Study of the Beltline Weld and Base Metal of WWER-440 First Generation Reactor Pressure Vessel

• Опубліковано в: : Проблемы прочности
• Дата: 2010
• Автори: Schuhknecht, J., Rindelhardt, U., Viehrig, H.W.
• Формат: Стаття
• Мова: English
• Опубліковано: Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України 2010
• Теми: Научно-технический раздел
• Онлайн доступ: https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/111649
• 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.

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.