Statistical Simulation in Determination of the Critical Temperature of Metal Brittleness of the VVER-1000 Reactor Shell from Data of Bending Impact Test

Method of statistical simulation (Monte Carlo method) is used to determine the brittleness transition temperature Tk according to the procedures PNAE G-7-002-86 and RD EO 0598-2004 in the numerical experiments. Data of bending impact test of Charpy specimens (with V-notch) used in the calculation are obtained on an array of more than 1200 steel samples (15H2NMFAA) cut from different (in thickness, height and in the circumferential direction) zones of the VVER-1000 reactor shell within a temperatures range of -95 to +20°C. Data of statistical tests indicate that the material of the reactor shell can be considered homogeneous. It is found that the values of sample fracture in the brittle-ductile transition region obey the bimodal law, parameters ofthe distributions being determined at different temperatures. Statistical modeling revealed the laws of the transition temperature distribution. It is shown that the average Tk values determined from PNAE G-7-002-86 exceed the values determined from RD EO 0598-2004 approximately by 10°C. The boundaries of the intervals wherein the values of the transition temperature are located with 90% probability depending of the number of tested samples and test pattern are determined. Recommendations for improving the methodology of the transition temperature determination are specified.

impact toughness, statistics, brittle- ductile transition, critical brittleness temperature, statistical modeling, Monte Carlo method, ударная вязкость, статистика, хрупковязкий переход, критическая температура хрупкости, статистическое моделирование, метод Монте-Карло

1. РД ЭО 0598-2004 Методика определения критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов по результатам испытаний малоразмерных образцов на ударный изгиб. - М.: Росэнергоатом, 2004. - 12 с.

2. ПНАЭ Г-7-002-86. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергоустановок. - М.: Энергоатомиздат, 1989. - 525 с.

3. Степнов М. Н. Вероятностные методы оценки характеристик механических свойств. - Новосибирск: Наука, 2005. - 342 с.

4. Казанцев А. Г., Маркочев В. М., Сугирбеков Б. А. Оценка погрешностей определения критической температуры хрупкости металла корпуса реактора ВВЭР-1000 с использованием метода Монте-Карло / Тяжелое машиностроение. 2015. № 10. С. 19 - 27.

5. Давиденков H. Н. Динамические испытания металлов. - М.: ОНТИ НКТП СССР, 1936. -395 с.

6. Шевандин Е. И., Разов И. А. Хладноломкость и предельная пластичность металлов в судостроении. - Л.: Судостроение, 1965. - 336 с.

7. Кантор М. М., Боженов В. А. Рассеяние значений ударной вязкости низколегированной стали в критическом интервале хладноломкости / Материаловедение. 2013. № 11. С. 3 - 14.

8. Маркочев В. М., Александрова О. В. Дробно-степенная функция для описания распределения вероятностей / Заводская лаборатория. Диагностика материалов. 2012. Т. 78. № 11. С. 71 - 73.

9. Бусленко Н. П., Шрейдер Ю. А. Метод статистических испытаний (Монте-Карло) и его реализация в цифровых машинах. - М.: Физматлит, 1961. - 228 с.

10. Chernobaeva A. A., Nikolaev Yu. A., Skundin M. A., Zhurko D. A., Krasikov E. A., Medvedev K. I., Kostromin V. N., Drobkov G. V., Ryasanov S. V. Data scatter cause analysis of the temperature surveillance specimens of VVER-1000 metal / J. Atom. Energy. 2012. Vol. 113. Issue 6. P. 337 - 344.

11. Chernobaeva A. A., Kuleshova E. A., Skundin M. A., Maltsev D. A., Chirko L. I., Revka V. N. Revision of date base of VVER-1000 thermal aging surveillance specimens / Proceeding of SMIRT 22, USA, San-Francisco, 2013. P. 138 - 147.

12. Чернобаева А. А. Обоснование моделей радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов и процедуры их применения для оценки состояния эксплуатирующихся корпусов реакторов: дисс.. докт. техн. наук. - М., 2009. - 228 с.

13. РД ЭО 1.1.2.0.0789-2012. Методика определения вязкости разрушения по результатам испытаний образцов-свидетелей для расчета прочности и ресурса корпусов реакторов ВВЭР-1000. - М.: Росэнергоатом. - 56 с.