Вероятностный анализ механических свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000

• Опубліковано в: : Проблемы прочности
• Дата: 2006
• Автори: Горынин, И.В., Тимофеев, Б.Т., Сорокин, А.А.
• Формат: Стаття
• Мова: Russian
• Опубліковано: Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України 2006
• Теми: Научно-технический раздел
• Онлайн доступ: https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/47845
• Назва журналу: Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
• Цитувати: 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.