ВЛИЯНИЕ ПРЕДВАРИТЕЛЬНОГО ТЕРМОМЕХАНИЧЕСКОГО НАГРУЖЕНИЯ НА ПОВЫШЕНИЕ СОПРОТИВЛЕНИЯ РАЗРУШЕНИЮ МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ

В. А. Киселев, Е. Ю. Ривкин, В. В. Покровский

Аннотация


Рассмотрено повышение сопротивления разрушению материалов при их работе в условиях относительно низкой температуры за счет предварительного термомеханического нагружения при более высокой температуре Приведены результаты испытаний образцов из стали марок 15Х2МФА, 15Х2НМФА и их сварных соединений. Показана возможность за счет предварительною термомеханического нагружения повысить в 1,5—2 раза вязкость разрушения при отрицательных значениях приведенной температуры (T — Tk) , соответствующих охрупченному за счет влияния облучения состоянию материала и условиям охлаждения корпуса реактора в процессе аварийной ситуации. Показано, что циклическое нагружение не снижает эффекта предварительного термомеханического нагружения, если подрост трещины не превысит 0,25 длины пластической зоны, возникающей при разгрузке. Указано на возможность учета этого эффекта непосредственно в процессе анализа изменения K и K1c при заливе холодной воды в корпус реактора при аварийной ситуации. Рис. 6, список лит. 9 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок ПНАЭ Г-7-002-86, М.: Энергоатомиздат, 1989. 526 с.

Киселев В.А., Ривкин Е.Ю. Влияние предварительного теплового нагружения на сопротивление элементов конструкций хрупкому разрушению. — Энергомашиностроение, 1988, № 10, с. 16—18.

Chell G. Haigh J., Velek V. A Theory of warm prestressing. Experimental validation and the implications for elastic-plastic criteria. — Intern. J. Tract., 1981, v. 17, p. 61—81.

Loss C., Gray Jr., Hawthorne J. Investigation of warm prestressing for the case of small T during a reactor loss of coolant accident. — J. Pres. Ves. Techn., Trans. ASME, 1979, v. 101, p. 298—304.

Трощенко B.T., Покровский B.B., Подкользин В.Ю., Ясний П.В. Влияние предварительного деформирования на сопротивление хрупкому разрушению сталей при наличии трещин. Сообщение 1. Влияние режима однократной перегрузки. — Проблемы прочности, 1992, № 9, с. 3—11.

Cowan J. Application of warm prestressing effects to fracture mechanics analyses of nuclear reactor vessels during severe thermal shock. — Nucl. Engng Design, 1979, v. 51, p. 431—444.

Chell G. The effects of sub-critical crack growth on the fracture behavior of cracked ferritic steels after warm prestressing. — Fatig. Fract. Eng. Mater. Struct., 1986, v. 9, № 4, p. 259—274.

Cheverton R., Canonico D., Iskander S. e.a. Fracture mechanics data deduced from thermal-shock and related experiments with LWR pressure vessel material. — Trans. ASME, 1983, v. 102, 105, may, p. 102—110.

Bryan R., Bass B., Merkle J. e.a. The heavy-section steel technology pressurized-thermal-schock experiment PTSE-1. — Engng Fract. Mech., 1986, v. 23, № 1, p. 8/97.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.