Моделирование вязкого роста трещин в корпусных реакторных сталях и построение JR-кривых

Abstract

Представлен метод прогнозирования JR-кpивыx для корпусных реакторных сталей. Предложена процедура определения параметров модели вязкого разрушения на основе данных испытаний гладких и надрезанных цилиндрических образцов. С помощью метода конечных элементов исследованы поля напряжений и деформаций у вершины стационарной и движущейся трещины. Проведено сравнение прогнозируемых JR-кpuвыx и экспериментальных данных, полученных на образцах типа 2Т-СТ из корпусной реакторной стали 15Х2НМФА-А в исходном и охрупченном состоянии.

Представлено метод прогнозування JR-кривих для корпусної реакторної сталі. Запропоновано процедуру визначення параметрів моделі в ’язкого руйнування на основі даних випробувань гладких і надрізаних циліндричних зразків. За допомогою методу скінченних елементів досліджено поля напружень і деформацій у вістрі стаціонарної тріщини і тріщини, що рухається. Проведено порівняння прогнозованих J r -кривих і експериментальних даних, отриманих на зразках типу 2Т-СТ із корпусної реакторної сталі 15Х2НМФА-А у початковому й окрихченому стані.

A method for predicting JR-curves for reactor pressure-vessel steels is presented. We propose a procedure for determining the parameters of a ductile fracture model from the results of testing smooth and notched cylindrical specimens. The stress and strain fields at the tip of a stationary and propagating crack have been investigated with the finite-element method. The predicted JR -curves have been compared with experimental data obtained on 2T-CT specimens made from 15Kh2NMFA-A reactor pressure- vessel steel in the initial and embrittled state.