совершенствованием его конструкции и повышением проектной мощности. Реактор занял лидирующее положение в результате расширения экспериментальных возможностей, но ценой этому были рекордные значения получаемого флюенса нейтронов. При пуске реактора не была предусмотрена постановка образцов-свидетелей, поэтому стала острой проблема прогнозирования изменения механических свойств сплава САВ-1 в условиях реакторного облучения, тем более, что из-за рубежа появились тревожные сообщения о значительном охрупчивании некоторых алюминиевых сплавов после облучения нейтронами [1,2]. Снижение пластичности могло отрицательно сказаться на несущей способности.

    Меньше сомнений возникало в оценке надежности эксплуатации главного циркуляционного контура (ГЦК), в силу того, что он спроектирован с большим запасом. Однако, качество сварных соединений естественно не соответствовало требованиям новых положений по сварке и контролю [3,4], а в соответствии с новыми нормами расчета на прочность [5] требовалась уточненная оценка напряженного состояния.

    Для решения возрастающего объема производственных задач была создана группа металлов, в которую вошли расчетчики-прочнисты, материаловеды и специалисты по неразрушающему контролю.

    Первая практическая работа по изучению радиационной стойкости алюминиевого сплава САВ-1 была выполнена совместно с институтом НИИАР (г.Димитровград). Образцы из сплава САВ-1 были облучены в реакторе СМ-2 до флюенса 6.8·10²¹ н/см² (Е > 0.8 МэВ) и испытаны в горячих камерах НИИАР. В результате испытаний отмечено упрочнение сплава, а относительное удлинение снизилось до 3.8%, что свидетельствовало о хрупком состоянии. Реально такой флюенс могут получить только донышки горизонтальных экспериментальных каналов (ГЭК), которые вплотную подходят к активной зоне, но нагрузки на них ничтожно малы. В результате низкий уровень напряжений у донышек ГЭК (~1 кг/мм²) стал решающим фактором при доказательстве возможной эксплуатации реактора. Следующий элемент конструкции корпуса, свойства которого могли измениться под действием облучения - опорная решетка, на которой размещаются тепловыделяющие элементы (рис. 1).
   В отличие от ГЭК эта деталь нагружена на порядок большими напряжениями, поэтому для обоснования ее несущей способности требовалось проведение как материаловедческих исследований, так и прочностных расчетов. Необходимые механические свойства должны быть получены в результате механических испытаний представительных образцов-свидетелей, т.е. условия облучения образцов и обследуемых деталей должны быть идентичными по спектру нейтронов, температуре, характеристикам среды и времени воздействия. Образцы для испытаний на растяжение были изготовлены из ножек бериллиевого вытеснителя и каналов СУЗ, длительное время находившихся на мощности в активной зоне реактора ВВР-М. Характер зависимости характеристик прочности и относительного удлинения от флюенса подтвердил ранее полученные результаты, но диапазон изменений флюенса, расширенный до 2.6·10²²н/см² (Е > 0.8МэВ), позволил прогнозировать изменение свойств не только опорной решетки, но и ГЭК вплоть до 2000 года (рис. 2).
Важно отметить, что механические свойства ГЭК за последние 15 лет эксплуатации практически не изменились, близки к стабильным значениям и свойства опорной решетки [6]. Однако, чувствительная к флюенсу характеристика пластичности - относительное удлинение - является качественной характеристикой, т.е. не может быть использована в расчетной оценке остаточной прочности. По этой причине с начала 80-х годов мы перешли к критерию прочности для оценки хрупкого состояния материалов - трещиностойкости К_c. Одновременно разрабатываются расчетные методы вычисления коэффициента интенсивности напряжений (КИН) К₁. Совместно с ЦНИИ КМ "Прометей" на кольцевых образцах с надрезом, изготовленных из того же канала СУЗ, измерено значение критической трещиностойкости К_c для необлученного САВ-1 и облученного флюенсом 2.6·10²²н/см² (Е > 0.8 МэВ).Экспериментальные значения К_с показаны на рис. 2, там же нанесены значения КИН опорной решетки и ГЭК. Критерий хрупкой прочности, определяемый неравенством К₁ К_с, выполняется в течение всего периода эксплуатации с большим запасом вплоть до 2000 года.

    Оценке несущей способности ГЦК предшествовало исследование дефектной структуры металла. Основная информация о размерах дефектов была получена с помощью радиографии сварных соединений. В соответствии с новой редакцией норм расчета на прочность [7] совместно с ЦНИИ КМ "Прометей" оценен остаточный ресурс наиболее напряженных сварных соединений ГЦК. При этом значения напряжений в районе обследуемых сварных швов умножались на коэффициент напряжений, определяемый размерами дефекта. Если остаточный расчетный ресурс был мал, шов подлежал ремонту. В настоящее время минимальный остаточный ресурс швов ГЦК составляет 200 циклов, т.е. планируется срок службы до 2000 года. Заключительным этапом является проверка в соответствии с концепцией "течь перед разрушением" (ТПР), т.е. разрешается эксплуатировать те системы, где разрушению всегда предшествует безопасная течь. В помещении под баком реактора и вблизи трубопроводов первого контура установлены специальные сигнализаторы, способные зафиксировать течь задолго до того, как образовавшаяся сквозная трещина в процессе роста достигнет опасных размеров и вызовет разрушение конструкции.

    В настоящее время ведется строительство реактора ПИК. Уже сейчас объем материаловедческих задач больше, чем на ВВР-М, хотя монтаж систем не закончен. За время строительства повышались требования к качеству оборудования, а отдельные системы вообще были переведены в более ответственную категорию. Возникла задача: можно ли допустить к эксплуатации ранее смонтированную систему после перевода ее в более высокую категорию? Положительное решение проблемы достигается в результате тщательной оценки качества металла с помощью средств неразрушающего контроля и учета обнаруженной дефектной структуры в расчете на прочность. По существу при этом решается вопрос: достаточен ли традиционно завышенный в отечественном машиностроении запас прочности для перевода конкретной единицы оборудования в более жесткие условия эксплуатации?

    Но наиболее важной и сложной технической проблемой является оценка срока службы корпуса реактора ПИК. Корпус реактора за год эксплуатации набирает флюенс нейтронов 10²²н/см² (Е > 0.8 МэВ), в силу чего он является сменной конструкцией. Наиболее надежна эксплуатация реактора пока он удовлетворяет концепции ТПР. Если с большой вероятностью течь предшествует разрушению и своевременно, надежно будет зафиксирована при работе реактора на мощности, такое состояние металла допустимо. Конструкция реактора такова, что появление течи легкой воды из активной зоны в тяжеловодный зазор будет мгновенно зафиксировано по изменению реактивности и подтверждено увеличением давления в зазоре. Однако, при значительном охрупчивании материала корпуса течь не реализуется перед разрушением, и корпус подлежит замене.

    В основе расчетного подхода к оценке срока службы корпуса реактора ПИК используется принцип сравнения растущего по циклам дефекта с расчетными критическими размерами. Исходный дефект на корпусе реактора считается поверхностным и схематизируется в форме полуэллипса с полуосями a = 0.5 мм и b = 10 мм, что соответствует глубине и длине, надежно фиксируемой при ультразвуковом контроле на заводе-изготовителе. По данным ОТК дефекты более крупных размеров не допускаются, поэтому предполагается, что именно такой дефект и оказался пропущенным при контроле. Кинетическая диаграмма увеличения размеров дефекта в процессе циклического нагружения в соответствии с уравнением Пэриса [8] приведена на рис. 3.

Преимущественный рост дефекта в длину обусловлен неоднородным распределением напряжений по толщине стенки корпуса [9]. Значения критических размеров дефектов вычислялись по формулам смешанного упруго-пластического разрушения [7], при этом учитывались механические свойства облученного металла. Единственное экспериментальное значение трещиностойкости стали Х18Н10Т, облученной флюенсом 0.9· 10²¹н/см² (Е > 0.8 МэВ), равное 234 МПа м^1/2, было получено сотрудником НИИАР В.К. Шамардиным. Это значение было опорным при калибровочном пересчете значения К_с для более высоких значений флюенсов. Соответствующие разным флюенсам и К_с диаграммы критических размеров дефектов нанесены на рис. 3. Точки пересечения кривой роста дефектов с соответствующими критическими кривыми дают значения критических размеров поверхностных дефектов, которые после прорыва оставшейся глубины металла становятся сквозными. Если образовавшийся сквозной дефект имеет длину, меньшую, чем соответствующая тому же флюенсу критическая длина, соблюдается принцип ТПР. На основании имеющихся в настоящий момент данных можно доказать, что это условие соблюдается вплоть до флюенса 10²²н/см² (Е > 0.8 МэВ), т.е. в течение года безопасная эксплуатация гарантирована.

    В настоящее время группа металлов совместно с ЦНИИ КМ "Прометей" ведет экспериментальную работу по измерению трещиностойкости облученной стали Х18Н10Т. Полученные данные позволят оценить время до перехода металла корпуса в хрупкое состояние, в течение которого реализуется принцип ТПР, и таким образом определить срок службы корпуса реактора, при котором вероятность разрушения не превысит нормативного значения 10^-7р/год [10].

1. R.J. King, A. Jonstons and Farell. Neutron irradiation damage in precipitation hardened aluminium alloy. ASTM 529, 1977, p. 165 -- 180.
2. E.Z. Sturken. Irradiation effects in magnesium and aluminium alloys. J.Nucl.Mater.,1979, v.82, p.39.
3. Основные положения по сварке и наплавке узлов и конструкций атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок. ОП 1513-72, ПК 1514-72. М.: "Металлургия", 1975 г.
4. Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок. Сварка и наплавка. Основные положения. ПиН АЭ Г-7-009-89. Сварные соединения и наплавки. Правила контроля. ПиН АЭ Г-7-010-89. М.: "Энергоатомиздат", 1991 г.
5. Нормы расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов атомных электростанций опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок. М.: "Металлургия", 1973 г.
6. V.I. Didenko, K.A. Konoplev. Keeping an eye on neutron damage. Nuclear Engineering International. 1993, December.
7. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. ПиН АЭ Г-7-002-86. М.: "Энергоатомиздат", 1989 г.
8. Броек Д. Основы механики разрушения. М.: "Высшая школа", 1980 г.
9. А.И. Игнатьев. К оценке возможности крупномасштабного разрушения корпуса реактора ПИК. Препринт ЛИЯФ-1600, Л,. 1990. 23 с.
10. Didenko V.I. Evaluation of the failure probability for high flux research reactor PIK and corresponding radiation metallurgical problems. First international spring school and symposium on advances in materials science. 15-20 March, 1994; SAMS 94, Cairo, Egypt.