Pojęcie starzenia w odniesieniu do elektrowni jądrowych
Ponieważ czas eksploatacji elektrowni jądrowej jest zdecydowanie ograniczony przez starzenie się komponentów niepodlegających wymianie, opracowano wyspecjalizowane procedury pozwalające na ocenę ich integralności strukturalnej. Wykonane na próbkach laboratoryjnych pomiary odporności na kruche pękanie mają kluczowe znaczenie w zapewnieniu bezpiecznej pracy elektrowni jądrowych do końca przewidzianego czasu ich eksploatacji. Istnieją jednak znaczące przeszkody związane z zastosowaniem wytworzonych w laboratorium odwzorowań zapoczątkowania pęknięcia do oceny zakładanych uszkodzeń komponentów o krytycznym znaczeniu, takich jak zbiorniki ciśnieniowe reaktora. Rozbieżność pomiędzy pomiarami na próbkach laboratoryjnych a pomiarami wykonanymi na komponentach reaktora jądrowego stała się czynnikiem motywującym do uruchomienia projektu VOCALIST finansowanego w ramach 5. Programu Ramowego EURATOM. Uczestnicy projektu VOCALIST z Ośrodka badań technicznych w Finlandii wykorzystali swoje duże doświadczenie w stosowaniu wyników uzyskanych na podstawie modeli krzywej wzorcowej. Podstawowy model krzywej wzorcowej został użyty do przeprowadzenia symulacji na dwóch zestawach danych dotyczących odporności na kruche pękanie pochodzących z badań próbek z głębokimi i płytkimi szczelinami. Testy związane z nagłymi zmianami temperatury charakteryzowane są na podstawie podwyższonego prawdopodobieństwa powiększenia uszkodzeń na powierzchni komponentów. Ocena odporności na kruche pękanie jest natomiast skomplikowana ze względu na tzw. efekt więzów sąsiednich warstw. W świetle tej wiedzy wyniki otrzymane na drodze doświadczeń zostały ponownie ocenione. Dzięki temu bezpośrednie wykorzystanie danych dotyczących odporności na kruche pękanie umożliwiło poprawę niedokładnych zależności pomiędzy wynikami testów empirycznych a uzyskanymi na podstawie krzywych odporności na kruche pękanie. Porównanie prawdopodobieństwa powiększenia szczeliny przy zadanych wartościach temperatury i określonym rozkładzie naprężeń przed końcówką szczeliny umożliwiło zoptymalizowanie czułości modelu na poszczególne parametry. Pomimo trudności w zastosowaniu udowodniono, że krzywa wzorcowa pozwala na niezawodne szacowanie rozwoju pęknięcia dla próbek materiałów pobranych ze zbiorników ciśnieniowych rzeczywistych reaktorów jądrowych.
