Study of the Beltline Weld and Base Metal of WWER-440 First Generation Reactor Pressure Vessel
Представлены результаты исследования материалов бандажного сварного шва и кольца основного металла сосуда давления первого блока реактора типа ВВЭР-440/230. Исследовали круглые вырезки материала (трепаны) после радиационного облучения с последующим отжигом и повторным облучением. Основная задача...
Збережено в:
| Дата: | 2010 |
|---|---|
| Автори: | , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | English |
| Опубліковано: |
Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України
2010
|
| Назва видання: | Проблемы прочности |
| Теми: | |
| Онлайн доступ: | http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/111649 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Цитувати: | Study of the Beltline Weld and Base Metal of WWER-440 First Generation Reactor Pressure Vessel / J. Schuhknecht, U. Rindelhardt, H.W. Viehrig // Проблемы прочности. — 2010. — № 1. — С. 95-104. — Бібліогр.: 9 назв. — англ. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
irk-123456789-111649 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
irk-123456789-1116492017-01-14T03:02:53Z Study of the Beltline Weld and Base Metal of WWER-440 First Generation Reactor Pressure Vessel Schuhknecht, J. Rindelhardt, U. Viehrig, H.W. Научно-технический раздел Представлены результаты исследования материалов бандажного сварного шва и кольца основного металла сосуда давления первого блока реактора типа ВВЭР-440/230. Исследовали круглые вырезки материала (трепаны) после радиационного облучения с последующим отжигом и повторным облучением. Основная задача рабочей программы исследований состояла в получении распределения механических характеристик реакторных сталей по толщине стенки реактора. Согласно стандарту ASTM E192 определялась базисная температура T₀ с целью оценки распределения вязкости разрушения по толщине стенки реактора. Представлено результати дослідження матеріалів бандажного зварного шва та кільця основного металу посудини тиску першого блоку реактора типу ВВЕР-440/230. Досліджували круглі вирізки матеріалу (тріпани) після радіаційного опромінення з наступним відпалом і повторним опроміненням. Основна задача робочої програми досліджень – отримання розподілу механічних характеристик реакторних сталей по товщині стінки реактора. Згідно зі стандартом ASTM E192 визначали базисну температуру T₀ з метою оцінки розподілу в’язкості руйнування по товщині стінки реактора. 2010 Article Study of the Beltline Weld and Base Metal of WWER-440 First Generation Reactor Pressure Vessel / J. Schuhknecht, U. Rindelhardt, H.W. Viehrig // Проблемы прочности. — 2010. — № 1. — С. 95-104. — Бібліогр.: 9 назв. — англ. 0556-171X http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/111649 539.4 en Проблемы прочности Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| language |
English |
| topic |
Научно-технический раздел Научно-технический раздел |
| spellingShingle |
Научно-технический раздел Научно-технический раздел Schuhknecht, J. Rindelhardt, U. Viehrig, H.W. Study of the Beltline Weld and Base Metal of WWER-440 First Generation Reactor Pressure Vessel Проблемы прочности |
| description |
Представлены результаты исследования материалов бандажного сварного шва и кольца
основного металла сосуда давления первого блока реактора типа ВВЭР-440/230. Исследовали
круглые вырезки материала (трепаны) после радиационного облучения с последующим отжигом и повторным облучением. Основная задача рабочей программы исследований состояла в
получении распределения механических характеристик реакторных сталей по толщине стенки реактора. Согласно стандарту ASTM E192 определялась базисная температура T₀ с
целью оценки распределения вязкости разрушения по толщине стенки реактора. |
| format |
Article |
| author |
Schuhknecht, J. Rindelhardt, U. Viehrig, H.W. |
| author_facet |
Schuhknecht, J. Rindelhardt, U. Viehrig, H.W. |
| author_sort |
Schuhknecht, J. |
| title |
Study of the Beltline Weld and Base Metal of WWER-440 First Generation Reactor Pressure Vessel |
| title_short |
Study of the Beltline Weld and Base Metal of WWER-440 First Generation Reactor Pressure Vessel |
| title_full |
Study of the Beltline Weld and Base Metal of WWER-440 First Generation Reactor Pressure Vessel |
| title_fullStr |
Study of the Beltline Weld and Base Metal of WWER-440 First Generation Reactor Pressure Vessel |
| title_full_unstemmed |
Study of the Beltline Weld and Base Metal of WWER-440 First Generation Reactor Pressure Vessel |
| title_sort |
study of the beltline weld and base metal of wwer-440 first generation reactor pressure vessel |
| publisher |
Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України |
| publishDate |
2010 |
| topic_facet |
Научно-технический раздел |
| url |
http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/111649 |
| citation_txt |
Study of the Beltline Weld and Base Metal of WWER-440 First Generation Reactor Pressure Vessel / J. Schuhknecht, U. Rindelhardt, H.W. Viehrig // Проблемы прочности. — 2010. — № 1. — С. 95-104. — Бібліогр.: 9 назв. — англ. |
| series |
Проблемы прочности |
| work_keys_str_mv |
AT schuhknechtj studyofthebeltlineweldandbasemetalofwwer440firstgenerationreactorpressurevessel AT rindelhardtu studyofthebeltlineweldandbasemetalofwwer440firstgenerationreactorpressurevessel AT viehrighw studyofthebeltlineweldandbasemetalofwwer440firstgenerationreactorpressurevessel |
| first_indexed |
2024-03-30T09:18:02Z |
| last_indexed |
2024-03-30T09:18:02Z |
| _version_ |
1796149802192338944 |