Остання редакція: 2023-05-23
Тези доповіді
Проблематика: для оцінки залишкового ресурсу корпусів атомних реакторів в Україні використовуються нормативні температурні залежності тріщиностійкості корпусних сталей отримані на стандартних зразках з глибокою наскрізною тріщиною в умовах плоскої деформації. Проте відомо, що по товщині стінки корпусу реактора реалізується двовісне навантаження яке впливає на величину характеристик тріщиностійкості. Тому для обґрунтування можливості подовження понад проектний ресурс корпусів реакторів ВВЕР-1000 актуальним є експериментальне дослідження впливу двовісності навантаження на характеристики тріщиностійкості корпусної реакторної сталі 15Х2НМФАА.
Мета досліджень: розробка експериментальної методики та дослідження тріщиностійкості при двовісному навантаженні на малогабаритних зразках в температурному діапазоні крихко-в’язкого переходу реакторних сталей.
Методика реалізації: на основі чисельних та інженерних розрахунків розроблено зразок, відповідне додаткове обладнання для його випробувань при двовісному навантаженні на одноосьовій сервогідравлічній машині. Експериментально досліджено вплив двовісного згину на в’язкість руйнування реакторної сталі 15Х2НМФАА.
Результати дослідження: Результати, отримані на хрестоподібних зразках, перераховано за стандартом ASTM 1921 і нанесено на Майстер криву (температурну залежність в’язкості руйнування). Аналіз показав, що данні по тріщиностійкості, отримані на зразках з «короткими» (a/W=0.1…0.2) лінійними і поверхневими напівеліптичними тріщинами виходять за верхню межу довірчого інтервалу Майстер кривої, а двовісне навантаження хрестоподібних зразків, знижує тріщиностійкість у порівнянні з одновісним навантаженням.
Висновки. В результаті виконання досліджень показано, що врахування коротких тріщин і двовісного навантаження може служити резервом міцності при уточненій оцінці залишкового ресурсу корпусів атомних реакторів.