На основі даних, наведених у літературних джерелах і отриманих експериментально, проаналізовано окрихчення матеріалів у процесі експлуатації. Розглянуто внески термічного старіння і нейтронного опромінення в окрихчення основного металу та металу зварних швів корпусів реакторів ВВЕР-1000. Отримано рівняння, що описують зсув критичної температури крихкості в залежності від часу опромінення і флюєнса нейтронів. Для металу зварних швів із високим вмістом нікелю отримано залежність коефіцієнта радіаційного окрихчення від вмісту легуючих елементів Ni, Mn, Si.
Ключові слова: окрихчування, корпус реактора, зрушення критичної температури крихкості, опромінення, флюенс нейтронів.

Представлено результати розрахунків кінетики напружено-деформованого стану та коефіцієнтів інтенсивності напружень для поверхневих і піднаплавних кільцевих тріщин при моделюванні режиму аварійного охолодження активної зони реактора ВВЕР-1000. Методика розрахунку базується на змішаному формулюванні методу скінченних елементів, що забезпечує стійкість числового розв’язку і високу точність одержання результатів як для переміщень, так і для напружень і деформацій. Проведено аналіз впливу густості скінченноелементного разбиття в околі вершини поверхневої і піднаплавної кільцевих тріщин на точність і збіжність обчислення параметрів механіки руйнування при моделюванні термошоку. Одержано результати розрахунків кінетики коефіцієнтів інтенсивності напружень з урахуванням історії термосилового навантаження і полів залишкових технологічних напружень. Встановлено, що ігнорування при розрахунку коефіцієнтів інтенсивності напружень для піднаплавних тріщин історії пружно-пластичного деформування і полів залишкових технологічних напружень може привести до переоцінки міцності і ресурсу корпусу реактора.
Ключові слова: напружено-деформований стан, залишкові напруження, коефіцієнт інтенсивності напружень, кільцева тріщина, корпус реактора, термошок, змішана схема методу скінченних елементів.

На основі деформаційних критеріїв руйнування отримано розрахункові формули для визначення напружено-деформованого стану по контуру малоциклових поверхневих напівеліптичних похилих тріщин з урахуванням об’ємної анізотропії фізико-механічних властивостей. Оцінено уточнений ресурс і міцність обладнання АЕС.
Ключові слова: ресурс, живучість устаткування АЕС, похилі напівеліптичні тріщини, малоциклове навантаження, деформації, анізотропія властивостей, поверхня руйнування.

Запропоновано методику оцінки впливу комбінованого попереднього термомеханічного навантаження на в’язкість руйнування теплостійкої сталі, яка базується на аналізі напружено- деформованого стану методом скінченних елементів (у пружно-пластичній постановці) та локальному критерії руйнування.
Ключові слова: напруження сколювання, теплостійка сталь, опір крихкому руйнуванню, попереднє термомеханічне навантаження, попередня пластична деформація, метод скінченних елементів.

Розглянуто провідні вимоги, на яких базується конструкція корпусу ядерного реактора ВВЕР-1000. Описано характерні властивості конструкції корпусу реактора та чергові кроки щодо його модернізації, які направлені на підвищення безпеки та проектного сроку служби до 60 років.
Ключові слова: водо-водяний ядерний реактор, конструкція, корпус, кришка реактора, технологія виготовлення, еволюція корпусу.

Узагальнено досвід впровадження програмного забезпечення системи автоматизованого контролю залишкового ресурсу в складі системи діагностики залишкового ресурсу. Впроваджений на 2-му енергоблоці Ростовської АЕС САКОР-320 додатково включає поверхневі термометри опору. За його допомогою розв’язується обернена задача, враховується реальне переміщення парогенераторів, проводиться розрахунок утомного підростання дефектів, а також оцінюється граничний стан за критеріями течі перед руйнуванням.
Ключові слова: АЕС, ВВЕР, система автоматизованого контролю, втомне ушкодження, діагностика, залишковий ресурс.

Внутрішні елементи реакторів зазнають впливу трьох основних експлуатаційних чинників: нейтронного і гамма-випромінювання; статичних і динамічних напружень та хімічних речовин, що використовуються для охолодження реактора. Досліджено вплив цих чинників на розрахункову довговічність внутрішніх елементів реакторів ВВЕР 440 із метою подовження терміну їх експлуатації.
Ключові слова: внутрішні елементи реакторів, старіння, радіаційне окрихчування, корозійне розтріскування, розрахунок довговічності.

Оцінку конструкційної міцності елементів, які пошкоджені дефектами типу надрізів виконано з використанням рівняння діаграми тріщиностійкості, що базується на критерії осереднення напружень у зоні передруйнування і врахуванні обмеження деформацій у вістрі надрізу. Допустимий (безпечний) стан пошкодженого дефектом елемента визначено за допомогою введення в критеріальне рівняння коефіцієнтів безпеки.
Ключові слова: критерій усереднювання, діаграма тріщиностійкості, ніяковість деформацій, коефіцієнти безпеки, допустимий дефект.

Вивчено корозійно-електрохімічну поведінку сталі 15Х2НМФА в реакторній воді борного регулювання в інтервалі температур 22...300°С. Установлено зв’язок між температурними залежностями швидкостей росту корозійно-втомних тріщин і електрохімічною поведінкою сталі. Показано вплив гальванопари оновлена-запасивована поверхні на пришвидшення росту корозійно-втомних тріщин, а також, що ця сталь схильна до пасивації в усьому діапазоні температур.
Ключові слова: корозійно-електрохімічна поведінка, корозійно-втомна тріщина, пасивація.

Представлено результати дослідження матеріалів бандажного зварного шва та кільця основного металу посудини тиску першого блоку реактора типу ВВЕР-440/230. Досліджували круглі вирізки матеріалу (тріпани) після радіаційного опромінення з наступним відпалом і повторним опроміненням. Основна задача робочої програми досліджень - отримання розподілу механічних характеристик реакторних сталей по товщині стінки реактора. Згідно зі стандартом ASTM E192 визначали базисну температуру То з метою оцінки розподілу в’язкості руйнування по товщині стінки реактора.
Ключові слова: реактори типу ВВЭР, реакторні стали, метал зварного шва, основний метал, трепан, зварний шов, в'язкість руйнування, метод Master Curve, зразок типу Шарпи з V- образним надрізом.

Описано експерименти по радіаційному опроміненню матеріалів у ядерному реакторі потужністю 10 МВт із використанням нового оснащення. Як приклад наведено результати досліджень покриттів посудин високого тиску реакторів зі сталей з вмістом 9% Cr, використання методу Master Curve для реакторних сталей, титанових сплавів та вольфраму.
Ключові слова: радіаційне окрихчування, устаткування для радіаційного опромінення, покриття посудин високого тиску реакторів, титан, вольфрам, сталі на основі Cr - Mo - V, метод Master Curve.

Розглядається взаємозв’язок між характеристиками пластичності та холодостійкості, який може бути встановлений за допомогою спеціальної характеристики - коефіцієнта механічної стабільності (це універсальна міра опору металу переходу від пластичного стану до крихкого). Установлено, що пластичність не може забезпечити потрібний опір крихкості металу, а лише створює передумови для досягнення необхідної механічної стабільності. Умовою високої механічної стабільності є великий силовий інтервал між поточною міцністю металу і крихкою міцністю при розриві.
Ключові слова: пластичність, міцність, холодоламкість, механічна стабільність.

Наведено результати досліджень кінетики накопичення пошкоджень і процесу деформування теплотривкої сталі 10ГН2МФА за різних режимів навантаження в умовах складного напруженого стану.
Ключові слова: накопичення ушкоджень, теплостійка сталь, швидкість повзучості, коефіцієнт гомогенності, твердість.

Наведено результати експериментального дослідження характеристик тріщиностійкості та твердості сталі 08Х18Н12Т на зразках, вирізаних із труб у початковому стані і після 100 тис. годин експлуатації.
Ключові слова: АЕС, трубопровід, експлуатаційне напрацювання, компактний зразок, коефіцієнт інтенсивності напружень, твердість.

Запропоновану раніше авторами розрахункову модель оцінки довговічності циклічно зміцнюваних матеріалів розвинено для знеміцнюваних матеріалів. Обґрунтовано умови оцінки параметрів моделі. Приведені розрахункові залежності непружних деформацій від числа циклів навантаження зіставляються з експериментальними.
Ключові слова: довговічність, циклічно зміцнюваний і знеміцнюваний матеріали, непружні деформації.

Досліджено втомне пошкодження і руйнування роторів парових турбін у результаті крутильних коливань. Розглядаються можливі причини виникнення крутильних коливань. Виконано моделювання крутильних коливань валопровода парової турбіни, що виникають при експлуатаційних режимах її роботи, й оцінено циклічну міцність валопровода при цих коливаннях.
Ключові слова: ротор, крутильні коливання, циклічне пошкодження, скінченноелементне моделювання.

Аналізуються термонапружений стан і тріщиностійкість роторів на різних режимах експлуатації з використанням розроблених методик їх розрахунку. Розглядається кінетика поперечних тріщин при багатоцикловому навантаженні.
Ключові слова: ротор, термонапружений стан, турбіна АЕС, кінетика тріщин, багатоциклові навантаження.

Виконано скінченноелементний розрахунок напружено-деформованого стану зразків типу Шарпі з тріщиною при випробуваннях на триточковий згин з урахуванням впливу попереднього гарячого опресування на в’язкість руйнування реакторних сталей. При цьому використовували два різних закони зміцнення матеріалу. Для кожного випадку отримано розрахункові значення /-інтеграла та проведено їх порівняльний аналіз.
Ключові слова: посудини тиску реактора, попереднє гаряче опресовування, кінцевий елемент, закон зміцнення, J- інтеграл.

Установлено причини вібрації паропроводу при стаціонарному режимі експлуатації енергоблока. Із використанням методів математичного моделювання визначено амплітудно-частотні характеристики пульсацій тиску теплоносія та параметри вимушених коливань трубопроводу.
Ключові слова: вібрації паропроводу, пульсації тиску, математичне моделювання.