Вероятностный анализ механических свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000

Abstract

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.