А.А. Силаев, Н.А. Силаева, А.Ю. Логинова, А.К. Горбунов
6
где
D
1
и
D
2
— справочные коэффициенты, определяемые стандартом
АSТМ Е 1921–97,
5%
1
25, 4
D
МПа
м
1/2
,
95%
1
36, 4
D
МПа
м
1/2
;
5%
2
37,8
D
МПа
м
1/2
,
95%
2
102, 2
D
МПа
м
1/2
.
Почти все экспериментальные точки расположились в поле,
ограниченном 5 и 95 %-ными границами допуска. Выполненное экс-
периментальное исследование показывает, что концепция мастер-
кривой позволяет получать достаточно достоверные данные по ста-
тической трещиностойкости для материалов корпусов реакторов типа
ВВЭР-1000.
Необходимо отметить, что мастер-кривая относится к темпера-
турной зависимости вязкости разрушения для вероятности хрупкого
разрушения
0,5
f
P
и
В
= 25 мм (СТ-1Т). Нижние огибающие, кото-
рые устанавливает ПНАЭ Г-7-002–86 [12] для реакторных сталей,
получены в результате испытаний образцов самой различной толщи-
ны, вплоть до
В
= 200 мм (СТ-8Т).
До настоящего момента в России расчет оборудования и трубопро-
водов атомных электроустановок проводили согласно ПНАЭ 7-002–86.
Все реакторы, действующие на территории России, СНГ, стран Восточ-
ной Европы и Финляндии, были спроектированы и введены в эксплуа-
тацию с учетом документа [12]. В качестве определяющего параметра
при расчете на вязкость разрушения использовали критическую темпе-
ратуру хрупкости материала
Т
к
. С учетом этого параметра для материа-
лов и их сварных соединений корпусов реакторов были установлены
нормативные кривые.
Совершенно другой подход к расчету материала на вязкость разру-
шения предлагает нормативный подход с использованием мастер-
кривой, основанный на [4]. Он предполагает обобщенную температур-
ную зависимость для материалов и их сварных соединений корпусов
реакторов. Следует обратить внимание на тот факт, что большинство
исследований на основании этой концепции были проведены на мате-
риалах корпусов реакторов США и Западной Европы и лишь позже, ко-
гда вышел в свет стандарт АSТМ Е 1921–97, начались исследования
отечественных корпусных сталей. Отметим, что корпусные стали реак-
торов США и Западной Европы отличает меньшее требование к проч-
ностным и вязкостным характеристикам в сравнении с отечественными
корпусными сталями. Связано это с тем, что поскольку корпус реактора
от завода-изготовителя до строительной площадки атомных электро-
станций транспортировали железнодорожным путем, а не водным, как
за рубежом, к ним предъявляли повышенные требования по прочности
и вязкости.
