Вероятностный анализ механических свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000

• Published in: Проблемы прочности
• Date: 2006
• Main Authors: Горынин, И.В., Тимофеев, Б.Т., Сорокин, А.А.
• Format: Article
• Language: Russian
• Published: Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України 2006
• Subjects: Научно-технический раздел
• Online Access: https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/47845
• Journal Title: Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
• Cite this: Вероятностный анализ механических свойств материалов
 корпусов реакторов ВВЭР-1000 / И.В. Горынин, Б.Т. Тимофеев, А.А. Сорокин // Проблемы прочности. — 2006. — № 2. — С. 15-28. — Бібліогр.: 18 назв. — рос.

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. За результатами статистичного аналізу механічних властивостей матеріалів
 для 19 корпусів реакторів ВВЕР-1000, що виготовлені на Іжорському заводі
 та заводі “Атоммаш”, оцінено дисперсію міцнісних і пластичних характеристик
 сталі 15Х2НМФА та її зварних швів. Визначені з 95%-ною імовірністю
 отримані значення не нижчі, аніж рівень властивостей за нормативною
 документацією. Наведені з такою ж вірогідністю параметри, що
 необхідні для імовірнісного розрахунку крихкої міцності корпуса реактора. Based on the results of statistic analysis of mechanical
 properties of pressure-vessel materials
 used in 19 reactors of WWER-1000 type produced
 by the Izhorsk and Atommash plants, we
 estimated the dispersion of strength and plasticity
 characteristics of 15Kh2NMFA steel and its
 welded joints. The data obtained with 95%
 probability are within the range of the respective
 quality standards. The same reliability
 level is ensured for determination of parameters
 required for probabilistic brittle fracture
 calculation of reactor pressure vessels.