Stanovení pevnostních charakteristik komponent primárního okruhu jaderné elektrárny pomocí instrumentované indentace

Abstract

Diplomová práce se zabývá možností stanovení pevnostních charakteristik spoje mezi tryskou reaktorové nádoby a potrubím primárního okruhu jaderné elektrárny pomocí instrumentované indentace. Cílem práce bylo ověřit, do jaké míry lze z výsledků měření provedených při pokojové teplotě odhadnout hodnoty meze kluzu Rp0,2 a meze pevnosti Rm odpovídající provozní teplotě 300 °C. Referenční hodnoty byly získány tahovými zkouškami při zvýšené teplotě. Výsledky potvrdily výraznou heterogenitu mechanických vlastností napříč hodnoceným uzlem a ukázaly, že instrumentovaná indentace je vhodná zejména pro lokální mapování mechanické odezvy. Po teplotní extrapolaci byla v některých materiálových oblastech dosažena poměrně dobrá shoda pro Rp0,2, zatímco pro Rm bylo pozorováno systematické nadhodnocení. Pro přesnější stanovení meze kluzu a meze pevnosti odpovídajícím provozním teplotám reaktoru je zapotřebí přesnějších teplotních korelací.

This master’s thesis deals with the possibility of determining the strength characteristics of a nozzle–safe-end–primary pipe weld joint in the primary circuit of a nuclear power plant using instrumented indentation testing. The aim of the work was to verify to what extent the results obtained at room temperature can be used to estimate the yield strength Rp0,2 and ultimate tensile strength Rm corresponding to the operating temperature of 300 °C. Reference values were obtained from tensile tests performed at elevated temperature. The results confirmed significant heterogeneity of mechanical properties across the investigated joint and showed that instrumented indentation is particularly suitable for local mapping of mechanical response. After temperature extrapolation, a relatively good agreement was achieved for Rp0,2 in some material regions, whereas a systematic overestimation was observed for Rm. More accurate temperature correlations are needed for a more precise determination of yield strength and ultimate tensile strength at reactor operating temperatures.