Корреляционный подход к оценке критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов ВВЭР1000 в необлученном состоянии
Проведен статистический анализ данных по 10 энергоблокам ВВЭР-1000 АЭС Украины для получения корреляционного соотношения между критическими температурами хрупкости Тк0 (по паспорту корпуса реактора) и Тки (по результатам испытаний образцов-свидетелей) основного металла и металла сварного шва в необл...
Збережено в:
| Опубліковано в: : | Ядерна та радіаційна безпека |
|---|---|
| Дата: | 2015 |
| Автор: | |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Російська |
| Опубліковано: |
Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
2015
|
| Онлайн доступ: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/104976 |
| 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: | Корреляционный подход к оценке критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов ВВЭР1000 в необлученном состоянии / В.Н. Ревка // Ядерна та радіаційна безпека. — 2015. — № 1. — С. 20-22. — Бібліогр.: 3 назв. — рос. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1860077175124787200 |
|---|---|
| author | Ревка, В.Н. |
| author_facet | Ревка, В.Н. |
| citation_txt | Корреляционный подход к оценке критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов ВВЭР1000 в необлученном состоянии / В.Н. Ревка // Ядерна та радіаційна безпека. — 2015. — № 1. — С. 20-22. — Бібліогр.: 3 назв. — рос. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Ядерна та радіаційна безпека |
| description | Проведен статистический анализ данных по 10 энергоблокам ВВЭР-1000 АЭС Украины для получения корреляционного соотношения между критическими температурами хрупкости Тк0 (по паспорту корпуса реактора) и Тки (по результатам испытаний образцов-свидетелей) основного металла и металла сварного шва в необлученном состоянии. Анализ показал, что увеличению температуры Тки сопутствует увеличение Тк0 и эта взаимосвязь является линейной для исследованных материалов. В рамках представленного корреляционного исследования предложена формула для оценки температуры Тк0, которая может быть использована для определения с необходимым уровнем консерватизма критической температуры хрупкости материалов при обосновании безопасной эксплуатации корпуса реактора ВВЭР-1000.
Проведено статистичний аналіз даних по 10 енергоблоках ВВЕР-1000 АЕС України для отримання кореляційного співвідношення між критичними температурами крихкості Тк0 (за паспортом корпусу реактора) та Тки (за результатами випробувань зразків-свідків) основного металу та металу зварного шва в неопроміненому стані. Аналіз показав, що збільшення температури Тки супроводжується зростанням Тк0 і цей взаємозв’язок є лінійним для досліджуваних матеріалів. У рамках наведеного кореляційного дослідження запропоновано формулу для оцінки температури Тк0, що може бути використана для визначення з необхідним рівнем консерватизму критичної температури крихкості матеріалів у процесі обґрунтування безпечної експлуатації корпусу реактора ВВЕР-1000.
A statistical data analysis for ten WWER-1000 units of Ukrainian nuclear power plants has been performed to derive the relationship between the critical brittleness temperatures Тk0 (technical data on reactor pressure vessel) and Тkt (surveillance test data) for base and weld metal in unirradiated condition. According to standard PNAE G-7-002-86, there are two methods to evaluate the critical brittleness temperature of RPV materials in unirradiated (initial) condition. One method is deterministic, in which specified criteria are to be fulfilled to determine the critical brittleness temperature (Тk0). This temperature is evaluated within RPV material qualification tests. The other method employs a regression analysis of the temperature dependence of impact toughness applying a hyperbolic tangent function. In the latter case, the brittleness temperature (Тkt) is determined using the surveillance test data. The analysis has shown that Тkt increases with higher Тk0, and this correlation is linear for the examined materials. The set temperature Тk0 is 15°C higher than Тkt on average. The standard deviation for the linear correlation is 6°C. An equation to evaluate Тk0 has been proposed within this correlation analysis and can be applied to determine the critical brittleness temperature with a required safety margin for justification of WWER-1000 RPV safe operation
|
| first_indexed | 2025-12-07T17:14:27Z |
| format | Article |
| fulltext |
20 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 1(65).2015
УДК 621.039.577
В. Н. Ревка
Институт ядерных исследований НАН Украины,
г. Киев, Украина
Корреляционный подход
к оценке критической
температуры хрупкости
материалов корпусов
реакторов ВВЭР-1000
в необлученном состоянии
Проведен статистический анализ данных по 10 энергоблокам
ВВЭР-1000 АЭС Украины для получения корреляционного
соотношения между критическими температурами хрупкости Тк0
(по паспорту корпуса реактора) и Тки (по результатам испытаний
образцов-свидетелей) основного металла и металла сварного
шва в необлученном состоянии. Анализ показал, что увеличению
температуры Тки сопутствует увеличение Тк0 и эта взаимосвязь является
линейной для исследованных материалов. В рамках представленного
корреляционного исследования предложена формула для оценки
температуры Тк0, которая может быть использована для определения
с необходимым уровнем консерватизма критической температуры
хрупкости материалов при обосновании безопасной эксплуатации
корпуса реактора ВВЭР-1000.
К л ю ч е в ы е с л о в а: корпус реактора ВВЭР-1000, образцы-
свидетели, ударная вязкость, критическая температура хрупкости.
В. М. Ревка
Кореляційний підхід до оцінки критичної температу-
ри крихкості матеріалів корпусів реакторів ВВЕР-1000
у неопроміненому стані
Проведено статистичний аналіз даних по 10 енергоблоках ВВЕР-
1000 АЕС України для отримання кореляційного співвідношення між
критичними температурами крихкості Тк0 (за паспортом корпусу
реактора) та Тки (за результатами випробувань зразків-свідків)
основного металу та металу зварного шва в неопроміненому стані.
Аналіз показав, що збільшення температури Тки супроводжується
зростанням Тк0 і цей взаємозв’язок є лінійним для досліджуваних
матеріалів. У рамках наведеного кореляційного дослідження
запропоновано формулу для оцінки температури Тк0, що може бути
використана для визначення з необхідним рівнем консерватизму
критичної температури крихкості матеріалів у процесі обґрунтування
безпечної експлуатації корпусу реактора ВВЕР-1000.
К л ю ч о в і с л о в а: корпус реактора ВВЕР-1000, зразки-свідки,
ударна в’язкість, критична температура крихкості.
© В. Н. Ревка, 2015
В
настоящее время в Украине находится в эксплуа‑
тации 13 атомных энергоблоков с реакторами
ВВЭР‑1000. Вопросы материаловедческого со‑
провождения занимают ключевое место в ком‑
плексе мероприятий по обеспечению безопасной
эксплуатации АЭС, и в первую очередь корпусов ядерных
реакторов (КР), на протяжении всего срока службы. Со‑
гласно правилам и нормам в атомной энергетике [1], важной
частью этих мероприятий является контроль материалов
КР в необлученном и облученном состояниях разрушающи‑
ми методами испытаний. На основании результатов меха‑
нических испытаний оценивают прочность и пластичность
материалов КР, а также вязкость разрушения, т. е. способ‑
ность сопротивляться хрупкому разрушению.
Одним из параметров, характеризующих склонность
металла к хрупкому разрушению, является критическая
температура хрупкости Тк. В процессе эксплуатации тем‑
пература Тк постепенно увеличивается под влиянием
облучения и может достичь максимально допустимо‑
го значения, выше которого условия хрупкой прочности
не выполняются. Вследствие этого возрастает вероятность
хрупкого разрушения КР в случае аварийной ситуации,
приводящей к “термошоку” (аварийное охлаждение ак‑
тивной зоны реактора).
Для оценки величины Тк, например для проектного
флюенса нейтронов, необходимо знать критическую тем‑
пературу хрупкости в необлученном состоянии и сдвиг Тк
вследствие облучения во время эксплуатации. Согласно
ПНАЭ Г‑7‑002‑86 [2], существуют две методики определе‑
ния температуры хрупкости материалов КР в необлучен‑
ном (исходном) состоянии. Одна из них является по своей
сути детерминистической и основана на выполнении оп‑
ределенных критериев для установления критической
температуры хрупкости (Тк0). Другая методика основана
на регрессионном анализе температурной зависимости
ударной вязкости с помощью функции гиперболического
тангенса; в этом случае критическая температура хрупко‑
сти (Тки) определяется как температура, соответствующая
заданному уровню ударной вязкости.
Температуру Тк0 заносят в формуляр корпуса реактора
каждого энергоблока АЭС как один из важных парамет‑
ров механических свойств материалов КР и используют
для определения Тк для проектного флюенса нейтронов
при обосновании безопасной эксплуатации КР. Однако
не для всех энергоблоков АЭС определяли температу‑
ру Тк0 при сертификации материалов КР. По этой причине
для обоснования безопасной эксплуатации КР использу‑
ются нормативные значения Тк0, которые являются чрез‑
мерно консервативными и могут неоправданно ограничи‑
вать радиационный ресурс КР.
В данной работе проведен статистический анализ дан‑
ных 10 энергоблоков АЭС Украины для получения корре‑
ляционного соотношения между температурами Тк0 и Тки
основного металла и металла сварного шва (СШ). Цель
работы — оценить критическую температуру хрупкости
материалов КР в необлученном состоянии Тк0, исполь‑
зуя известные значения температуры Тки, определенные
в рамках программы образцов‑свидетелей.
Нормативные методы определения критической тем-
пературы хрупкости. В нормативных методах определения
критической температуры хрупкости используются резуль‑
таты испытаний стандартных образцов Шарпи на ударный
изгиб в выбранном диапазоне температур. При этом су‑
ществуют некоторые методологические различия между
нормативными подходами, которые заключаются в выборе
температур испытаний и обработке данных.
ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 1(65).2015 21
Корреляционный подход к оценке критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000
Детерминистический подход. Согласно [2, прил. 2, раз‑
дел 5], температурный интервал испытаний должен быть та‑
ким, чтобы в него обязательно входили точки Тк, (Тк ±10) °С,
(Тк+20) °С, (Тк+30) °С и (Тк+40) °С. При каждой температуре
испытывают не менее трех образцов. Для каждого образца
определяют ударную вязкость KCV, долю вязкой составля‑
ющей в изломе и поперечное расширение образцов на грани,
противоположной надрезу. Затем определяют средние зна‑
чения ударной вязкости, а также минимальные значения
вязкой составляющей в изломе и поперечного расширения
для трех образцов при каждой температуре испытаний.
На графиках “ударная вязкость (вязкая составляющая
в изломе, поперечное расширение) — температура испыта‑
ний” наносят указанные значения и последовательно со‑
единяют их прямыми линиями. На этих же графиках на‑
носят значения ударной вязкости, волокнистости излома
и поперечного расширения для каждого из испытанных
образцов. Полученные графики служат исходной инфор‑
мацией для определения критической температуры хруп‑
кости Тк (для материала в исходном состоянии — Тк0).
В качестве Тк принимают температуру, при которой
выполняются следующие условия:
‑ при температуре Тк среднее значение ударной вяз‑
кости должно быть не ниже заданных значений KCVI
(в большинстве случаев для материалов КР ВВЭР‑1000
критериальные значения KCVI равны 49 или 59 Дж·см–2),
а минимальное значение ударной вязкости — не ниже 70 %
указанных значений;
‑ при температуре (Тк+30) °С среднее значение удар‑
ной вязкости должно быть не ниже заданных значе‑
ний KCVII (в большинстве случаев критериальные зна‑
чения KCVII равны 74 или 89 Дж·см–2), а минимальное
значение ударной вязкости — не ниже 70 % указанных
значений, минимальное значение вязкой составляющей
в изломе — не ниже 50 %.
Критериальные значения KCVI и KCVII зависят от пре‑
дела текучести материала при комнатной температуре ис‑
пытаний. Предел текучести определяют или как среднее
значение результатов испытаний на растяжение трех и бо‑
лее образцов, или как максимальное значение, если испы‑
таны только два образца.
Если для одного из трех испытанных образцов не будет
удовлетворяться какое‑либо из заданных условий, допуска‑
ется проведение испытаний еще трех образцов. При этом,
определяя соответствие полученных результатов норматив‑
ным условиям, используют данные пяти образцов, за ис‑
ключением образца, для которого при первом испытании
были получены неудовлетворительные результаты. Если
при дополнительных испытаниях хотя бы по одному об‑
разцу будут получены неудовлетворительные показатели,
за критическую температуру Тк принимают ближайшую
высокую температуру, при которой результаты испытаний
удовлетворяют нормативным требованиям.
Для необлученных материалов температуру Тк прини‑
мают равной Тк0. Величину Тк0 определяют во время атте‑
стации материалов КР и заносят в паспорт сосуда, работаю‑
щего под давлением, для каждого энергоблока ВВЭР‑1000.
В дальнейшем температуру Тк0 используют для оценки
критической температуры хрупкости облученных мате‑
риалов при обосновании безопасной эксплуатации КР.
Статистический подход. Согласно [2, прил. 2, раздел 8],
количество образцов для испытания материала в необлучен‑
ном состоянии должно соответствовать количеству образ‑
цов, требуемому для определения критической температуры
хрупкости согласно [2, прил. 2, раздел 5]. В случае ограничен‑
ного количества образцов для построения одной температур‑
ной зависимости KCV допускается использовать результаты
испытаний меньшего количества образцов, но не менее 12.
Образцы испытывают в диапазоне температур, вклю‑
чающих переходную область, а также нижний и верхний
шельфы кривой Шарпи. Экспериментальные данные об‑
рабатывают следующим способом.
1. Температурную зависимость KCV аппроксимируют
функцией гиперболического тангенса вида
KCV th
C
0 ,
T T
A B
− = + ⋅
(1)
где А — среднее значение KCV между верхним KCVmax
и нижним KCVmin значениями ударной вязкости (верхний
и нижний шельфы кривой Шарпи); В = (KCVmax – KCVmin)/2;
T0 — температура, соответствующая значению А; С — эм‑
пирическая константа. Ударную вязкость на верх‑
нем шельфе KCVmax определяют как среднее значение
для образцов, которые имеют полностью вязкий излом.
Параметры Т0 и С определяют методом наименьших квад‑
ратов для случая нелинейной зависимости. Полученные
графики служат исходной информацией при определении
критической температуры хрупкости.
2. В зависимости от известного значения предела те‑
кучести материала в исходном состоянии при комнатной
температуре выбирают критериальный уровень ударной
вязкости KCVI.
3. На графике «ударная вязкость — температура испы‑
таний» на уровне KCVI проводят линию, параллельную
оси абсцисс, до пересечения с кривой Шарпи. Температуру,
соответствующую точке пересечения, обозначают Т1.
4. На этом же графике на уровне 1,5 KCVI проводят
линию, параллельную оси абсцисс, до пересечения с кри‑
вой Шарпи. Температуру, соответствующую точке пересе‑
чения, обозначают Т2.
5. Если разность температур (Т2 – Т1) окажется меньше
30 °С, то температуру Т1 принимают в качестве значе‑
ния Тки для необлученного материала. Если условие
(Т2 – Т1) < 30 °С не выполняется, в качестве Тки принимают
значение (Т2 – 30) °С.
Температуру Тки определяют на основании результатов
испытаний образцов‑свидетелей контрольного комплек‑
та (необлученные образцы) и в дальнейшем используют
для оценки сдвига критической температуры хрупкости
вследствие облучения. Следует сказать, что для корпусов ре‑
акторов PWR температура хрупкости T41J (функциональный
аналог Тки) соответствует фиксированному уровню энергии
удара независимо от предела текучести материала [3].
Корреляционный анализ экспериментальных данных. Про‑
веден сравнительный анализ для получения корреляцион ного
соотношения между критическими температурами хруп‑
кости Тки и Tк0 для материалов корпусов реакторов ВВЭР‑1000
в исходном состоянии. В анализ включены результаты испы‑
таний на ударный изгиб образцов Шарпи основного металла
и металла сварного шва (табл. 1). В большинстве случаев кри‑
тические температуры хрупкости Tк0 материалов КР взяты
из соответствующих паспортов на сосуды давления, а по двум
блокам — из технических решений. Корреляционная зависи‑
мость для температур хрупкости, определенных согласно раз‑
личным подходам, показана на рис. 1.
Анализ показал, что увеличение Tки сопровождается
систематическим увеличением Tк0, и это соотношение
22 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 1(65).2015
В. Н. Ревка
является линейным для исследованных материалов.
В среднем для данной выборки Tк0 больше Tки на 15 °С
(рис. 1). Стандартное отклонение для корреляционной за‑
висимости σ = 6 °С с коэффициентом корреляции R = 0,95.
Небольшой разброс данных относительно линии регрес‑
сии и значительная корреляция (коэффициент R близок
к единице) свидетельствуют о том, что между двумя вели‑
чинами существует сильная статистическая связь.
В рамках данного корреляционного исследования можно
также предположить, что обнаруженная линейная зависи‑
мость будет справедлива и для другого набора данных. Это
предположение основано на том, что величины Tки и Tк0
характеризуют температуру хрупкости материалов, которая
определена различными методами. Очевидно, что между па‑
раметрами, которые характеризуют определенное свойство
материала, должна наблюдаться закономерная взаимосвязь.
Таким образом, для оценки критической темпера‑
туры хрупкости Tк0 может быть использовано следующее
соотношение:
Tк0 = Tки + 15 °C (σ = 6 °С), (2)
где Tки — температура хрупкости материалов в исходном
состоянии, определенная при испытании контрольных об‑
разцов‑свидетелей; σ — стандартное отклонение для кор‑
реляционной зависимости.
Данное соотношение может быть использовано в тех
случаях, когда для материалов КР не определяли темпе‑
ратуру Tк0 или проводили испытания только для ее под‑
тверждения. В процедуре обоснования безопасной экс‑
плуатации корпусов реакторов ВВЭР‑1000 полученное
уравнение и стандартное отклонение могут применяться
для консервативной оценки критической температуры
хрупкости Tк лимитирующих материалов КР.
Выводы
Статистический анализ результатов испытаний образ‑
цов Шарпи на ударный изгиб необлученных материалов
корпусов реакторов ВВЭР‑1000 по 10 энергоблокам АЭС
Украины позволяет сделать следующие выводы.
1. Увеличение температуры Tки (результаты испытаний
образцов‑свидетелей) сопровождается систематическим
увеличением критической температуры хрупкости Tк0
(паспорт корпуса реактора) как для основного металла, так
и для металла сварного шва.
2. Полученная корреляция является линейной,
и для рас смотренных данных в среднем значение Tк0
больше значения Tки на 15 °С с некоторым разбросом, ко‑
торый характеризуется стандартным отклонением σ = 6 °С.
3. Корреляционный подход к оценке Tк0 может быть
использован для определения с необходимым уровнем
консерватизма критической температуры хрупкости Tк об‑
лученных материалов в процедуре обоснования безопас‑
ной эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР‑1000.
Список использованной литературы
1. ПНАЭ Г-7-008-89. Правила устройства и безопасной экс‑
плуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетиче‑
ских установок. — M. : Энергоатомиздат, 1990. — 168 с.
2. ПНАЭ Г‑7-002-86. Нормы расчета на прочность оборудова‑
ния и трубопроводов атомных энергетических установок. — М. :
Энергоатомиздат, 1989. — 524 с.
3. ASTM E 185–82. Standard Practice for Conducting Surveillance
Tests For Light‑Water Cooled Nuclear Power Reactor Vessels / Annual
Book of ASTM Standards. — Vol. 03.01. — 1982. — 7 p.
References
1. PNAE G-7–008–89, Rules for Design and Safe Operation of
Components and Piping of Nuclear Power Plants [Pravila ustroistva
i bezopasnoi ekspluatatsii oborudovaniia i truboprovodov atomnykh ener‑
geticheskikh ustanovok], Energoatomizdat, Moscow (1990), 168 p. (Rus)
2. PNAE G-7–002–86, Standards for Strength Calculations of
Components and Piping of Nuclear Power Plants [Normy rascheta na
prochnost oborudovaniia i trubprovodov atomnykh energeticheskikh
ustanovok], Energoatomizdat, Moscow (1989), 524 p. (Rus)
3. ASTM E 185–82, Standard Practice for Conducting Surveil‑
lance Tests For Light‑Water Cooled Nuclear Power Reactor Vessels,
Annual Book of ASTM Standards, Vol. 03.01 (1982), 7 p.
Получено 11.12.2014.
Таблица 1. Критические температуры хрупкости Tки
и Tк0 для основного металла и металла сварного
шва КР ВВЭР‑1000 в исходном состоянии
Индекс КР
Основной металл Металл СШ
Tки, °С Tк0, °С Tки, °С Tк0, °С
C –39 –30 –31 –20
W –73 –60 –22 –10
P –37 –25 –57 –30
H –64 –55 –36 –20
D –75 –65 –46 –30
K –81 –75 –62 –40
Q –86 –68 –56 –30
N –80 –75 –70 –50
L –53 –35 –41 –20
Y –79 –60 –43 –30
Рис. 1. Корреляция между температурами Tк0 и Tки
для материалов КР ВВЭР‑1000
( — основной металл, — металл СШ)
|
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-104976 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 2073-6231 |
| language | Russian |
| last_indexed | 2025-12-07T17:14:27Z |
| publishDate | 2015 |
| publisher | Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Ревка, В.Н. 2016-08-03T18:26:05Z 2016-08-03T18:26:05Z 2015 Корреляционный подход к оценке критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов ВВЭР1000 в необлученном состоянии / В.Н. Ревка // Ядерна та радіаційна безпека. — 2015. — № 1. — С. 20-22. — Бібліогр.: 3 назв. — рос. 2073-6231 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/104976 621.039.577 Проведен статистический анализ данных по 10 энергоблокам ВВЭР-1000 АЭС Украины для получения корреляционного соотношения между критическими температурами хрупкости Тк0 (по паспорту корпуса реактора) и Тки (по результатам испытаний образцов-свидетелей) основного металла и металла сварного шва в необлученном состоянии. Анализ показал, что увеличению температуры Тки сопутствует увеличение Тк0 и эта взаимосвязь является линейной для исследованных материалов. В рамках представленного корреляционного исследования предложена формула для оценки температуры Тк0, которая может быть использована для определения с необходимым уровнем консерватизма критической температуры хрупкости материалов при обосновании безопасной эксплуатации корпуса реактора ВВЭР-1000. Проведено статистичний аналіз даних по 10 енергоблоках ВВЕР-1000 АЕС України для отримання кореляційного співвідношення між критичними температурами крихкості Тк0 (за паспортом корпусу реактора) та Тки (за результатами випробувань зразків-свідків) основного металу та металу зварного шва в неопроміненому стані. Аналіз показав, що збільшення температури Тки супроводжується зростанням Тк0 і цей взаємозв’язок є лінійним для досліджуваних матеріалів. У рамках наведеного кореляційного дослідження запропоновано формулу для оцінки температури Тк0, що може бути використана для визначення з необхідним рівнем консерватизму критичної температури крихкості матеріалів у процесі обґрунтування безпечної експлуатації корпусу реактора ВВЕР-1000. A statistical data analysis for ten WWER-1000 units of Ukrainian nuclear power plants has been performed to derive the relationship between the critical brittleness temperatures Тk0 (technical data on reactor pressure vessel) and Тkt (surveillance test data) for base and weld metal in unirradiated condition. According to standard PNAE G-7-002-86, there are two methods to evaluate the critical brittleness temperature of RPV materials in unirradiated (initial) condition. One method is deterministic, in which specified criteria are to be fulfilled to determine the critical brittleness temperature (Тk0). This temperature is evaluated within RPV material qualification tests. The other method employs a regression analysis of the temperature dependence of impact toughness applying a hyperbolic tangent function. In the latter case, the brittleness temperature (Тkt) is determined using the surveillance test data. The analysis has shown that Тkt increases with higher Тk0, and this correlation is linear for the examined materials. The set temperature Тk0 is 15°C higher than Тkt on average. The standard deviation for the linear correlation is 6°C. An equation to evaluate Тk0 has been proposed within this correlation analysis and can be applied to determine the critical brittleness temperature with a required safety margin for justification of WWER-1000 RPV safe operation ru Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України Ядерна та радіаційна безпека Корреляционный подход к оценке критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов ВВЭР1000 в необлученном состоянии Кореляційний підхід до оцінки критичної температури крихкості матеріалів корпусів реакторів ВВЕР-1000 у неопроміненому стані Correlation Approach to Evaluate Critical Brittleness Temperature for WWER-1000 Reactor Pressure Vessel Materials in Unirradiated Condition Article published earlier |
| spellingShingle | Корреляционный подход к оценке критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов ВВЭР1000 в необлученном состоянии Ревка, В.Н. |
| title | Корреляционный подход к оценке критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов ВВЭР1000 в необлученном состоянии |
| title_alt | Кореляційний підхід до оцінки критичної температури крихкості матеріалів корпусів реакторів ВВЕР-1000 у неопроміненому стані Correlation Approach to Evaluate Critical Brittleness Temperature for WWER-1000 Reactor Pressure Vessel Materials in Unirradiated Condition |
| title_full | Корреляционный подход к оценке критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов ВВЭР1000 в необлученном состоянии |
| title_fullStr | Корреляционный подход к оценке критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов ВВЭР1000 в необлученном состоянии |
| title_full_unstemmed | Корреляционный подход к оценке критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов ВВЭР1000 в необлученном состоянии |
| title_short | Корреляционный подход к оценке критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов ВВЭР1000 в необлученном состоянии |
| title_sort | корреляционный подход к оценке критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов ввэр1000 в необлученном состоянии |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/104976 |
| work_keys_str_mv | AT revkavn korrelâcionnyipodhodkocenkekritičeskoitemperaturyhrupkostimaterialovkorpusovreaktorovvvér1000vneoblučennomsostoânii AT revkavn korelâcíiniipídhíddoocínkikritičnoítemperaturikrihkostímateríalívkorpusívreaktorívvver1000uneopromínenomustaní AT revkavn correlationapproachtoevaluatecriticalbrittlenesstemperatureforwwer1000reactorpressurevesselmaterialsinunirradiatedcondition |