Ключ. слова: трещиностойкость, вязкое разрушение, моделирование, нейтронное облучение
Індекс рубрикатора НБУВ: К222.234.130.62

Рубрики:

Механічні властивості реакторної сталі

Шифр НБУВ: Ж61773 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Ключ. слова: трещиностойкость, вязкое разрушение, моделирование, нейтронное облучение
Індекс рубрикатора НБУВ: К222.234.130.62

Рубрики:

Механічні властивості реакторної сталі

Шифр НБУВ: Ж61773 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Ключ. слова: вероятностная модель, "Master curve"-подход, трещиностойкость, хрупкое разрушение, охрупченное состояние
Індекс рубрикатора НБУВ: К222.234.130.622.3

Шифр НБУВ: Ж61773 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Ключ. слова: вязкость разрушения, температура вязко-хрупкого перехода, J-интеграл, "Master curve", прочность
Індекс рубрикатора НБУВ: К222.234.130.62-1

Рубрики:

Механічні властивості реакторної сталі

Шифр НБУВ: Ж61773 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Індекс рубрикатора НБУВ: К222.234.130.62 + З464.2-03

Рубрики:

Механічні властивості реакторної сталі

Реактори з водяним охолодженням

Шифр НБУВ: Ж29109 Пошук видання у каталогах НБУВ 

По результатам статистического анализа механических свойств материалов для 19 корпусов реакторов ВВЭР-1000, изготовленных на Ижорском заводе и заводе "Атоммаш", оценена дисперсия прочностных и пластических характеристик стали 15Х2НМФА и ее сварных швов. Полученные значения, определенные с 95 %-ной вероятностью, не ниже уровня свойств по нормативной документации. Представлены с такой же достоверностью параметры, необходимые для вероятностного расчета хрупкой прочности корпуса реактора.

Індекс рубрикатора НБУВ: К222.234.130.622 + З46-03

Рубрики:

Міцність реакторної сталі

Ядерні реактори. Реакторобудування

Шифр НБУВ: Ж29109 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Отмечено, что для оценки влияния водорода на работоспособность высоконапряженных элементов оборудования электростанций необходимо использовать параметры трещиностойкости материала. Показано, что перспективная хромисто-молибденовая сталь 18Mn - 18Cr характеризуется более высокими выносливостью и долговечностью в водородной среде, чем традиционно используемая сталь 8Mn - 8Ni - 4Cr.

Рассмотрено применение локальных критериев для прогнозирования хрупкого разрушения корпусных реакторных сталей с акцентом на радиационное охрупчивание. Проанализирована связь радиационных повреждений с процессами зарождения и распространения микротрещин скола с точки зрения локального критерия разрушения. Предложены физико-механические модели влияния радиационных повреждений на зарождение микротрещин скола. Рассмотрено влияние упрочнения материала, вызванного нейтронным облучением и пластической деформацией, на его трещиностойкость.

Для реакторной стали 15Х2МФА(III) выполнен экспериментальный и расчетный анализ факторов, влияющих на повышение вязкости разрушения на нижнем шельфе температурной зависимости после предварительного термомеханического нагружения. С помощью метода стереоскопической фрактографии численно показано, что вершина трещины после предварительного термомеханического нагружения остается притупленной. Это снижает сингулярность напряжений при последующем нагружении и повышает вязкость разрушения материала. Приведены данные расчета остаточных напряжений и раскрытия вершины трещины при предварительном термомеханическом нагружении и после снятия нагрузки. Показано удовлетворительное соответствие результатов расчета с известными аналитическими зависимостями и экспериментальными данными.

Досліджено вплив експлуатаційних факторів на деформування і руйнування корпусних реакторних сталей. Подано закономірності деформування досліджуваних сталей за різних схем розтягу та висвітлено основні мікромеханізми їх деформування. Досліджено вплив деформування на крихку міцність теплостійкої сталі корпусу атомного реактора. Запропоновано методику прогнозування впливу попереднього деформування на тріщиностійкість і розроблено методику прогнозування впливу попереднього циклічного навантаження теплостійких сталей на стадії поширення втомної тріщини і впливу цикліного пружнопластичного деформування на статичну тріщиностійкість. Запропоновано методику оцінювання впливу комбінованого попереднього термомеханічного навантаження на в'язкість руйнування теплостійкої реакторної сталі.

Попереднє термомеханічне навантаження сприяє підвищенню опору крихкому руйнуванню теплостійких сталей з тріщинами і є фундаментальною основою перспективного методу збільшення ресурсу для забезпечення безпечної експлуатації корпусів енергетичних реакторів. В існуючих нормах розрахунку на міцність обладнання атомних енергетичних установок розрахунок на тріщиностійкість здійснюється тільки для тріщин нормального відриву (мода I), але площина тріщини може мати довільну орієнтацію відносно зовнішніх зусиль. Мета роботи - експериментальне дослідження впливу попереднього термомеханічного навантаження за модами I і II на в'язкість руйнування за модами II і I реакторних сталей відповідно, а також попереднього термомеханічного навантаження за модою I + III на в'язкість руйнування по моді I + III. Експериментальні дослідження статичної тріщиностійкості виконували на зразках на чотириточковий згин (мода II), на циліндричних зразках на кручення (мода III) і на модифікованому компактному зразку з похиленою тріщиною (мода I + III) для сталей марок 15Х2НМФА(II) і 15Х2МФА(II). Показано, що характеристики тріщиностійкості при поперечному і поздовжньому зсувах (моди II, III) менші, ніж при нормальному відриві (мода I) при температурі випробувань, вищій за температуру крихко-в'язкого переходу, і, навпаки, більші, коли температура випробувань нижча. Встановлено, що попереднє термомеханічне навантаження за модою II викликає збільшення віязкості руйнування за модою II і зниження в'язкості руйнування за модою I для окрихчених реакторних сталей. Цей самий показник у зазначених умовах практично не змінюється для пластичних реакторних сталей.