Аналіз методик визначення критичної температури крихкості реакторних сталей з погляду взаємозв’язку між значеннями температур

О. П. Шугайло; Я. П. Черняк; А. А. Бабінець

doi:10.32918/nrs.2026.2(110).03

Автор(и)

О. П. Шугайло Державне підприємство «Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки», м. Київ, Україна https://orcid.org/0000-0003-0997-7830
Я. П. Черняк Державне підприємство «Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки», м. Київ, Україна https://orcid.org/0000-0002-1342-5679
А. А. Бабінець Державне підприємство «Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки», м. Київ, Україна https://orcid.org/0000-0003-4432-8879

DOI:

https://doi.org/10.32918/nrs.2026.2(110).03

Ключові слова:

корпус реактора, критична температура крихкості, радіаційне окрихчування, TK, RTNDT, T₀, майстер-крива, уніфікація стандартів

Анотація

Ядерна енергетика відіграє ключову роль в енергетичній безпеці України, особливо в ці непрості часи російської агресії. Сталий розвиток атомної генерації передбачає як продовження строку експлуатації наявних реакторів типу ВВЕР, так і інтеграцію нових ядерних технологій та установок типу AP1000 (США), малих модульних реакторів тощо. Ключовим аспектом безпечної проєктної та довгострокової експлуатації є оцінювання опору крихкому руйнуванню корпусу реактора, визначення його довговічності завдяки відстеженню зміни властивостей матеріалу, який зазнає деградації внаслідок нейтронного опромінення й радіаційних ефектів, та визначення строку експлуатації. У статті розглянуто питання узгодження критеріїв оцінювання крихкої міцності матеріалів корпусу реактора, проведено зіставлення підходів до визначення критичної температури крихкості в Україні та за кордоном, проаналізовано можливості зіставлення та взаємозв’язок між значеннями температури крихкості, визначеними за різними методиками, та розглянуто виклики, що можуть виникнути під час інтеграції закордонних вимог у національне нормативно-правове поле. Особливу увагу приділено аналізу референтної температури T₀, яка використовується в сучасній методології майстер-кривої (Master Curve) та пропонує більш прямий, статистично обґрунтований та менш консервативний підхід до оцінювання в’язкості руйнування, особливо для опромінених матеріалів корпусу реактора. Проаналізовано фізичну сутність зазначених температур, методи їх визначення та можливі співвідношення для переходу між системами визначення. На підставі зіставлення українських та міжнародних стандартів запропоновано використання методології майстер-кривої та температури T₀ як проміжної ланки для уніфікації підходів. Наведено рекомендації щодо взаємної адаптації українських та міжнародних стандартів.

Завантаження

Дані завантаження ще не доступні.

Посилання

1. Verkhovna Rada of Ukraine. (2016). Memorandum of Understanding on a Strategic Energy Partnership between Ukraine and the European Union jointly with the European Atomic Energy Community. https://zakon.rada.gov.ua/laws/show/984_003-16#Text. (in Ukrainian)

2. Siegien, K., Borzdova, A., Yesypenko, Y., Skodbo, S., Kostenko, I., & Pecherytsia, O. (2025). Ukrainian regulatory threat assessment 2024. DSA Report 2025:2. Norwegian Radiation and Nuclear Safety Authority, 119 p.

3. Zhabin, O., Pecherytsia, O., Shevchenko, I., Grygorash, O., & Shepitchak А. (2022). Application of SMR Regulators’ Forum Phase 2 results within licensing of SMR designs in Ukraine. Nuclear and Radiation Safety, 2(94), 8-16. https://doi.org/10.32918/nrs.2022.2(94).01. (in Ukrainian)

4. Shugailo, O., Grebenyuk, Y., Zelenyi, O., Ryzhov, D., Shugaylo, O.-r., Brik, D., Cherniak, Y. (2020). Experience obtained and lessons learnt from the transition of Ukrainian NPPs to long-term operation. Nuclear and Radiation Safety, 1(85), 15–28. https://doi.org/10.32918/nrs.2020.1(85).02. (in Ukrainian)

5. ETSON/2018-001. (2018). Comparison of rules-making and practices concerning reactor pressure vessel integrity assessment. ETSON Secretariat – IRSN. 50 p.

6. Revka, V. (2018). A data scatter for a shift of the ductile to brittle transition temperature for WWER 1000 reactor pressure vessel materials. Nuclear and Radiation Safety, 2(78), 27–30. https://doi.org/10.32918/nrs.2018.2(78).04. (in Russian)

7. Revka, V., Chyrko, L. (2024). Comparison of the mаster curve method with the standard method of estimating WWER-1000 reactor pressure vessel metal fracture toughness. Nuclear Physics and Atomic Energy, 25(1), 58–65. https://doi.org/10.15407/jnpae2024.01.058 (in Ukrainian)

8. USSR Committee for State Supervision of Safety in Industry and Nuclear Energy. (1989). Rules of strength calculation for equipment and piping of nuclear power plants. (PNAE G 7 002 86). Energoatomizdat, Moscow, 524 p. (in Russian)

9. SOU NAEK 087:2023. (2023). Engineering, scientific and technical support. Method for determining radiation embrittlement of reactor pressure vessel metals based on surveillance specimen tests.

10. SOU NAEK 177:2023. (2023). Method for assessing brittle strength of VVER reactor pressure vessels. With Amendment No. 1.

11. IAEA TRS 429. (2005). Guidelines for application of the master curve approach to reactor pressure vessel integrity in nuclear power plants. Vienna, IAEA. 105 p.

12. ASTM E208-20. (2020). Standard test method for conducting drop-weight test to determine nil-ductility transition temperature of ferritic steels.

13. Wallin, K. (1998). Master curve analysis of ductile to brittle transition region fracture toughness round robin data: The “EURO” fracture toughness curve. Espoo. Technical Research Centre of Finland, VTT Publications 367). 58 p.

14. ASTM E1921-22a. (2022). Standard test method for determination of reference temperature, T₀, for ferritic steels in the transition range.

15. ASTM E185-21. (2021). Standard practice for design of surveillance programs for light-water moderated nuclear power reactor vessels.

16. Kotrechko, S., Revka, V., & Soroka, K. (2023). A physically based criterion for determining the brittle transition temperature from Charpy impact tests for PRV steels and welds. Metallofizika i Noveishie Tekhnologii, 45(8), 1015–1027. https://doi.org/10.15407/mfint.45.08.1015

17. Kirk, M., Xu, S., Lui, C., Erickson, M., Kim, Y., Lee, D., Shim, D., & Stevens, G. (2017). Solution of a sample problem related to revision 1 of Code Case N-830. ASME Pressure Vessels and Piping Conference. https://doi.org/10.1115/PVP2017-66150.

18. Yamamoto, M., Kirk, M., & Shinko, T. (2025). Master curve evaluation using the fracture toughness data at low temperature of T–T₀ < –50 °C. ASME Journal of Pressure Vessel Technology, 147(3), 031501. https://doi.org/10.1115/1.4067727.

19. Revka, V., Grynik, E., & Chyrko, L. (2010). The use of master curve method for statistical re-evaluation of surveillance test data for WWER-1000 reactor pressure vessels. Strength of Materials, 42(6), 705–710. https://doi.org/10.1007/s11223-010-9257-6.

20. Kondryakov, E., Kravchuk, A., Kharchenko, V., & Bulakh, P. (2024). Experimental and calculation methods for fracture toughness estimation using different types of CT specimens. Procedia Structural Integrity, 59, 50–57. https://doi.org/10.1016/j.prostr.2024.04.009.

21. Moattari, M., & Sattari-Far, I. (2017). Modification of fracture toughness master curve considering the crack-tip Q-constraint. Theoretical and Applied Fracture Mechanics, 90, 43–52. https://doi.org/10.1016/j.tafmec.2017.02.012.

22. Lee, K. H., Kim, M. C., Lee, B. S., Wee D.M. (2010). Master curve characterization of the fracture toughness behavior in SA508 Gr.4N low alloy steels. Journal of Nuclear Materials, 403, 68–74. https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2010.05.029.

23. Kovacs, D., Kemény, D. (2020). Investigation of VVER 1200 reactor pressure vessel’s material. IOP Conference Series: Materials Science and Engineering, 903, 012051. https://doi.org/10.1088/1757-899X/903/1/012051.

24. Kirk, M., Erickson, M., Server, W., Stevens, G., & Cipolla, R. (2014). Assessment of fracture toughness models for ferritic steels used in Section XI of the ASME Code relative to current data-based models. ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference. PVP2014-28540.

25. Lucon, E. (2009, 23–27 November). Advanced use of fracture toughness information for RPV integrity assessments. Proc. Joint ICTP/IAEA Workshop on Irradiation-Induced Embrittlement of Pressure Vessel Steels. Trieste, Italy.

26. Kirk, M. (1999, October). NRC review of the technical basis for use of the master curve in evaluation of reactor pressure vessel integrity. Proceedings of the 28th Water Reactor Safety Meeting. Rockville, MD, 25 p.

27. ASME. (1999). Code Case N-629. Use of fracture toughness test data to establish reference temperature for pressure retaining materials for Section XI. New York.

28. Westinghouse Electric Company LLC. (2021). PWROG 18068-NP (Rev. 1). Use of direct fracture toughness for evaluation of RPV integrity. 91 p.

29. ASME. (2014). Code Case N-851. Use of fracture toughness test data to establish reference temperature for pressure retaining materials (Section XI, Division 1). New York, ASME.

30. ASME. (2025). ASME Boiler and Pressure Vessel Code. (2025). Section XI – Rules for inservice inspection of nuclear reactor facility components. Division 1 (ASME BPVC.XI.1–2025).

31. Brumovsky, M., & Martin, O. (2024). VERLIFE guidelines for integrity and lifetime assessment of components and piping in WWER nuclear power plants. Luxembourg: Publications Office of the European Union. https://data.europa.eu/doi/10.2760/529703.

32. Grinik, E., Revka, V., & Tchirko, L. (2003). Master curve analysis methodology in view of the assessment of reactor WWER-1000 vessel integrity. Problems of Atomic Science and Technology, 3, 79–82. (in Russian)

33. COVERS Project. (2008). Unified procedure for lifetime assessment of components and piping in WWER NPPs “VERLIFE”. Technical Report No. COVERS WP4 D4.10, 275 p.

34. Zhou, Z., Tong, Z., Qian, G., Zhong, W., Wang, C., Yang, W., & Berto, F. (2019). Irradiation effect on impact fracture behavior of A508-3 steel in ductile-to-brittle transition range. Engineering Failure Analysis, 97, 836 843. https://doi.org/10.1016/j.engfailanal.2019.01.053.

35. Kirk, M. (2017). Assessment of predictions of RTNDT and upper shelf energy made using Branch Technical Position 5-3 (TLR-RES/DE/CIB-2014-011). NRC, Washington, 81 p.

36. Orynyak, I., Zarazovskii, M., & Bogdan, A. (2015). A method for the evaluation of the brittle transition temperature with regard for the spread of the experimental data on impact toughness. Materials Science, 51, 23–36. https://doi.org/10.1007/s11003-015-9806-z.

37. IAEA-TECDOC-1441. (2005). Effects of nickel on irradiation embrittlement of light water reactor pressure vessel steels. Vienna. IAEA, 64 p.

38. Kim, M.-C., Oh, Y.J., & Lee, B.S. (2005). Evaluation of ductile-brittle transition temperature before and after neutron irradiation for RPV steels using small punch tests. Nuclear Engineering and Design, 235(17–19), 1799–1805. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2005.05.014.