Взаимосвязь параметров трещиностойкости сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000 со структурными параметрами поверхностей разрушения образцов типа SE(B)

• Автор: Ерак, Артем Дмитриевич
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2014
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 134 с. : ил.

СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ
1 Влияние эксплуатационных факторов КР ВВЭР-1000 на структуру, механические свойства и характеристики изломов (литературный обзор)
1.1 Влияние облучения и температурной выдержки на структуру и свойства сталей корпусов реакторов
1.1.1 Структура сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000 в исходном состоянии
1.1.2 Влияние облучения и длительной температурной выдержки на структуру и механические свойства сталей корпусов водо-водяпых реакторов
1.2. Методы определения механических свойств сталей КР
1.2.1 Испытание на растяжение
1.2.2 Испытания на ударный изгиб
1.2.3 Испытания на вязкость разрушения
1.3 Характеристики изломов образцов сталей КР ВВЭР
1.3.1 Типы поверхностей разрушения
1.4 «Локальный подход» к хрупкому разрушению сталей при испытаниях на вязкость разрушения
2 Материалы и методики исследования
2.1 Исследованные материалы
2.2 Усовершенствование методики фрактографических исследований образцов типа 8Е(В), испытанных на вязкость разрушения
2.2.1 Типы источников хрупкого разрушения
2.3 Испытания сталей КР па вязкость разрушения и определение параметров трещиностойкости
2.4.1 Метод Мастер-кривой
2.4.2 Метод Универсальной (ИпШесД-кривой
2.4 Моделирование процесса нагружения для расчета параметров напряженно-деформированного состояния образца при испытании на вязкость разрушения и
выявлении связи со структурными параметрами изломов
3 Источники зарождения хрупкой трещины в исходном состоянии в материалах КР ВВЭР-1
3.1 Сравнительный анализ характеристик изломов ОМ и МШ в исходном состоянии
3.2 Заключение по главе
4 Влияние термического старения сталей ОМ и МШ КР ВВЭР-1000 на структурные параметры изломов образцов типа 8Е(В)
4.1 Сравнительный анализ характеристик изломов образцов-свидетелей ОМ и МШ после длительных выдержек при рабочих температурах ВВЭР-1
4.2 Заключение по главе
5 Влияние реакторного облучения сталей ОМ и МШ при рабочих температурах КР ВВЭР-1000 на структурные параметры изломов образцов типа БЕЩ)
5.1 Сравнительный анализ характеристик изломов образцов-свидетелей ОМ и МШ после облучения при рабочих температурах ВВЭР-1
5.2 Заключение по главе
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ И УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ
СПИСОК РЮПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ
ВВЕДЕНИЕ
Актуальность темы исследования
В настоящее время одним из приоритетных направлений модернизации российской экономики является развитие атомной энергетики, которое предусматривает не только строительство новых АЭС, но и продление срока эксплуатации действующих энергоблоков. Для реакторных установок типа ВВЭР-1000 рассматривается возможность продления срока службы до 60 лет и более. Для наиболее проблемных с точки зрения степени деградации свойств металла швов корпусов реакторов (КР) для продления срока службы запланировано проведение компенсирующих мероприятий — восстановительного отжига. Однако для большинства корпусов возможно обоснование продления срока службы без использования процедуры восстановительного отжига, а задача по продлению срока эксплуатации сводится к обоснованию недостижения максимально допустимого уровня свойств материалов конкретного КР при его эксплуатации за пределами проектного срока службы.
Для надежной оценки текущего состояния и определения ресурса КР необходимо получение прямых данных по вязкости разрушения материала, которые непосредственно используются при расчете корпуса реактора на сопротивление хрупкому разрушению. Испытания па вязкость разрушения образцов различного типа, входящих в состав программ образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-1000 после различных по времени выдержек в действующих реакторах, дают наиболее реалистичную картину по изменению свойств и позволяют получить представительные данные необходимые для оценки ресурсоспособности материала на продлеваемый период.
При исследовании изменения свойств материалов КР проведение фрактографических исследований позволяет выявить механизмы, ответственные за снижение трещиностойкости материалов корпуса под воздействием эксплуатационных факторов, что существенно повышает надежность и

i о-уу/сту

OlSTANCC AHEAD OF JJCTCH ( « root rail; us )
Рисунок 1.25 - Распределение напряжений отрыва (ayy), нормированное на предел текучести (ау), при различных уровнях нагрузки перед вершиной надреза с радиусом закругления (р) [46]
Дальнейшие исследования были проведены группой разработчиков Beremin, которые усовершенствовали RKR-модель с учетом неоднородного напряженного состояния в материале и применением вероятностного
распределения Вэйбула для определения величин трещиностойкости
материала [48].
Они показали, что вероятность разрушения образца при напряжении au зависит от случайного распределения концентраторов напряжения и
критического значения напряжения разрушения (au) для каждого
концентратора.
p„ = i-«Д-©”)- (,4)
где PR - суммарная вероятность разрушения образца; m - константа Вэйбула; а„ - напряжение Вэйбула; аи - константа материала.
Несколько позже Beremin модели была также предложена модель К. Wallin [49,50]. Beremin и Wallin модели адекватно описывают разброс