Расчетно-методическое обоснование циклической прочности элементов реакторных установок, подверженных нейтронному облучению тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Европин, Сергей Владимирович

• Европин, Сергей Владимирович
• кандидат технических наук
• 2001

Оглавление диссертации кандидат технических наук Европин, Сергей Владимирович

Введение.

Глава 1. Базовые зависимости для построения кривых усталости конструкционных материалов

1.1. Расчетные кривые усталости для материалов в исходном состоянии

1.2. Учет влияния нейтронного облучения на положение кривых конструкционных материалов.

Выводы.

Глава 2. Коррозионно-стойкие стали аустенитного класса.

Выводы.

Глава 3. Низколегированные стали для корпусов легководных ядерных реакторов.

Выводы.

Глава 4. Циркониевые сплавы.

Выводы

Глава 5. Сплав титана марки ПТ-ЗВ.

Выводы.

Глава 6. Алгоритмы расчетного анализа циклической прочности подверженных нейтронному облучению элементов конструкций.

Выводы.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Расчетно-методическое обоснование циклической прочности элементов реакторных установок, подверженных нейтронному облучению»

Металл конструкций, удерживающих давление теплоносителя в пределах активной зоны ядерного реактора, воспринимающих ее вес и организующих поток теплоносителя, находится под воздействием радиационного облучения при работе реактора. Одновременно на металл действует повышенная температура (постоянная и переменная), он контактирует с теплоносителем. Различные типы ядерных реакторов характеризуются разными условиями нагружения по температуре: до 70°С - в исследовательских реакторах бассейнового типа; до 300°С - в легководных энергетических реакторах; до 500°С - в реакторах с перегревом пара; до 550-600°С - в реакторах с жидкометаллическим теплоносителем (натрий, свинец); до 900°С - в газовых (С02 до 650°С, гелий до 900°С).

Низколегированные стали перлитного класса (корпуса ядерных энергетических реакторов с водой под давлением и кипящих), аустенитные коррозионно-стойкие стали (внутрикорпусные устройства ядерных реакторов, элементы активных зон), циркониевые сплавы (трубы технологических каналов реакторов канального типа, некоторые тепловыделяющие сборки), титановые сплавы (теплообменники, парогенераторы ядерных паропроизводящих установок) - основные конструкционные материалы элементов, подвергающиеся в процессе эксплуатации статическим и переменным нагрузкам и радиационному облучению, осложненному влиянием других эксплуатационных факторов. Исследование их совместного влияния представляет сложную (практически нерешаемую в настоящее время) научно-техническую проблему, определяемую необходимостью проведения испытаний с контролируемым статическим и циклическим нагружением испытываемых образцов (напряжения или деформации), нагревом (постоянная и переменная температура), радиационным облучением (спектр и доза нейтронов) в условиях контакта с коррозионной средой (вода, пар, пароводяная смесь, жидкий металл, газ), состояния образцов (образования и роста трещин, разрушения) в течение длительного времени, соизмеримого с длительностью эксплуатации ядерных реакторов. Например, проведение испытаний на циклическую прочность в условиях облучения требует разработки уникального экспериментального оборудования, которое вследствие ограниченности пространства в активной зоне ядерного реактора не удается создать достаточно универсальным для удовлетворения вышеуказанным требованиям.

Менее сложной задачей являются испытания предварительно облученных образцов или образцов, изготавливаемых из деталей реактора, находившихся длительное время под облучением. Но и в этом случае все операции по изготовлению образцов, проведению их испытаний и измерений должны проводиться дистанционно. Указанные обстоятельства определяют и высокую стоимость исследований влияния облучения на циклическую прочность материалов. Поэтому в отечественной и зарубежной практике отсутствуют результаты систематических исследований данной проблемы. Отсутствуют также и нормативные документы, регламентирующие методологию подтверждения срока безопасной эксплуатации элементов активных зон и внутрикорпусных устройств, хотя именно эти элементы могут быть определяющими при принятии решения о продлении срока службы реакторной установки.

В связи с вышеизложенным, актуальными являются следующие задачи: - разработка методологии расчетного подтверждения срока службы подверженных нейтронному облучению элементов конструкций реакторных установок по критерию накопленного усталостного повреждения металла на основе имеющихся результатов циклических испытаний и более доступных данных об изменении кратковременных механических свойств материалов, находящихся под облучением;

- анализ возможностей минимизировать затраты, связанные с экспериментальным определением влияния облучения на сопротивление усталостному разрушению конструкционных материалов ядерных энергетических установок.

Если циклическое нагружение проходит при температурах, вызывающих ползучесть при эксплуатационных напряжениях, то уже это обстоятельство исключает возможность игнорировать фактор времени и форсировать испытания по напряжениям (деформациям) и частоте нагружения. В отличие от нагружения при умеренных температурах, применительно к этим условиям используется термин «длительная циклическая прочность».

Большие сроки эксплуатации, на которые проектируются ядерные реакторы, определяют допустимость повторных упругопластических деформаций лишь в зонах концентрации напряжений или значительных перепадов температур, ограниченных упругим массивом несущей стенки конструкции. Число таких циклов обычно невелико, и их допустимость определяется по кривой малоцикловой усталости при контролируемых деформациях. Кривые многоцикловой усталости при доминирующих упругих или полностью упругих деформациях необходимы для оценки усталостного повреждения при относительно невысоких эксплуатационных циклических деформациях и допустимого уровня вибрационных напряжений. Границу между малоцикловой и многоцикловой усталостью иногда устанавливают числом циклов до разрушения (5 104-105), в других случаях - числом циклов до разрушения, которому соответствует равенство упругой и пластической составляющей амплитуды полной деформации. Для практических целей это разделение не имеет принципиального значения, так как в расчетах используется единая кривая усталости от реализуемых максимальных амплитуд эксплуатационных деформаций до деформаций (напряжений), допускающих примерно 1012 циклов нагружения до разрушения.

Основные полуциклы нагружения с наибольшими амплитудами циклических деформаций происходят в условиях относительно невысокой интенсивности нейтронного облучения (пуск, останов, гидроиспытание), подавляющая часть дозы радиационного повреждения накапливается при стационарных режимах в условиях нагружения, близкого к статическому между соседними полуциклами нагружения.

Возможен прогноз влияния облучения на циклическую прочность материалов по изменению характеристик их прочности и пластичности при статическом растяжении после облучения (температура, доза радиационного облучения) на основе модели Коффина - Мэнсона - Лангера [1-4]. В малоцикловой области доминирует составляющая пластической деформации в амплитуде полной деформации, поэтому снижение пластичности в процессе облучения уменьшает сопротивление малоцикловому разрушению. Прочность материалов в результате облучения возрастает, поэтому можно было бы ожидать повышения сопротивления многоцикловой усталости, где доминирует упругая составляющая амплитуды деформации, однако проведенные в последние годы исследования данное ожидание не подтверждают.

Воздействие облучения учитывают при проектировании ядерных реакторов, исключая в зонах интенсивного облучения концентраторы напряжений и не допуская высоких температурных и вибрационных напряжений. Возможность обойти проблемы малоциклового нагружения в зонах облучения приемами проектирования не снимает важности получения количественных оценок малоцикловой усталости конструкционных материалов в условиях облучения, знание которых расширит информационную базу о механизмах деградации материалов, имеющую значение при проектировании ядерных реакторов с повышенным сроком службы и продлении срока эксплуатации действующих ядерных реакторов.

Из общего правила (п.1.2.17 «Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов АЭУ» [5] ) следует, что при расчетах на прочность необходимо учитывать снижение характеристик пластичности и сопротивления усталостному разрушению.

В действующих Нормах расчета на прочность [5] (приложение 7, п. 17 табл.1) в отличие от кода ASME [21] рекомендовано для учета влияния облучения использовать в расчетах по уравнениям кривых усталости коэффициенты снижения циклической прочности Xf по числу циклов (для легированных сталей, сплавов циркония, сталей аустенитного класса и железоникелевых дисперсионно-твердеющих сплавов) или по амплитуде деформации cpF (для сталей аустенитного класса и железоникелевых дисперсионно-твердеющих сплавов при температурах, вызывающих ползучесть) в зависимости от того, какой коэффициент снижения скажется

22 2 консервативнее. При дозе облучения до 10 м" (Е>0,1 МэВ) %F =(pF=l,0.

В состав методов определения механических свойств материалов включена методика экспериментального определения коэффициентов и cpF (приложение 2, п. 9.7 Норм [5]), которая определяет базу испытаний на усталость облученного основного материала, металла сварного соединения или наплавки по числу циклов.

Вышеуказанные положения Норм [5] разработаны с участием автора и будут частично представлены в данной работе, в которой приведено описание специального оборудования для проведения испытаний, методик испытаний и полученные результаты. Однако основная ориентация при подготовке Норм [5] была на стадию проектирования, в то время как в данный момент наиболее актуальным является вопрос продления сроков службы действующих атомных станций и исследовательских реакторов.

Длительная эксплуатация подверженных нейтронному облучению элементов конструкций реакторных установок сопровождается сложной «историей» нагружения и изменением механических характеристик материалов. Использование в расчетном анализе циклического повреждения металла конструкций ранее принятых алгоритмов приведения циклограмм эксплуатации к расчетным циклам и «наихудших» характеристик материалов в расчетных циклах приводит к неоправданному ограничению циклового ресурса и соответственно срока службы. Поэтому совершенствование алгоритмов расчетного анализа циклической прочности конструкций реакторных установок приобретает в настоящее время особую актуальность.

Таким образом, целью работы является выработка на основе проведенных экспериментальных исследований, а также обобщения отечественных и зарубежных данных, рекомендаций по расчетному обоснованию срока безопасной эксплуатации подверженных радиационному воздействию элементов конструкций реакторных установок по критерию сохранения циклической прочности (накопления усталостного повреждения).

Научная новизна работы состоит в следующем:

• разработаны методы и получены экспериментальные данные о влиянии нейтронного облучения на малоцикловую усталость сталей 12Х18Н9 и 15Х2МФА, сплавов ПТ-ЗВ; гг+2,5%№>; 1 %8п+1 %Мз+0,5%Ре;

• обоснована возможность расчетного получения кривых усталости подверженных нейтронному облучению конструкционных материалов с использованием данных об изменении характеристик прочности и пластичности;

• предложены алгоритмы расчетного подтверждения ресурса подверженных нейтронному облучению элементов конструкций реакторных установок по критерию обеспечения циклической прочности;

• обосновано применение для сталей аустенитного класса диаграммы предельных состояний типа Гудмана, в которой в качестве предельного статического напряжения используется значение истинного сопротивления отрыву металла в необлученном состоянии; на основе выполненных испытаний при двухчастотном нагружении со случайными спектрами наложенных колебаний предложен метод приведения по критерию накопленного усталостного повреждения случайного нагружения к гармоническому виду с эквивалентной амплитудой напряжения и частотой.

На защиту выносятся: метод построения кривых усталости подверженных нейтронному облучению конструкционных материалов ядерных энергетических установок по уравнениям типа Мэнсона-Коффина-Лангера; алгоритмы расчетного определения накопления циклических повреждений в подверженных нейтронному облучению элементах конструкции реакторных установок, в том числе при вибрационном нагружении; методики и устройства для экспериментального определения влияния нейтронного облучения на снижение сопротивления усталостному разрушению конструкционных материалов.

Практическая значимость работы: внедрение методов экспериментального определения влияния нейтронного облучения на сопротивление усталостному разрушению конструкционных материалов в нормативную документацию (приложение 2, п. 9.7 Федеральных норм ПНАЭ Г 7-002-86 «Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок») и метода испытания на длительную циклическую прочность при неизотермическом нагружении в ГОСТ 25.505-86 «Расчеты и испытания на прочность. Методы механических испытаний металлов. Метод испытания на малоцикловую усталость при термомеханическом нагружении»; применение алгоритмов расчетного анализа циклической прочности внутрикорпусных элементов реактора ВВЭР-440 в нормативной методике обоснования продления срока службы ВКУ 3-го энергоблока НВАЭС; сокращение образцов-свидетелей, устанавливаемых в активные зоны ядерных энергетических установок, на 4-5 комплектов образцов для испытаний на циклическую прочность в связи с возможностью прогнозирования изменения сопротивления металла усталостному разрушению по результатам испытания облученных образцов-свидетелей на кратковременное растяжение (пояснительная записка к техническому проекту реакторной установки ВК-300); обоснование направлений совершенствования действующих нормативных документов в области обеспечения целостности конструкций ядерных установок («Правилаустройства и безопасной эксплуатации. ПНАЭ Г 7-008-89», «Нормы расчета на прочность. .ПНАЭ Г 7-002-86», «Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов корабельных ППУ» и др.), которые нашли отражение в отраслевой Программе «Нормативно-методическое обеспечение целостности подверженных радиационному воздействию элементов реакторных установок атомных станций и исследовательских реакторов» (приказ Министра о введении Программы в действие от 29.03.2000г. № 166).

Материалы диссертации опубликованы в 22 работах (приложение 1). На «Устройство для испытаний конструкционных материалов на малоцикловую усталость при внутриреакторном неизотермическом нагружении» получено авторское свидетельство № 747278.

Общее количество опубликованных с участием автора настоящей диссертации работ, в том числе и в ежегодных отчетах НИКИЭТ (издаются с 1995 г.), составляет 45 публикаций.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Европин, Сергей Владимирович

2. Общие выводы

2.1. На основе проведенных экспериментальных исследований циклической прочности облученных материалов, внутриреакторных испытаний при неизотермическом нагружении образцов из стали 12Х18Н9, диаграммы предельных состояний аустенитной стали, а также обобщения опубликованных данных, обосновано применение уравнения типа Мэнсона-Коффина-Лангера для построения кривых усталости подверженных нейтронному облучению конструкционных материалов ядерных установок. При этом в качестве характеристики пластичности следует использовать относительное сужение с учетом его снижения в результате облучения, а в качестве характеристики прочности - истинное сопротивление отрыву в исходном состоянии.

2.2. Разработан алгоритм анализа сложной «истории» нагружения элементов конструкций, включая вибронапряженное состояние, с целью подтверждения на основе критерия накопленного усталостного повреждения срока их безопасной эксплуатации. Для различных видов амплитудо-частотных характеристик вибрационных процессов предложен и экспериментально подтвержден общий алгоритм приведения реализации случайных колебаний к эквивалентному гармоническому колебанию по критерию усталостного повреждения металла.

2.3. Комплексный характер разработанной методики расчетного подтверждения циклической прочности подверженных нейтронному облучению элементов конструкций ядерных установок обеспечил введение в действие отраслевого документа по обоснованию срока службы ВКУ реактора ВВЭР-440 3-го энергоблока НВАЭС, определяет направления развития нормативных документов не только для действующих объектов использования атомной энергии, но и вновь проектируемых установок со сроком службы 40 и более лет, выдвигает требования к совершенствованию средств диагностики вибронапряженного состояния конструкций с представлением результатов контроля в форме, учитывающей алгоритм оценки накопления усталостного повреждения и характеристики циклической прочности материала, из которого изготовлена данная конструкция.

Заключение

1. Основные положения выполненной работы

1.1. Разработана методика послереакторных испытаний конструкционных материалов на циклическую прочность, отлажено оборудование в условиях «горячих» камер, проведены испытания облученных образцов из стали марки 15Х2МФА, сплавов циркония и титана.

1.2. Разработаны оборудование и методика внутриреакторных испытаний конструкционных материалов на длительную циклическую прочность, проведены внутриреакторные испытания стали 12Х18Н9 на длительную циклическую прочность.

1.3. Обосновано расчетное построение кривых усталости подверженных нейтронному облучению конструкционных материалов по уравнениям типа Мэнсона-Коффина-Лангера с использованием характеристик кратковременной пластичности. Увеличение характеристик прочности при этом не следует принимать во внимание. При консервативном подходе расчет может проводиться по кривой усталости, представляющей зависимость только упругой деформации от числа циклов.

1.4. Подтверждено применение для расчетного анализа циклической прочности аустенитных сталей и подверженных облучению конструкций модифицированной диаграммы Гудмана предельных состояний "амплитуда напряжения - среднее напряжение", в которой в качестве предельного статического напряжения используется значение истинного сопротивления разрыву металла в необлученном состоянии.

1.5. Разработаны алгоритмы расчетного анализа накопления усталостных повреждений в элементах конструкции реакторных установок, подверженных нейтронному облучению, применение которых на стадии проектирования позволяет увеличить ресурс эксплуатации по критерию сохранения циклической прочности, а также позволяет контролировать выработанный ресурс по данному критерию и прогнозировать остаточный на стадии эксплуатации реакторной установки. При этом объем проведения дорогостоящих и длительных экспериментальных исследований влияния облучения на циклическую прочность конструкционных материалов подверженных нейтронному облучению элементов конструкции реакторных установок может быть существенно уменьшен, а количество устанавливаемых в активные зоны энергетических реакторов образцов-свидетелей сокращен как минимум на 4 комплекта образцов для периодического контроля изменения характеристик циклической прочности материалов.

1.6. Предложен и экспериментально подтвержден алгоритм приведения случайного процесса вибронагружения элемента конструкции к эквивалентному по усталостному повреждению металла гармоническому высокочастотному нагружению, позволяющий использовать методику анализа циклической прочности элементов конструкций при двухчастотном нагружении. Разработанный алгоритм расчета накопления усталостного повреждения металла конструкций ядерных установок не зависит от вида амплитудно-частотной характеристики высокочастотного процесса вибронагружения, а основывается на анализе реализации данного процесса во времени. При этом определяются эквивалентные по критерию усталостного повреждения амплитуда напряжения и частота нагружения.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Европин, Сергей Владимирович, 2001 год

1. Коффин Л.Ф. Циклические деформации и усталость металлов. Усталость и выносливость металлов/ Пер. с англ. под ред. Г.В. Ужика.- М.: ИЛ, 1963.-С. 257-273.

2. Мэнсон С. Температурные напряжения и малоцикловая усталость/ Пер. с англ. под ред. P.M. Шнейдеровича. М.: Машиностроение, 1974.- 344 с.

3. Manson S.S. Interfaces between fatigue, creep and fracture// Exper. Mech.- 1965.-July.

4. Лангер Б.Ф. Расчет сосудов давления на малоцикловую долговечность// Техническая механика.- 1962.

5. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. ПНАЭ Г-7-002-86.- М.: Энергоатомиздат, 1989.

6. МахутовН.А. Деформационные критерии разрушения и расчет элементов конструкций на прочность.- М.: Машиностроение, 1981.

7. Филатов В.М. Предельные состояния по образованию макротрещин при циклическом нагружении//ВАНТ.- Сер. «Физика и техника ядерных реакторов».- 1978.-Вып. 1 (21).- С. 114-123.

8. Grossberg M.L., MaziaszP.I. Tensile Properties of Type 316 Stainless Steel Irradiated in a Simulated Fusion Reactor Environment// Jorn. Nucl. Mater.- 1979.-V. 85, 86.-P. 883-887.

9. Grossberg M.L., LiuK.C. High-Temperature Fatigue Life of Type 316 Stainless Steel Containing Irradiation Included Helium// Jorn. Nucl. Mater.- 1981.- V. 103, 104.-P. 853-858.

10. Grossberg M.L., Liu K.C. Fatigue Behavior of Type 316 Stainless Steel Irradiated in a Mixed Spectrum Fusion Reactor Forming Helium//Nucl. Technology.- 1982.-V. 58.- P. 538-542.

11. Rybin V.V. et al. Cyclic Endurance and Thermocyclic Damage of 0,04G-16Cr-1 lNi-3Mo-0,05Ti Steel Unirradiated and Neutron Irradiated Steel// Nucl. Mater.- 1992.- V. 191-194.- P. 795.

12. Киселевский B.H. и др. Методика и установка для исследования сопротивления конструкционных материалов циклическому нагружению в условиях нейтронного облучения// Проблемы прочности.- 1985.- №8.

13. И.Филатов В.М., КругловА.С., Европин С.В., Юрин О.Г. Внутриреакторные испытания стали 12Х18Н9 на неизотермическую усталость//Заводская лаборатория,- 1981.- №1,- С. 77-78.

14. Филатов В.М., Европин С.В., КругловА.С., Булгаков М.Г. Устройство для испытаний конструкционных материалов на малоцикловую усталость: Авторское свидетельство № 747278.

15. Филатов В.М., Анихимовский Ю.А., Соловьев Д.В., ВасютинА.Н. Испытания на длительную малоцикловую усталость при неизотермическом нагружении// Заводская лаборатория.- 1975.- Т. 11.- №4.- С. 472-475.

16. Tanaka М.Р. et al. Post Irradiation Tensile and Fatigue Behavior of Austenitic PCA Stainless Steels Irradiated in MFIR// Join. Nucl. Mater.- 1988,- V. 155-157.-P. 957-962.

17. Murty K.L., Holland J.R. Low-cycle Fatigue Characteristics of Irradiated Type 304 Stainless Steels//Nuclear Technology.- 1982.- V. 58.- P. 530-537.

18. Vries K.L., et al. Fatigue Properties of Low-Fluence Neutron-Irradiated Stainless Steel DIN 1.4948// ANS Trans.- 1980.- 34.- P. 184.

19. Jitsukava s. et al. Post-irradiation Mechanical Properties of Austenitic Alloys at Temperatures Below 703 K// Jorn. Nucl. Mater.- 1999.- V. 271, 272.- P. 167-172.

20. ASME Boiler and Pressure Vessel Code.- 1995.- Div. 1.- Sec. III.- Subsec. NB.-Class I Components.

21. Kavasaki H. et al. Fatigue and Stress Corrosion Cracking Behaviors of Irradiated Stainless Steels in PWR Primary Water// ICONE-5-2372.- 1997.

22. MethaH.S., Gosselin S.R. An Environmental Factor Approach to Account for Reactor Water Effects in Light Water Pressure Vessel and Piping Fatigue Evalutions, PVP-Vol.323// Fatigue and Fracture.- V. 1, ASME-1996.-P. 171-185.

23. Vandermeulen W. et al. The Effect of Neutron Irradiation on the Fatigue Behavior of AISI 316 L Results of First In-pipe Tests// Jorn. Nucl. Mater.- 1991.- V. 183 .P. 57-61.

24. Баландин Ю.Ф., ГорынинИ.В., ЗвездинЮ.И., Марков В.Г. Конструкционные материалы АЭС.- М.: Энергоатомиздат, 1984.- 280 с.

25. Алексеенко Н.Н., АмаевА.Д., ГорынинИ.В., НиколаевВ.А. Радиационное повреждение стали корпусов водо-водяных реакторов.- М.: Энергоатомиздат, 1981.- 142 с.

26. Hawthorne J.R., Steele L.E. In-reactor Studies of Low-Cycle Fatigue Properties of a Nuclear Pressure Vessel Steel// ASTM STP 380.- 1964.-P. 350-362.

27. Gibbons N.G., Mikoleit A.E., O'Donnell WJ. Fatigue Properties of Irradiated Pressure Vessel Steel// ASTM STP 426.- 1967.- P. 408.

28. Амаев А.Д., Филатов B.M., Анихимовский Ю.А. и др. Влияние нейтронного облучения на сопротивление деформированию и разрушению стали марки 15Х2МФА при повторном нагружении// ВАНТ.- Сер. «Реакторостроение»,-1977.- Вып. 2(16).- С. 37-42.

29. Филатов В.М., Анихимовский Ю.А., Европин С.В. Малоцикловые испытания облученных конструкционных материалов//Заводская лаборатория.- 1980.- №2.- С. 169-170.

30. Филатов В.М., Анихимовский Ю.А. Испытания на малоцикловую усталость при изгибе, кручении и растяжении//Заводская лаборатория 1971.- №12.-С. 1487-1490.

31. Амаев А.Д., Филатов В.М., Анихимовский Ю. A., Горский К.В. Влияние наводороживания на сопротивление малоцикловому разрушению стали марки 15Х2МФА// ВАНТ,- Сер. «Реакторостроение».- Вып. 3(5).- С. 42.

32. Филатов В.М., Барсанов В.Н., Европин C.B. и др. Влияние реакторного облучения на циклическую прочность сплавов циркония//Агомная энергия.-1983.- Т. 55.- Вып. 1.- С. 29-31.

33. Шатская O.A. и др. Влияние облучения на сопротивление разрушению сплава Zr+2,5% Nb// Атомная энергия.- 1979.- Т. 47.- Вып 1.- С. 18-21.

34. Васнин A.M. Исследование сопротивления разрушению циркониевых труб технологических каналов водографитовых реакторов: Канд. диссертация. -1980.

35. Ривкин Е.Ю., Родченков Б.С., Филатов В.М. Прочность сплавов циркония.-М.: Атомиздат, 1974.- 315 с.

36. Simpson L.A., Leger M. Review of Current Understanding and Key Issues in Delayed Hydride Cracking and Fracture, Information Exchange on Pressure Tube Technology.- Canada/USSR.- Moscow.- Dec. 10-16.- 1989.

37. Прикладные вопросы вязкости разрушения. Сб. статей/ Пер. с англ.- М.: Мир, 1969.

38. Амаев А.Д., Анихимовский Ю.А., Европин C.B., Филатов В.М. Влияние облучения на сопротивление разушению сплава марки ПТЗВ при однократном и малоцикловом нагружении// Вопросы кораблестроения.- Сер. «Титан»,- 1982.- Вып. 31.- С. 35-39.

39. Кожевников O.A., Чернышев П.В. Установка для облучения. Влиние поля нейтронного облучения на малоцикловую усталость титановых сплавов// Вопросы кораблестроения.- Сер. «Титан».- 1977.- Вып. 20.

40. Brinkmen C.L., Korth G.E., Hobbins L.R. Estimates of Creep-Fatigue Interaction in Irradiation and Unirradiation Austenitic Stainless Steel// Nuclear Technology.-1972.-V. 16.-P. 297-307.

41. Коллинз Дж. Повреждение материалов в конструкциях: Анализ, предсказание, предотвращение. -М.: Мир, 1984.

42. Расчеты и испытания на прочность. Методы схематизации случайных процессов нагружения элементов машин и конструкций и статистического представления результатов: ГОСТ 25.101-83.- М., 1983.

43. Tashkinov A.V. Technical note on design cycles counting in regulatory fatigue strength estimation// Nuclear Engineering and Design.- 1998.- V. 179.- P. 101107.

44. Трощенко B.T., Сосновский JI.A. Сопротивление усталости металлов и сплавов.- Киев.: Наукова думка, 1987.

45. Савельев Л.И. Характеристика предельных циклов в истинных напряжениях// Вестник машиностроения.- 1955.- № 2.- С. 14-17.

46. Gillemot L. Simplified Method to plot haigh and/or Smith Graphs// Acta Technica.- 1965.- V. 50.- P. 86-90.

47. Кулаго B.M., Чернов Л.Н. Исследования усталостной прочности стальных образцов при случайном нагружении// Труды ВНИИС.-1976.- Вып. 30.- С. 89-90.

48. Труфяков В.И., Ковальчук B.C. Определение долговечности при двухчастотном нагружении: Сообщение 1//Проблемы прочности.- 1982.-№9.- С. 9-15.

49. Наварро В.В. Исследования выносливости малоуглеродистой стали при случайном нагружении//Производство и испытания транспортных конструкций.- Рига: Звайгзне, 1970.- С.187-192.

50. Когаев В.П., Махутов H.A., Гусенков А.П. Расчеты деталей машин и конструкций на прочность и долговечность.- М.: Машиностроение, 1985.

51. Miller K.J., O'Donnel W.J. The Fatigue limit and its elimination. Fatigue Fract. Engng. Master Struct.- 1999.- № 226.- P. 545-547.

52. Филатов B.M. Расчетно-экспериментальная оценка длительной коррозионной циклической прочности // Заводская лаборатория .- № 91. С. 66-68.1. Основные обозначения

53. Т температура испытания или рабочая температура элемента конструкции; Ет - модуль Юнга при температуре Т; Яр02 - предел текучести при температуре Т;

54. И/ временное сопротивление при температуре Т;- истинное сопротивление отрыву; А^ относительное равномерное удлинение при температуре Т;

55. Ат- относительное общее удлинение при температуре Т;77 относительное сужение поперечного сечения при температуре Т;

56. Дef- размах деформации; еа амплитуда деформации;

57. Л1,- предел выносливости при симметричном цикле (г = -1) и температуре Т ; ^ число циклов до разрушения; Р - флюенс нейтронов; Е - энергия нейтронов;

58. Остальные обозначения представлены в тексте.