ВІДДІЛ РАДІАЦІЙНОГО МАТЕРІАЛОЗНАВСТВА

    Ядерне опромінювання (у першу чергу нейтронне, як найбільш ефективне) призводить до зміни структури та фізико-механічних властивостей матеріалів. Для конструкційних матеріалів, що застосовуються в ядерній енергетиці, нейтронне опромінення суттєво впливає на міцність, пластичність та в’язкість руйнування, тому питання радіаційної стійкості матеріалів є вкрай важливим для безпечної експлуатації ядерних установок.
    Сучасний рівень моделювання радіаційних пошкоджень не дозволяє надійно прогнозувати поведінку конструкційних матеріалів під опроміненням, враховуючи синергетичний вплив хімічних елементів та унікальні умови опромінення в реакторі. У зв’язку з цим, для вирішення матеріалознавчих задач ядерної фізики та енергетики вкрай необхідні експериментальні дослідження впливу опромінення на структуру та властивості металів та сплавів.
    Відділ був створений у 1977 р. на базі лабораторії радіаційного матеріалознавства, яка була структурним підрозділом ІЯД.
    Першим завідувачем відділу був д.ф.-м.н., проф. Володимир Сергійович Карасьов. У 1993 - 2009 рр. відділ очолював д.ф.-м.н., проф., чл.-кор. НАН України Едуард Улянович Гринік. З 2009 по 2016 р. завідувачем відділу була к.ф.-м.н. Людмила Іванівна Чирко. Зараз відділ очолює к.ф.-м.н. Володимир Миколайович Ревка.

    На сьогоднішній день у відділі працюють 22 співробітники, 3 з яких мають науковий ступінь. Співробітниками відділу підготовлено та захищено 2 докторських та 8 кандидатських дисертацій. Завідувач відділу Е. У. Гринік у 2004 р. нагороджений нагрудним знаком «За вагомий внесок у розвиток атомної енергетики України», а у 2006 р. відзначений премією імені академіка В. І. Трефілова. У 2012 р. завідувач відділу Л. І. Чирко нагороджена медаллю «Трудова слава».
    У відділі є унікальна та єдина в Україні «гаряча» лабораторія із захисними камерами, які оснащені експериментальним обладнанням з дистанційним керуванням для проведення механічних випробувань опромінених матеріалів. Результати випробувань неопромінених та опромінених матеріалів дають можливість експериментально визначати зміни в механічних властивостях, що зумовлені дією опромінення, та оцінити фактори, які є ключовими для пояснення радіаційної чутливості матеріалів.
    Найбільш цінними є дослідження змін у механічних властивостях не після, але під час реакторного опромінення матеріалів. Таку можливість уперше в Україні (і в колишньому Радянському Союзі) було реалізовано на практиці у відділі шляхом розробки та використання в матеріалознавчому каналі дослідницького реактора ВВР-М крутильного маятника для визначення релаксаційних характеристик та параметрів повзучості матеріалів під час опромінення.
    Основні напрямки досліджень відділу стосуються матеріалознавчого супроводу безпечної експлуатації корпусів ядерних реакторів, зокрема дослідження радіаційного окрихчування корпусних сталей за допомогою механічних випробувань матеріалів (статичний розтяг, ударний вигин, експериментальні методи механіки руйнування, малоциклова втома), аналізу експериментальних даних для оцінки структурної цілісності і радіаційного ресурсу корпусів реакторів типу ВВЕР, а також матеріалознавчої підтримки розробки нормативних документів у галузі атомної енергетики.
    Дослідження, виконані у відділі, показали, що до флюенсу нейтронів ~ 1025 м-2 в інтервалі температур (0,4 ? 0,7)·Тпл повзучість матеріалів контролюється переповзанням дислокацій. При температурах нижче ~ 0,4·Тпл термічний розпад вакансійних каскадів сповільнений, а стабілізація їх рухливими домішками ефективна, тобто повзучість швидко згасає в результаті зменшення довжини вільного ковзання рухливих дислокацій. Внутрішньореакторні експерименти з вивчення повзучості металів виявили ступінчасту форму часової залежності деформації, тобто спостерігається часовий інтервал, в якому швидкість деформації дорівнює нулю за рахунок зміни механізмів повзучості з міжвузлового на вакансійний. У цей момент часу зрівнюються потоки міжвузлових атомів і вакансій на рухливі дислокації і переміщення останніх припиняється.
    У відділі експериментально виявлено ефект оборотного зменшення модуля зсуву матеріалів під час реакторного опромінення. Аналітичні розрахунки, на основі механізму, що пов’язує дислокаційну пружність з пересиченням матриці точковими дефектами, показали, що ефект спричиняється збільшенням дифузійної рухливості дислокацій за рахунок надлишкового притоку міжвузлових атомів. Згаданий механізм дав змогу пояснити не тільки температурну залежність зміни модулю зсуву, але й вплив на неї густини потоку й флюенсу нейтронів, який проявляється в температурному інтервалі (0,25 ? 0,4)·Тпл, тобто в тому ж температурному інтервалі, що й вакансійне розпухання при опроміненні. Виявлена кореляція дає змогу оцінювати радіаційну стійкість матеріалів без проведення довготривалих реакторних експериментів.
    Установлено, що на відміну від вакансійного розпухання чистих металів, яке характеризується зміною положення максимуму на температурній залежності внутрішнього тертя, поява пор з гелієм, який накопичується в результаті ядерних (n, a)-реакцій, і є одним з основних чинників високотемпературного окрихчування, змінює його висоту. Цей ефект пов’язаний з впливом гелію на рух зерномежевих дислокацій.
    Дослідження паливних каналів реакторів РБМК енергоблоків ЧАЕС показали, що головним чинником погіршення фізико-механічних властивостей цирконієвого сплаву є водневе окрихчування при утворенні гідридних пластин у матриці сплаву. Крім того, дослідження радіаційно-стимульованих змін мікроструктури сталь-цирконієвих зварних з’єднань паливних каналів дали змогу сформулювати критерій безпечної експлуатації, який було введено в регламент АЕС і досі використовується на зарубіжних енергоблоках типу РБМК.
    У відділі експериментально підтверджено, що синергетичний ефект нікелю та марганцю підсилює негативний вплив цих елементів на радіаційну стійкість сталі корпусів реакторів ВВЕР-1000, а також можливість застосування статистичної методології Майстер кривої для прямої оцінки в’язкості руйнування матеріалів корпусів ядерних реакторів ВВЕР-1000. Ця методологія розглядається міжнародним ядерним співтовариством як перспективна з точки зору вибору стратегії подовження терміну експлуатації корпусів реакторів, що експлуатуються з водою під тиском.

Система Instron для випробування матеріалів	Маятниковий копер 300 Дж

    Лабораторія 1-го класу з важкими захисними «гарячими камерами» оснащена сучасним експериментальним обладнанням з дистанційним керуванням для дослідження опромінених матеріалів. Обладнання для дослідження високоопромінених матеріалів розміщене всередині «гарячих камер» і тому управляється дистанційно, здебільше за допомогою комп’ютерів. Це серво-електрична випробувальна система Instron 8862 (максимальне зусилля 100 кН); маятниковий копер з енергією 300 Дж; серво-гідравлічна система BISS (максимальне зусилля 50 кН). Також у відділі використовуються спектрометр GDS 500A (LECO Corporation, США) та оптичний мікроскоп МИМ-10.

    До технологічного обладнання з дистанційним керуванням для виготовлення опромінених зразків, яке є у відділі, відносяться: комплекс для електронно-променевого зварювання зразків EBW-HC (Чехія); електроерозійний верстат BP-SPECd (Польща); фрезерний верстат для демонтажу конструкцій та компонентів; шліфувальний верстат; токарний верстат з комп’ютерним управлінням.
    Відділ має експериментальні можливості для дослідження опромінених матеріалів, а саме:
визначення характеристик міцності та пластичності методом статичного розтягу в діапазоні температур від -150 до +500 °С;
визначення ударної в’язкості матеріалів у діапазоні температур від –150 до +400 °С;
визначення характеристик в’язкості руйнування матеріалів експериментальними методами механіки руйнування (позацентровий розтяг та триточковий вигин) у діапазоні температур від –150 до +500 °С;
визначення хімічного складу неопромінених матеріалів методом фотоелектричного спектрального аналізу;
металографічний аналіз матеріалів методом оптичної мікроскопії.
    У перспективі у відділі планується провести пряму оцінку в’язкості руйнування та референсної температури Т0 матеріалів корпусів реакторів ВВЕР-1000 за допомогою мініатюрних зразків 0,16Т С(Т), виготовлених з половинок випробуваних зразків Шарпі контрольних комплектів зразків-свідків, а також розробити та обґрунтувати концепцію нового нормативного підходу до використання референсної температури Т0 в якості температури крихкості матеріалів корпусу реактора у вихідному стані замість величини ТК0.
    Аналіз результатів досліджень зразків-свідків показав, що існуючий нормативний підхід ПНАЕ Г-7-002-86 та критична температура крихкості ТК0 в деяких випадках характеризують в’язкість руйнування матеріалів з надмірним консерватизмом, що може призвести до невиправданого обмеження терміну експлуатації корпусів реакторів ВВЕР?1000. Як перший крок для зменшення консерватизму розглядається визначення вихідної температури крихкості для матеріалів корпусів реакторів у неопроміненому стані, що базується на результатах статичних випробувань зразків на в’язкість руйнування та референсній температурі Т0, замість критичної температури крихкості ТК0, що визначається з випробувань зразків Шарпі на ударний вигин. Референсна температура Т0 прямо пов’язана з в’язкістю руйнування металу та суттєво нижча за температуру ТК0, що дає змогу отримати більш низьку критичну температуру крихкості опромінених матеріалів і відповідно збільшити радіаційний ресурс корпусу реактора.
    Ще один перспективний напрямок досліджень пов’язаний з визначенням впливу опромінення на параметри міцності та в’язкості руйнування конструкційних сталей, з яких виготовлені опорні елементи корпусу реактора ВВЕР-1000. Зразки відповідного металу планується опромінювати в матеріалознавчому каналі дослідницького реактора ВВР-М. Для цього заплановано в найближчі три роки за фінансової підтримки державної компанії НАЕК «Енергоатом» виготовити новий матеріалознавчий канал з газо-вакуумною системою. Результаті цих досліджень будуть використані для обґрунтування безпечної експлуатації корпусів реакторів ВВЕР-1000 в понадпроектний період.
    У відділі виконувалися два проекти в рамках міжнародної програми TACIS у період 2003 - 2010 рр.: TAREG2.01/03 “Neutron irradiation embrittlement assessment and validation of embrittlement models for VVER Reactor Pressure Vessels” та TAREG 2.01/03 “Validation of neutron embrittlement for VVER 1000 & 440/213 RPVs with emphasis on integrity assessment”. Під час виконання проектів було перераховано флюенси нейтронів для зразків-свідків з використанням сучасних інструментів та 3-D моделювання. Для вибраних енергоблоків АЕС було проведено реконструкцію зразків-свідків та їхнє випробування. Отримані експериментальні результати було використано для побудови нових кривих радіаційного окрихчування, за допомогою яких було оцінено в’язкість руйнування матеріалів корпусів реакторів ВВЕР у кінці терміну їхньої експлуатації.