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

• Veröffentlicht in: Проблемы прочности
• Datum: 2010
• Hauptverfasser: Schuhknecht, J., Rindelhardt, U., Viehrig, H.W.
• Format: Artikel
• Sprache: Englisch
• Veröffentlicht: Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України 2010
• Schlagworte: Научно-технический раздел
• Online Zugang: https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/111649
• Назва журналу: Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
• Zitieren: 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.