Neutron Embrittlement of WWER Reactors: EC-Supported Projects

• Veröffentlicht in: Проблемы прочности
• Datum: 2004
• ISSN: 0556-171X
• Hauptverfasser: Ahlstrand, R., Bieth, M., Rieg, C.
• Format: Artikel
• Sprache: Englisch
• Veröffentlicht: Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України 2004
• Schlagworte: Научно-технический раздел
• Online Zugang: https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/47055
• Назва журналу: Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
• Zitieren: Neutron Embrittlement of WWER Reactors: EC-Supported Projects / R. Ahlstrand, M. Bieth, C. Rieg // Проблемы прочности. — 2004. — № 1. — С. 7-14. — Бібліогр.: 19 назв. — англ.

Results of the implementation of programs on the
 evaluation of service life of reactor pressure vessels
 of NPP are considered with the account of neutron
 embrittlement. Data on strength of
 WWER-440 reactor pressure vessels with a high
 and moderate content of detrimental impurities
 (copper and phosphor) have been analyzed. For
 the welds of WWER-1000 reactor, drawbacks in
 the manufacture, dosimetry, and test procedures of
 surveillance specimens are shown. To ensure safe
 operations of reactor pressure vessels, new projects
 have been undertaken, focusing on the effect
 of neutron embrittlement of steel on the integrity
 of structures and advanced experimental methods
 of studying material strength. Представлены результаты исследований по определению ресурса корпусных сталей АЭС с
 учетом радиационного охрупчивания. Проанализированы данные по изучению прочности
 корпусов реакторов ВВЭР-440 с высоким и умеренным содержанием вредных примесей
 (медь и фосфор) в стали. Для сварных соединений отмечены недостатки процедуры
 испытаний образцов-свидетелей, технологии их изготовления, нейтронной дозиметрии. С
 целью обеспечения надежной эксплуатации корпусов реакторов разработаны новые проекты,
 направленные на изучение влияния радиационного охрупчивания сталей на структурную
 целостность и усовершенствование экспериментальных методов оценки прочности материалов. Представлено результати досліджень щодо визначення ресурсу корпусних
 сталей AEC з урахуванням радіаційного окрихчення. Проаналізовано дані
 про міцність корпусів реакторів BBEP-440 із високим і помірним вмістом
 шкідливих домішок (мідь і фарфор) у сталі. Для зварних з ’єднань відмічено
 недоліки процедури випробувань зразків-свідків, технології їх виготовлення,
 нейтронної дозиметрії. Із метою забезпечення надійної експлуатації
 корпусів реакторів розроблено нові проекти, що направлені на вивчення
 впливу радіаційного окрихчування сталей на структурну цілісність та
 удосконалення експериментальних методів оцінки міцності матеріалів.