От экспериментальных данных – к нормам стандарта

Входящий в структуру РОСАТОМА Институт реакторных материалов отметил 60-летие организации, собрав ведущих специалистов отрасли на площадке  масштабной международной научно-технической конференции «Материалы атомной энергетики». Форум экспертов прошел 18-22 мая 2026 года. В его работе активно участвовала представительная делегация НИЦ «Курчатовский институт» – ЦНИИ КМ «Прометей».

Начальник лаборатории «Прометея» доктор технических наук Борис Марголин в ходе конференции выступил дважды. В его пленарном докладе «Механизмы и критерии разрушения материалов высокооблученных элементов реакторных установок» подробно рассмотрены основные параметры нейтронного облучения, влияющие на служебные свойства материалов различных классов, разрушение которых происходит по различным механизмам. Кроме параметров облучения (фактически – параметров эксплуатации на стационарном режиме), рассмотрен один из важных эксплуатационных параметров, а именно – температура эксплуатации при переходных режимах работы реактора, которая моделируется температурой испытаний, в ряде случаев отличной от температуры облучения. В докладе также показано, как реализация или отсутствие того или иного механизма повреждения материала может кардинально изменить его механизм разрушения и служебные свойства.

Позже Борис Захарович сделал доклад на одной из секций конференции по теме «Основные микроструктурные факторы, влияющие на радиационно-индуцированное коррозионное растрескивание стали 08Х18Н10Т для ВКУ ВВЭР». Коллегам были представлены результаты испытаний образцов из аустенитной нержавеющей стали в среде, имитирующей теплоноситель первого контура реакторов ВВЭР. Испытывались образцы в различных состояниях: состояние после облучения в составе внутрикорпусных устройств (ВКУ) в течение 45 лет, состояния после отжигов, проведенных по различным режимам. Испытания проведены для двух режимов нагружения: при постоянной нагрузке и при циклическом нагружении с медленной скоростью деформирования. По итогам исследования введена количественная мера склонности стали к коррозионному растрескиванию (КР) и определена склонность стали к КР в различных состояниях. Для каждого состояния стали исследована микроструктура и определена прочность границ зерен посредством испытаний миниатюрных образцов на ударный изгиб. Показано, что отжиг при 500°С в течение 1 часа приводит к уменьшению склонности облученной стали 08Х18Н10Т к КР со 100% до 30%, а после отжига при 600°С в течение 1 часа сталь становится устойчивой к коррозионному растрескиванию. Проведенный комплекс испытаний позволил установить еще целый ряд закономерностей в изменениях свойств конструкционной стали ВКУ ВВЭР, что позволяет точнее прогнозировать жизненный цикл ядерных энергетических установок с гарантией безопасности.

Начальник сектора НИЦ «Курчатовский институт» – ЦНИИ КМ «Прометей» кандидат технических наук Александр Сорокин представил участникам конференции метод определения склонности к высокотемпературному радиационному охрупчиванию (ВТРО) аустенитных сталей после ионного облучения. Основной причиной ВТРО является накопление на межзеренных границах гелия, образующегося в процессе облучения. Разработка перспективных реакторов с температурами эксплуатации облучаемых элементов выше 500°С обуславливают повышенный интерес к анализу склонности кандидатных материалов к явлению ВТРО. В «Прометее» разработан метод ускоренного ионного облучения и последующих испытаний дисковых образцов Ø12х2 мм. Их форма позволяет создавать растягивающие напряжения на облучаемой рабочей поверхности. При этом обеспечена защита поверхности образца от окисления при высокотемпературных (до 650°С) испытаниях. По результатам проведенных исследований разработана методика определения критической нагрузки для образования межзеренных трещин при ВТРО.

Старший научный сотрудник института кандидат технических наук Андрей Бучатский выступил с докладом по теме «Новые экспериментальные данные для модификации нормативной зависимости радиационного распухания стали 09Х18Н9 в обоснование продления срока службы незаменяемого оборудования РУ БН-600».

Радиационное распухание является одним из основных механизмов деградации реакторной стали, что ведет к изменению геометрических размеров конструктивных элементов, а также к снижению пластичности и трещиностойкости. В реакторе БН-600 большая часть незаменяемых элементов изготовлена из стали 09Х18Н9. При продлении срока службы внутрикорпусных устройств реактора необходимо иметь достаточно точную зависимость радиационного распухания от дозы нейтронного облучения.

Используемая ранее нормативная зависимость была откорректирована на основе полученных экспериментальных данных за 15 лет. Полученную величину применили в расчете изменения геометрии нейтронного отражателя - одного из незаменяемых элементов реактора БН-600. Расчет был выполнен методом конечных элементов (МКЭ). Сопоставление изменения высоты нейтронного отражателя, определенного на базе измерений и расчета МКЭ, показало их близкое соответствие. Представленные в докладе данные обосновывают возможность рекомендовать откорректированную зависимость в качестве нормативной в ГОСТ Р 70424-2022.