ГОСТ Р 59115.14-2021 Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Расчет на сопротивление хрупкому разрушению корпуса водо-водяного энергетического реактора

     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.