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....
Збережено в:
| Опубліковано в: : | Проблемы прочности |
|---|---|
| Дата: | 2010 |
| Автори: | , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Англійська |
| Опубліковано: |
Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України
2010
|
| Теми: | |
| Онлайн доступ: | https://nasplib.isofts.kiev.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| _version_ | 1862705537159790592 |
|---|---|
| author | Schuhknecht, J. Rindelhardt, U. Viehrig, H.W. |
| author_facet | Schuhknecht, J. Rindelhardt, U. Viehrig, H.W. |
| 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. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | 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.
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.
|
| first_indexed | 2025-12-07T16:54:57Z |
| format | Article |
| fulltext | |
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-111649 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 0556-171X |
| language | English |
| last_indexed | 2025-12-07T16:54:57Z |
| publishDate | 2010 |
| publisher | Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Schuhknecht, J. Rindelhardt, U. Viehrig, H.W. 2017-01-13T15:12:02Z 2017-01-13T15:12:02Z 2010 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 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/111649 539.4 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. This study was funded by the German Federal Ministry of
 Economics and Technology (Reactor Safety Research Project Grant No. 1501331) en Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України Проблемы прочности Научно-технический раздел Study of the Beltline Weld and Base Metal of WWER-440 First Generation Reactor Pressure Vessel Исследование материалов бандажного сварного шва и основного металла реактора первого поколения ВВЭР-440 Article published earlier |
| spellingShingle | 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 |
| title | Study of the Beltline Weld and Base Metal of WWER-440 First Generation Reactor Pressure Vessel |
| title_alt | Исследование материалов бандажного сварного шва и основного металла реактора первого поколения ВВЭР-440 |
| 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_short | 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 |
| topic | Научно-технический раздел |
| topic_facet | Научно-технический раздел |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/111649 |
| work_keys_str_mv | AT schuhknechtj studyofthebeltlineweldandbasemetalofwwer440firstgenerationreactorpressurevessel AT rindelhardtu studyofthebeltlineweldandbasemetalofwwer440firstgenerationreactorpressurevessel AT viehrighw studyofthebeltlineweldandbasemetalofwwer440firstgenerationreactorpressurevessel AT schuhknechtj issledovaniematerialovbandažnogosvarnogošvaiosnovnogometallareaktorapervogopokoleniâvvér440 AT rindelhardtu issledovaniematerialovbandažnogosvarnogošvaiosnovnogometallareaktorapervogopokoleniâvvér440 AT viehrighw issledovaniematerialovbandažnogosvarnogošvaiosnovnogometallareaktorapervogopokoleniâvvér440 |