Вероятностный анализ механических свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000
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 значе...
Saved in:
| Published in: | Проблемы прочности |
|---|---|
| Date: | 2006 |
| Main Authors: | , , |
| Format: | Article |
| Language: | Russian |
| Published: |
Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України
2006
|
| Subjects: | |
| Online Access: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/47845 |
| Tags: |
Add Tag
No Tags, Be the first to tag this record!
|
| 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. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1860170181713592320 |
|---|---|
| author | Горынин, И.В. Тимофеев, Б.Т. Сорокин, А.А. |
| author_facet | Горынин, И.В. Тимофеев, Б.Т. Сорокин, А.А. |
| citation_txt | 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. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Проблемы прочности |
| description | 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.
|
| first_indexed | 2025-12-07T17:57:39Z |
| format | Article |
| fulltext |
УДК 539.4
Вероятностный анализ механических свойств материалов
корпусов реакторов ВВЭР-1000
И. В. Горынин, Б. Т. Тимофеев, А. А. Сорокин
ЦНИИ КМ “Прометей”, Санкт-Петербург, Россия
По результатам статистического анализа механических свойств материалов для 19 корпу
сов реакторов ВВЭР-1000, изготовленных на Ижорском заводе и заводе “Атоммаш”,
оценена дисперсия прочностных и пластических характеристик стали 15Х2НМФА и ее свар
ных швов. Полученные значения, определенные с 95%-ной вероятностью, не ниже уровня
свойств по нормативной документации. Представлены с такой же достоверностью пара
метры, необходимые для вероятностного расчета хрупкой прочности корпуса реактора.
К лю ч е в ы е с ло в а : вероятностный анализ, реактор ВВЭР-1000, хрупкая проч
ность, сварной шов.
Введение. В настоящее время в России находятся в эксплуатации 31
энергоблок атомных электростанций (АЭС) с различными типами реакто
ров, в том числе 10 энергоблоков с водо-водяными реакторами ВВЭР-1000
различных модификаций (В-187, В-338 и В-320). Именно эти типы реактор
ной установки (В-320) являются наиболее перспективными для АЭС [1]. В
последнее время они были введены в эксплуатацию на Балаковской (5-й
энергоблок), Ростовской (1-й энергоблок) и Калининской (3-й энергоблок)
АЭС - таблица. Энергоблоки с реакторами ВВЭР-1000/В-320 строятся как в
России (2-й энергоблок Ростовской АЭС), так и за рубежом (Китай, Иран и
Индия).
В настоящее время решается проблема продления проектного срока
службы (30 лет) первого реактора этого типа, установленного на 5-м блоке
Ново-Воронежской АЭС (В-187) и эксплуатирующегося с 1980 г., которая
является актуальной и ее необходимо решить до 2010 г. Для этого необхо
димо оценить техническое состояние оборудования (в первую очередь для
корпуса реактора) и трубопроводов первого контура за период эксплуатации.
Техническое состояние оборудования определяется:
наличием или отсутствием дефектов в материалах (основной металл и
сварные швы) на конец проектного ресурса;
изменением механических свойств материала за время эксплуатации.
Располагая такой информацией, можно спрогнозировать значения ха
рактеристик, определяющих ресурс на продлеваемый срок службы с учетом
деградации от воздействия температуры, нейтронного облучения и других
эксплуатационных факторов. Для корпуса реактора следует учитывать
эффекты влияния теплового и радиационного охрупчивания на свойства
низколегированной теплоустойчивой стали 15Х2НМФА и ее сварных швов,
из которой изготовлен корпус реактора ВВЭР-1000. Прежде чем перейти к
анализу изменения механических свойств материала при длительной экс
плуатации корпусов реакторов ВВЭР-1000, необходимо в вероятностном
аспекте оценить уровень исходных свойств материала корпусов на основа
© И. В. ГОРЫНИН, Б. Т. ТИМОФЕЕВ, А. А. СОРОКИН, 2006
ТХОТ 0556-171Х. Проблемы прочности, 2006, № 2 15
И. В. Горынин, Б. Т. Тимофеев, А. А. Сорокин
нии паспортных данных на изделие завода-изготовителя. Именно такой
статистический анализ и представлен в настоящей работе. При этом для
заготовок из основного металла учитываются особенности технологии изго
товления, а именно: размеры слитка, пластическая и термическая обработка.
Реакторы типа ВВЭР-1000
Страна АЭС Блок Завод-
изготовитель
Начало
эксплуатации,
год
Модификация
реактора
Болгария Козлодуйская 5 Ижорский 1987 В-320
2 1991 »
Чехия Темелинская 1 Шкода 2002 В-320
2 » строится »
Россия Ново- 5 Ижорский 1980 В-187
Воронежская
Калининская 1 Ижорский 1984 В-338
2 » 1986 »
3 » 2004 »
Балаковская 1 Атоммаш 1985 В-320
2 Ижорский 1987 »
3 » 1988 »
4 Атоммаш 1990 »
5 » 2001 »
Ростовская 1 Атоммаш 2003 В-320
2 » строится »
Украина Южно- 1 Ижорский 1982 В-302
Украинская 2 Атоммаш 1985 В-338
3 » 1989 В-320
Запорожская 1 Ижорский 1984 В-320
2 » 1985 »
3 » 1986 »
4 » 1987 »
5 » 1989 »
6 » 1995 »
Ровенская 3 Ижорский 1986 В-320
4 Атоммаш строится »
Хмельницкая 1 Атоммаш 1987 В-320
2 » строится »
Конструкция корпуса реактора. Основным типом реакторов ВВЭР-
1000 является серийная модификация В-320, которая от модификаций В-187
и В-338 отличается величиной эквивалентного диаметра активной зоны,
массой корпуса и количеством тепловыделяющих кассет. Все действующие
и строящиеся реакторы ВВЭР-1000 (всего 34 шт.) были изготовлены на трех
заводах: Ижорский, Атоммаш (Россия) и Шкода (Чешская республика). Раз
меры корпуса следующие: высота вместе с крышкой составляет 13-15 м,
диаметр - 4-6 м, высота без крышки - 10,897 м, диаметр - 4,535 м.
16 ISSN 0556-171Х. Проблемы прочности, 2006, № 2
Вероятностный анализ механических свойств
Диаметр корпусов, изготовляемых на машиностроительных заводах,
ограничивается предельными габаритами, приемлемыми для перевозки по
железной дороге. Изготовление корпусов реакторов непосредственно на
монтажной площадке упрощает транспортировку от машиностроительных
заводов к месту эксплуатации. Однако возникают значительные трудности
при сварочных работах, термической обработке и контрольных операциях. В
ряде случаев невозможно обеспечить выполнение современных требований
по качеству контроля изделий при такой технологии изготовления корпусов.
В связи с этим в настоящее время все корпуса водо-водяных реакторов в
России изготовляют на машиностроительных заводах с последующей транс
портировкой различными способами к месту эксплуатации. Именно по этой
технологии на Ижорском заводе были построены реакторы для Китая и
Ирана, а также реакторы для АЭС “Куданкулам” в Индии.
Для изготовления корпусов реакторов используется сталь марки
15Х2НМФА по ТУ 108.765-78, состав которой все время улучшается. В
процессе производства корпусов ВВЭР-1000 постоянно совершенствуется
технология сварки кольцевых швов, включая используемые марки свароч
ных материалов (сварочная проволока и флюс). Даже на одном корпусе, в
том числе и на первом для 5-го энергоблока Ново-Воронежской АЭС, для
сварки кольцевых швов использовались разные технологии, разработанные в
ЦНИИ КМ “Прометей” и ЦНИИТМаше. Этот факт, безусловно, необходимо
учитывать при оценке срока службы, поскольку содержание никеля в ме
талле швов, выполненных по разным технологиям в ранее изготовленных
корпусах реакторов, находящихся в эксплуатации, может существенно отли
чаться. Ниже эти особенности будут частично рассмотрены, и в качестве
примера представлен корпус реактора ВВЭР-1000 5-го энергоблока Ново
Воронежской АЭС, проектный срок службы которого заканчивается в 2010 г.
Корпус реактора ВВЭР-1000 представляет собой сварной толстостен
ный цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем. Он состоит из фланца
1, верхней обечайки зоны патрубков 2, разделительного кольца 3, нижней
обечайки зоны патрубков 4, опорной обечайки 5, верхней 6 и нижней 7
обечаек активной зоны и эллиптического днища 8 (рис. 1). Фланец и все
обечайки выполнены цельноковаными, днище - штампованное из заготовок
в виде плит.
Корпусы имеют по четыре патрубка для входа и выхода теплоносителя,
расположенные на нижней и верхней обечайках зоны патрубков. Патрубки
диаметром 850 мм расположены в два ряда по высоте, их изготовляют
вытяжкой при горячей штамповке. Для отечественных реакторов харак
терным является расположение входных и выходных патрубков в соседних
обечайках. Толщина стенок реактора по высоте разная. Наименьшую тол
щину (190 мм) имеют стенки в нижней части реактора на днище и цилиндре,
включая область активной зоны. Зона патрубков, ослабленная отверстиями,
утолщена (не менее 290 мм). На фланце толщина достигает 500 мм. Для
усиления фланца нередко используют бандажное кольцо. На внутренней
поверхности фланца выполнен бурт для опоры шахты.
Реактор собирают из цельнокованых цилиндрических обечаек, соеди
ненных автоматической сваркой под слоем флюса кольцевыми швами с
ISSN 0556-171Х. Проблемыг прочности, 2006, № 2 17
И. В. Горынин, Б. Т. Тимофеев, А. А. Сорокин
и-образной двухсторонней асимметричной разделкой с ломаным скосом
свариваемых кромок. При таком способе производства обечаек при ковке
заготовок удаляется наиболее загрязненная часть слитка. К тому же шов
работает при более низких напряжениях. Эта технология характерна для
реакторного машиностроения в России. В США для большей части реакто
ров обечайки изготовляются из штампованных заготовок путем сварки в
продольном направлении. На уровне осей верхнего и нижнего рядов патруб
ков Ду-850 расположены по два (всего четыре) отверстия с патрубками
Ду-350 для аварийного охлаждения активной зоны реактора. На внутренней
поверхности верхней обечайки зоны патрубков (ниже уровня патрубков
Ду-850) приварено кольцо - разделитель потока теплоносителя. Корпус и
патрубки реактора ВВЭР-1000 по внутренней поверхности имеют анти
коррозионную наплавку.
0І5Я5
18 ISSN 0556-171Х. Проблемы прочности, 2006, № 2
Вероятностный анализ механических свойств
Технология изготовления корпуса реактора. Корпус изготовляют из
шести цельнокованых обечаек и штампованного эллиптического днища,
используя при этом слитки массой более 100 т [2]. В 80-х годах на Ижорском
заводе для корпусных сталей начали применять выплавку в основных марте
новских и электродуговых печах с последующей обработкой металла на
установке внепечного рафинирования и вакуумирования производства швед
ской фирмы “АББА-БКР” [3]. Схема технологического процесса представ
лена на рис. 2.
На первых реакторах ВВЭР-1000 днище перед штамповкой сваривалось
из двух листов электрошлаковым методом. В последнее время применяется
штамповка из цельного листа, и днище не имеет поперечного шва. При этом
листы (плиты) под штамповку изготовляют из обечаек. Обечайку разрезают
по высоте, подвергают разгибу после нагрева и подкатке до необходимого
размера. При такой технологии для штамповок можно использовать более
качественный металл, свободный от скоплений неметаллических включений
и примесей, и исключить сварные швы в заготовках под штамповку. Разра
ботанный технологический процесс обеспечил получение высококачествен
ного металла для днищ реактора ВВЭР-1000 и применяется на Ижорском
заводе.
Технология изготовления обечаек из крупных слитков была оптимизи
рована и осуществлялась по схеме: биллетировка - вырубка блока - осадка -
прошивка - раскатка на дорне - вытяжка поковки на оправке до необхо
димой высоты. После прошивки поковок и удаления наиболее загрязненных
зон металла производится антифлокеновая термическая обработка заготовок
с последующим контролем размеров после механической обработки. Затем
все обечайки и днище подвергают неразрушающему контролю ультразвуко
вым методом и для каждой заготовки определяют механические свойства,
которые вносят в паспорт на изделие.
После окончательной обработки обечайки и днище корпуса реактора
свариваются между собой автоматической сваркой под слоем флюса коль
цевыми швами. Реактор собирается из цельнокованых цилиндрических обе
чаек, соединенных между собой автоматической сваркой под слоем флюса
кольцевыми швами с и-образной двухсторонней асимметричной разделкой.
Остальные кольцевые швы выполняются по той же технологии, что и шов
№ 4, с применением несимметричной и-образной разделки свариваемых
кромок. Верхняя и нижняя части корпуса соединяются между собой коль
цевым швом № 5. После сварки наносится антикоррозионная наплавка и
производится термическая обработка по режиму высокого отпуска.
Механические свойства изготовленных корпусов реакторов. В насто
ящее время имеется более 30 изготовленных корпусов реакторов ВВЭР-
1000. Однако возможно, что выполненная ранее [4-6] статистическая обра
ботка уровня механических свойств не отражает реальную ситуацию, а
следовательно, эти данные не могут использоваться для проведения вероят
ностных расчетов прочности. Для корпусов реакторов ВВЭР-1000 сейчас
есть более полные сведения как по химическому составу, так и свойствам
материалов отдельных деталей корпуса, что позволяет провести статис
тический анализ с учетом изготовленных после 2000 г. корпусов для Китая,
ISSN 0556-171Х. Проблемыг прочности, 2006, № 2 19
/іЖЇЇУ
0556-171Х. Проблемы
прочности, 2006, N2 2
Верхняя часть корпуса
Патрубков а я обечаньа верхняя
1 ^) У
\
Патрубков а я обечаньа екжеяя
Опорная обечайка
Гяацкая оЬечанка верхняя
Тєхе о логические процессы:
- сварка кольпевых швов
- ангикоррозновная наппавьэ
- механическая и термическая обработка
- к о е г о о п ь качества
Рис. 2. Схема технологического процесса изготовления корпуса реактора ВВЭР-1000.
И. В. Горынин, Б. Т. Тимофеев, А. А. Сорокин
Вероятностный анализ механических свойств
Ирана и Индии. К сожалению, эта информация имеется только для 19
корпусов реакторов, с использованием которой и была выполнена статисти
ческая обработка паспортных данных по механическим свойствам. Массив
исходных данных для проведения статистической обработки состоял из
свойств для 15 корпусов ВВЭР-1000, изготовленных на Ижорском заводе
(блок № 5 Ново-Воронежской АЭС, блок № 1 Южно-Украинской АЭС,
блоки № 1 и 2 Калининской АЭС, блоки № 2 и 3 Балаковской АЭС и др.), и
свойств четырех корпусов ВВЭР-1000, изготовленнных на заводе “Атом-
маш” (блоки № 1 и 4 Балаковской АЭС, блок № 2 Южно-Украинской АЭС,
блок № 1 Хмельницкой АЭС). Эти данные включали в себя информацию о
первых шести реакторах, по которым статистическая обработка была прове
дена ранее [5].
По имеющейся базе данных испытаний образцов выполненных на
заводах-изготовителях корпусов реакторов определялось реальное распре
деление механических свойств. Для каждой характеристики ( а в, а 0 2 , А и
2 ) с учетом истинных значений частотного распределения выбирался
теоретический закон вероятностного распределения. Так, из возможных
теоретических законов Пирсона, Вейбулла, нормального и логарифмически
нормального наилучшее соответствие с эмпирическими данными имеет
закон нормального распределения. Верификация соответствия между теоре
тическим и нормальным распределением проводилась по критериям Пир
сона, Холмогорова и ш 2 для 95%-ного уровня доверительной вероятности.
Полученные результаты находятся в хорошем соответствии с результатами
монографий [7, 8]. Данные статистической обработки представлены в виде
дифференциальных кривых на рис. 3-6.
I (а в) I (а в)
а б
I (а в) I (а в)
в г
Рис. 3. Сравнение значений предела прочности а в для различных деталей корпуса реактора
ВВЭР-1000 при 20°С (сплошные линии) и 350°С (штриховые линии). (Здесь и на рис. 4-6: а -
для днища; б - для фланца; в - для обечайки активной зоны; г - для обечайки зоны
патрубков.)
0556-171Х. Проблемы прочности, 2006, № 2 21
И. В. Горынин, Б. Т. Тимофеев, А. А. Сорокин
I (о 0,2) I (о 0,2 )
Рис. 4. Сравнение значений предела текучести 2 для различных деталей корпуса реак
тора ВВЭР-1000 при 20°С (сплошные линии) и 350°С (штриховые линии).
I (А) I (А)
а б
I (А) I (А)
0,2
0,15
0,1
0,05
0
12 17 22 27 А , % 12 17 22 27 А , %
в г
Рис. 5. Сравнение значений относительного удлинения А для различных деталей корпуса
реактора ВВЭР-1000 при 20°С (сплошные линии) и 350°С (штриховые линии).
Сопоставление полученных данных с гарантированными значениями
механических свойств заготовок стали 15Х2НМФА [9] показало, что уро
вень прочностных (о в и о 0 2 ) и пластических (А и X) характеристик
обеспечивается для всех компонентов корпуса реактора (фланец, днище,
22 0556-171Х. Проблемы прочности, 2006, № 2
Вероятностный анализ механических свойств
обечайка зоны патрубков, обечайка активной заны) с вероятностью более
чем 99,6% как при 20°С, так при 350°С. Для отдельных компонентов запас
между минимальными значениями фактических свойств основного металла
и требованиями ТУ 108.765-78 весьма мал (~5%). В первую очередь это
относится к относительному удлинению поковок при комнатной и повы
шенной температурах, используемых для изготовления днища и фланца, а
также к пределам прочности и текучести металла поковок при 350°С, пред
назначенных для изготовления фланца.
I (2) I &)
а б
I (2) I {2 )
в г
Рис. 6. Сравнение значений относительного поперечного сужения 2 для различных деталей
корпуса реактора ВВЭР-1000 при 20°С (сплошные линии) и 350°С (штриховые линии).
Представление полученных после статистической обработки результа
тов в виде интегральных кривых распределения той или иной характе
ристики позволяет более наглядно обнаружить дисперсию. Сопоставление
этих зависимостей для значений о в , о 0 2 , А и 2 при 20 и 350° С приведено
на рис. 7 для основных заготовок корпуса реактора (фланец, днище, обечай
ка зоны патрубков, обечайка активной зоны). Наибольшая дисперсия по
прочностным свойствам отмечается для материала фланца, наименьшая -
для металла обечаек активной зоны. Это вполне объяснимо, так как тол
щины поковок для этих двух узлов корпуса реактора заметно отличаются
(после чистовой механической обработки почти в два раза). Прочностные
свойства металла днища, изготовленного из толстолистового проката и
подвергнутого дополнительно пластической обработке при штамповке,
естественно выше, чем материала поковок как при комнатной, так и повы
шенной температурах. В то же время для этого узла корпуса реактора
пластические свойства (А и 2) всегда ниже, чем для остальных узлов.
Требуемый уровень свойств по ТУ 108.765-78 для стали 15Х2НМФА обес
печивается с высокой степенью достоверности.
ISSN 0556-171Х. Проблемы прочности, 2006, № 2 23
И. В. Горьгнин, Б. Т. Тимофеев, А. А. Сорокин
Р,%
90
50
10
1
[ а 350] = 491 МПа
'а ЬУ
і
/ і А
у
/А
/ / /
/ 4 4 V
500 I 600
[а20] = 543 МПа
700 ств , МПа
[ А 35°] =12%
УІ9 , У
і
Г
ш
г
і 1/
10 20
[ А 20] =15%
А, %
Р,%
90
50
10
1
/ '4 АУ
у. '/
< 7
Г
/ / /
/ у
4
г
г / /
'//<
/
400 500 600
[ а 2,2 ] = 441 МПа
Рис. 7. Сопоставление механических характеристик деталей корпуса реактора: 1 - для
фланца; 2 - для обечайки зоны патрубков; 3 - для обечайки активной зоны; 4 - для днища.
Статистический анализ механических характеристик отдельных узлов
корпуса реактора до начала эксплуатации позволяет главному конструктору
при проведении вероятностной оценки разрушения корпуса реактора исполь
зовать эти результаты вместо значений характеристик по ТУ 108.765-78.
Однако при анализе состояния конкретного корпуса реактора на данный
период эксплуатации кроме фактических стандартных механических харак
теристик материала и оценки их деградации в период эксплуатации необхо
димо располагать значениями характеристик, которые отражают его поведе
ние при хрупком разрушении. В настоящее время такими характеристиками
являются критическая температура хрупкости Тк0 и вязкость разрушения
К 1с. При промышленном производстве корпусов реакторов ВВЭР-1000 ха
рактеристика Тк0 определялась только для металла обечаек активной зоны
и сварных кольцевых швов № 3 и 4 корпусов реактора ВВЭР-1000. Для
других узлов и деталей ее определение не проводилось. Вместо с тем была
предусмотрена упрощенная процедура испытаний образцов на ударную
вязкость при определенных температурах, которая позволяла утверждать,
что для этого материала Тк0 < 0. Результаты статистической обработки зна
чений Тк0 для основного металла и сварного шва представлены на рис. 8.
Определение К 1с для конкретных корпусов реакторов не проводилось.
Вместе с тем сопротивление хрупкому разрушению стали 15Х2НМФА и ее
сварных швов изучено по различным критериям (температурные, силовые,
энергетические) достаточно подробно. В обобщенном виде полученные
результаты представлены на рис. 9 по данным экспериментов, выполненных
и впервые систематизированных в [10]. В дальнейшем эти результаты поло-
24 ISSN 0556-171Х. Проблемы прочности, 2006, № 2
Вероятностный анализ механических свойств
жены в основу методики [11] и используются при оценке ресурса корпусов
атомных реакторов на стадии эксплуатации [12].
В настоящей работе не рассматриваются вопросы, связанные с оценкой
ресурса корпусов атомных реакторов на стадиях проектирования и эксплу
атации, а также с влиянием эксплуатационных факторов на изменение
свойств материала из-за теплового старения, поскольку они достаточно
подробно изучались в работах [13, 14]. Что касается влияния нейтронного
облучения на охрупчивание материалов в процессе эксплуатации, то эта
проблема достаточно подробно рассмотрена в сборнике [15], в частности
применительно к корпусам реакторов ВВЭР-1000 - в работе [16].
Рис. 8. Дисперсия значений Тко для обечаек (а) и кольцевых швов № 3 и 4 корпусов
реакторов ВВЭР-1000 (б) из стали 15Х2НМФА.
К 1с, Кс , МПал/м
2 5 0 —
200 —
О В=10 мм
V В=12мм
О В = 2 5 мм
'А' В=30 мм
* В=40мм
☆ В=50мм
Д В = 7 5 мм
О В —] 00 мм
+ В = 1 50 мм
А , • В - 1 5 0 мм
К1с = 23 + 48ехр[0,019(Т — Тк)]
-200 -150 -ЮС 0 50 Т — Тк
Рис. 9. Вязкость разрушения стали 15Х2НМФА: 1 - нижняя огибающая экспериментальных
данных, построенная с 95%-ной вероятностью. (В - толщина материала.)
0556-171Х. Проблемы прочности, 2006, № 2 25
И. В. Горынин, Б. Т. Тимофеев, А. А. Сорокин
Относительно преимущества варианта технологии сварки кольцевых
швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 и в первую очередь по применению
тех или иных сварочных материалов, то эта информация приведена доста
точно подробно ранее [17, 18].
Заключение. Статистический анализ механических характеристик ме
талла корпусов реакторов ВВЭР-1000 по паспортным данным заводов-изго-
товителей (Ижорский и “Атоммаш”) позволил оценить дисперсию значений
пределов прочности и текучести, относительного удлинения и сужения
промышленных заготовок стали 15Х2НМФА и ее сварных швов при темпе
ратуре 20 и 350° С. Результаты анализа показали, что технология производ
ства заготовки корпуса реактора оказывает влияние на механические свой
ства. Наибольшая дисперсия по прочностным свойствам отмечается для
материала фланца, наименьшая - для металла обечаек активной зоны, что
может быть связано с толщиной стенок поковок (отличается в два раза) и
проработкой металла при ковке. Прочностные свойства металла днища,
изготовленного из толстолистового проката и подвергнутого дополнительно
пластической обработке при штамповке, выше, чем металла других заго
товок корпуса как при комнатной, так и повышенной температурах. В то же
время пластические свойства (относительные удлинение и поперечное суже
ние) металла днища ниже по сравнению с таковыми остальных узлов кор
пуса. Однако требуемый уровень стандартных механических свойств при
растяжении согласно ТУ108.765-78 на сталь марки 15Х2НМФА обеспе
чивается с высокой степенью достоверности (95%-ной вероятностью).
Оценена дисперсия значений критической температуры хрупкости Г ^
для промышленных заготовок изготовленных корпусов реакторов и сварных
кольцевых швов № 3 и 4, соединяющих обечайки активной зоны между
собой. Полученная информация по исходным механическим характеристи
кам при растяжении, критической температуре хрупкости Гк0 для изготов
ленных корпусов реакторов ВВЭР-1000 с 95%-ной вероятностью в совокуп
ности с температурной зависимостью вязкости разрушения для этих мате
риалов, определенной с такой же степенью достоверности, позволяет более
обоснованно подойти к вероятностному анализу безопасности корпуса реак
тора ВВЭР-1000.
Р е з ю м е
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 харак
теристик сталі 15Х2НМФА та її зварних швів. Визначені з 95%-ною імо
вірністю отримані значення не нижчі, аніж рівень властивостей за норма
тивною документацією. Наведені з такою ж вірогідністю параметри, що
необхідні для імовірнісного розрахунку крихкої міцності корпуса реактора.
1. Н игм ат улин Б. И . Атомная энергетика России - проблемы и перспек
тивы развития // Науч. практ. конф. “Развитие атомной энергетики и
возможности продления сроков службы атомных энергоблоков” (ПСС
АЭС-99, 24-26 мая 1999). - СПб., 1999. - С. 7 - 9.
26 ISSN 0556-171Х. Проблемы прочности, 2006, № 2
Вероятностный анализ механических свойств
2. Тупицы н Л. В ., К овалев В. А ., Ш аврин А. И. и др. Сварка и наплавка при
изготовлении головных корпусов изделия ВВЭР-1000 // Материалы
краткосрочного семинара “Производство сварных конструкций в энер
гетическом машиностроении” (Ленинград, 20-21 декабря 1977). - Л.,
1977. - С. 5 - 11.
3. Б ереж ко Б. И ., И гнат енко А. Г ., С ергеев Ю . В . Крупные поковки для
атомных реакторов // Прогрессивные материалы и технологии. - 1999. -
№ 3. - С. 30 - 38.
4. Тим оф еев Б. Т., Ж еребенков А. С., Чернаенко Т. А . Статистический
подход к оценке качества и механических свойств сварных соединений.
- Л.: ЛДНТП, 1982. - 21 с.
5. Zherebenkov A. S ., Sobolev Yu. V., T im ofeev B. T., a n d C hernaenko T. A.
Analysis of mechanical properties of welded joints for water-cooled and
water-moderated reactors // Voprosy sudostroenija. Serija “Svarka”. - 1983.
- 35. - P. 76 - 83.
6. Tim ofeev B. T. Probabilistic distribution of mechanical properties and structure
integrity characteristics for RPV materials // CSNI-PW3 Workshop on
Probabilistic Structural Integrity Analysis and its Relationship to Deterministic
Analysis (28 Feb. - 1 Mar. 1996). - Stockholm. - 26 p.
7. Ст епнов М . H . Статистическая обработка результатов механических
испытаний. - М.: Машиностроение, 1972. - 229 с.
8. К ордонский X. Б. Применение теории вероятности в инженерной прак
тике. - М.: Физматгиз, 1963. - 342 с.
9. П Н А Э Г-7-002-86 . Нормы расчета на прочность оборудования и трубо
проводов атомных энергетических установок. - М.: Энергоатомиздат,
1989. - 525 с.
10. Tim ofeev B. T., K arzov G. P ., B lum in A. A ., a n d A n ikovsky V. V. Fracture
toughness of 15X2HMFA steel and its welds // Int. J. Press. Vess. Piping. -
1997. - 74, No. 3. - P. 165 - 172.
11. Р Д Э О 0350-02. Методика прогнозирования температурной зависимос
ти вязкости разрушения материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 и
ВВЭР-1000 (МКс-КР-2000). - М., 2002. - 36 с.
12. Р Д Э О 0353-20. Методика определения ресурса корпусов атомных
реакторов ВВЭР в процессе эксплуатации (МРК-СХР-2000). - М., 2002.
- 25 с.
13. А кбaш ев И. Ф., М аксим ов Ю . М ., П им енов В. А ., М арголин Б. 3.
Основные результаты апробации новых подходов в определении ресур
са корпусов АЭС с ВВЭР // Тр. VII Междунар. конф. “Материало-
ведческие проблемы при проектировании, изготовлении и эксплуатации
оборудования АЭС” (17-21 июня 2002 г.). - СПб., 2002. - Т. 1. - С. 131
- 155.
14. К арзов Г. П ., Тим оф еев Б. Т., Чернаенко Т. А . Старение материалов
оборудования АЭС при эксплуатации в течение проектного срока служ
бы // Вопр. материаловедения. - 2005. - № 2 (42). - С. 92 - 110.
IS S N 0556-171X. Проблемы прочности, 2006, № 2 27
И. В. Горынин, Б. Т. Тимофеев, А. А. Сорокин
15. К арзов Г. П ., Тим оф еев Б. Т. Управление сроком службы оборудования
атомных энергетических установок // Юбилейный сб. “Радиационное
материаловедение и конструкционная прочность реакторных матери
алов”. - СПб.: ФГУП ЦНИИ КМ “Прометей”, 2002. - С. 71 - 88.
16. М орозов А. М ., Н иколаев В. А ., Ю рченко Е. В . О влиянии легирующих и
примесных элементов на радиационное охрупчивание никельсодержа
щих корпусных материалов реакторов ВВЭР-1000 // Радиационное мате
риаловедение и конструкционная прочность реакторных материалов. -
2002. - С. 200 - 211.
17. Горы нин И. В ., И гнат ов В. А ., Тим оф еев Б. Т., Ш кат ов Ю . И . Приме
нение новых сварочных материалов для кольцевых швов на корпусах
реакторов АЭС повышенной мощности // Автомат. сварка. - 1983. -
№ 10. - С. 38 - 42.
18. Д а н а усо в А. В ., Тим оф еев Б. Т. Сопоставление механических свойств
металла кольцевых швов эксплуатирующихся реакторов ВВЭР-1000,
выполненных по различным технологическим вариантам // Вопр. мате
риаловедения. - 2000. - № 3. - С. 98 - 104.
Поступила 09. 11. 2005
28 ISSN 0556-171Х. Проблемы прочности, 2006, № 2
|
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-47845 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 0556-171X |
| language | Russian |
| last_indexed | 2025-12-07T17:57:39Z |
| publishDate | 2006 |
| publisher | Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Горынин, И.В. Тимофеев, Б.Т. Сорокин, А.А. 2013-08-02T19:02:31Z 2013-08-02T19:02:31Z 2006 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. 0556-171X https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/47845 539.4 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. ru Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України Проблемы прочности Научно-технический раздел Вероятностный анализ механических свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 Probabilistic analysis of mechanical properties of materials of WWER-1000 reactor pressure vessels Article published earlier |
| spellingShingle | Вероятностный анализ механических свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 Горынин, И.В. Тимофеев, Б.Т. Сорокин, А.А. Научно-технический раздел |
| title | Вероятностный анализ механических свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 |
| title_alt | Probabilistic analysis of mechanical properties of materials of WWER-1000 reactor pressure vessels |
| title_full | Вероятностный анализ механических свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 |
| title_fullStr | Вероятностный анализ механических свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 |
| title_full_unstemmed | Вероятностный анализ механических свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 |
| title_short | Вероятностный анализ механических свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 |
| title_sort | вероятностный анализ механических свойств материалов корпусов реакторов ввэр-1000 |
| topic | Научно-технический раздел |
| topic_facet | Научно-технический раздел |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/47845 |
| work_keys_str_mv | AT goryniniv veroâtnostnyianalizmehaničeskihsvoistvmaterialovkorpusovreaktorovvvér1000 AT timofeevbt veroâtnostnyianalizmehaničeskihsvoistvmaterialovkorpusovreaktorovvvér1000 AT sorokinaa veroâtnostnyianalizmehaničeskihsvoistvmaterialovkorpusovreaktorovvvér1000 AT goryniniv probabilisticanalysisofmechanicalpropertiesofmaterialsofwwer1000reactorpressurevessels AT timofeevbt probabilisticanalysisofmechanicalpropertiesofmaterialsofwwer1000reactorpressurevessels AT sorokinaa probabilisticanalysisofmechanicalpropertiesofmaterialsofwwer1000reactorpressurevessels |