ГОСТ Р 59115.14-2021

НАЦИОНАЛЬНЫЙ СТАНДАРТ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

ОБОСНОВАНИЕ ПРОЧНОСТИ ОБОРУДОВАНИЯ И ТРУБОПРОВОДОВ АТОМНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК

Расчет на сопротивление хрупкому разрушению корпуса водо-водяного энергетического реактора

Rules for strength assessment of equipment and pipelines of nuclear power installations. Strength assessment of pressure water reactor vessel

ОКС 27.120.20

Дата введения 2022-01-01

Предисловие

1 РАЗРАБОТАН Федеральным государственным унитарным предприятием "Центральный научно исследовательский институт конструкционных материалов "Прометей" им.И.В.Горынина Национального исследовательского центра "Курчатовский институт" (НИЦ "Курчатовский институт" - ЦНИИ КМ "Прометей")

2 ВНЕСЕН Техническим комитетом по стандартизации ТК 322 "Атомная техника"

3 УТВЕРЖДЕН И ВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ Приказом Федерального агентства по техническому регулированию и метрологии от 20 октября 2021 г. N 1177-ст

4 ВВЕДЕН ВПЕРВЫЕ

5 Федеральное агентство по техническому регулированию и метрологии не несет ответственности за патентную чистоту настоящего стандарта. Патентообладатель может заявить о своих правах и направить в Федеральное агентство по техническому регулированию и метрологии аргументированное предложение о внесении в настоящий стандарт поправки для указания информации о наличии в нем объектов патентного права и патентообладателе

Правила применения настоящего стандарта установлены в статье 26 Федерального закона от 29 июня 2015 г. N 162 ФЗ "О стандартизации в Российской Федерации". Информация об изменениях к настоящему стандарту публикуется в ежегодном (по состоянию на 1 января текущего года) информационном указателе "Национальные стандарты", а официальный текст изменений и поправок - в ежемесячном информационном указателе "Национальные стандарты". В случае пересмотра (замены) или отмены настоящего стандарта соответствующее уведомление будет опубликовано в ближайшем выпуске ежемесячного информационного указателя "Национальные стандарты". Соответствующая информация, уведомление и тексты размещаются также в информационной системе общего пользования - на официальном сайте Федерального агентства по техническому регулированию и метрологии в сети Интернет (www.rst.gov.ru)

Введение

Настоящий стандарт взаимосвязан с другими стандартами, входящими в комплекс стандартов, регламентирующих обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок.

     1 Область применения

Настоящий стандарт устанавливает требования к проведению расчета на сопротивление хрупкому разрушению корпусов водо-водяных энергетических реакторов, изготовленных из сталей ферритного класса для проектируемых и строящихся атомных энергетических установок, а также корпусов водо-водяных энергетических реакторов, находящихся в эксплуатации (ВВЭР-440, ВВЭР-1000, ВВЭР-1200 и ВВЭР-ТОИ), в том числе прошедших отжиг.

     2 Нормативные ссылки

В настоящем стандарте использованы нормативные ссылки на следующие стандарты:

ГОСТ Р 50.05.12-2018 Система оценки соответствия в области использования атомной энергии. Оценка соответствия в форме контроля. Контроль радиационного охрупчивания корпуса реактора атомной станции

ГОСТ Р 59115.1 Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Термины и определения

ГОСТ Р 59115.6 Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Методы определения характеристик трещиностойкости конструкционных материалов

Примечание - При пользовании настоящим стандартом целесообразно проверить действие ссылочных стандартов в информационной системе общего пользования - на официальном сайте Федерального агентства по техническому регулированию и метрологии в сети Интернет или по ежегодному информационному указателю "Национальные стандарты", который опубликован по состоянию на 1 января текущего года, и по выпускам ежемесячного информационного указателя "Национальные стандарты" за текущий год. Если заменен ссылочный стандарт, на который дана недатированная ссылка, то рекомендуется использовать действующую версию этого стандарта с учетом всех внесенных в данную версию изменений. Если заменен ссылочный стандарт, на который дана датированная ссылка, то рекомендуется использовать версию этого стандарта с указанным выше годом утверждения (принятия). Если после утверждения настоящего стандарта в ссылочный стандарт, на который дана датированная ссылка, внесено изменение, затрагивающее положение, на которое дана ссылка, то это положение рекомендуется применять без учета данного изменения. Если ссылочный стандарт отменен без замены, то положение, в котором дана ссылка на него, рекомендуется применять в части, не затрагивающей эту ссылку.

     3 Термины и определения

В настоящем стандарте применены термины по ГОСТ Р 59115.1, а также следующие термины с соответствующими определениями:

3.1 отжиг металла: Термическая обработка металла, заключающаяся в нагреве металла до температуры с целью полного или частичного восстановления его свойств.

3.2 облучаемая область: Зона корпуса ректора, для которой на конец рассматриваемого срока эксплуатации флюенс нейтронов превышает значение 10 1/м.

3.3 облучаемая область, прошедшая отжиг: Облучаемая область корпуса реактора, которая в процессе отжига подвергалась нагреву в интервале температур (-15)°С(+15)°С, где - температура отжига, зависящая от материала корпуса реактора.

3.4 облучаемая область, не прошедшая отжиг: Облучаемая область корпуса реактора, которая в процессе отжига подвергалась нагреву до температуры .

3.5 необлучаемая область: Зона корпуса реактора, для которой на конец рассматриваемого срока эксплуатации флюенс нейтронов не превышает значение 10 1/м.

3.6 флюенс нейтронов: Количество быстрых нейтронов (нейтронов с энергией E0,5 МэВ), которое проходит через единицу площади в течение времени облучения.

Примечание - Для областей корпуса реактора, не прошедших отжиг, отсчет флюенса выполняют с начала ввода в эксплуатацию реактора; для областей корпуса реактора, прошедших отжиг, отсчет флюенса выполняют с момента эксплуатации после отжига.

3.7 хрупкий проскок трещины: Подрост трещины, приводящий к снижению текущей нагрузки на 5% и более при некотором увеличении перемещений, зависящем от жесткости испытательной машины.

3.8 единая кривая (Advance Unified Curve): Метод прогнозирования температурной зависимости вязкости разрушения, использующийся для материалов в любой степени охрупчивания.

3.9 образцы свидетели: Образцы, изготовленные из металла, идентичного металлу корпуса реактора, часть которых исследуется в исходном состоянии, а часть загружена в реактор и выдерживается в условиях, близких к условиям эксплуатации металла корпуса реактора, выгружается и исследуется для контроля изменений структуры и свойств металла корпуса реактора в процессе эксплуатации.

3.10 критическая температура хрупкости: Характеристика склонности материала к хрупкому разрушению, определяемая по результатам испытаний образцов на ударный изгиб.

     4 Сокращения и обозначения

В настоящем стандарте применены следующие сокращения и обозначения:

ГИ - гидравлические испытания;

ЗТВ - зона термического влияния;

КИН - коэффициент интенсивности напряжений;

КР - корпус реактора;

МКЭ - метод конечных элементов;

МН - металл антикоррозионной наплавки;

МРЗ - максимальное расчетное землетрясение;

МШ - металл сварного шва;

НДС - напряженно деформированное состояние;

ННУЭ - нарушение нормальных условий эксплуатации;

НУЭ - нормальные условия эксплуатации;

ОМ - сосновной металл;

ОН - остаточные напряжения;

ОС - образцы свидетели;

ПА - проектная авария;

ПЗ - проектное землетрясение;

РУ - реакторная установка;

ТУ - технические условия;

- размер малой полуоси постулированного полуэллиптического или четвертьэллиптического дефекта, мм;

- размер большой полуоси постулированного полуэллиптического или четвертьэллиптического дефекта, мм;

, - начальные значения размеров и соответственно, мм;

, - расчетные значения размеров и соответственно, мм;