Кореляційний підхід до оцінки критичної температури 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 н...
Збережено в:
| Дата: | 2015 |
|---|---|
| Автор: | |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Ukrainian |
| Опубліковано: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2015
|
| Онлайн доступ: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/348 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |
Репозитарії
Nuclear and Radiation Safety| id |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-348 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-3482021-12-15T10:40:41Z 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 Revka, V. 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. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2015-03-26 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/348 10.32918/nrs.2015.1(65).05 Nuclear and Radiation Safety; No 1(65) (2015): Nuclear and Radiation Safety; 20-22 Ядерна та радіаційна безпека; № 1(65) (2015): Ядерна та радіаційна безпека; 20-22 2073-6231 uk https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/348/292 |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| baseUrl_str |
|
| datestamp_date |
2021-12-15T10:40:41Z |
| collection |
OJS |
| language |
Ukrainian |
| format |
Article |
| author |
Revka, V. |
| spellingShingle |
Revka, V. Кореляційний підхід до оцінки критичної температури крихкості матеріалів корпусів реакторів ВВЕР-1000 у неопроміненому стані |
| author_facet |
Revka, V. |
| author_sort |
Revka, V. |
| title |
Кореляційний підхід до оцінки критичної температури крихкості матеріалів корпусів реакторів ВВЕР-1000 у неопроміненому стані |
| title_short |
Кореляційний підхід до оцінки критичної температури крихкості матеріалів корпусів реакторів ВВЕР-1000 у неопроміненому стані |
| title_full |
Кореляційний підхід до оцінки критичної температури крихкості матеріалів корпусів реакторів ВВЕР-1000 у неопроміненому стані |
| title_fullStr |
Кореляційний підхід до оцінки критичної температури крихкості матеріалів корпусів реакторів ВВЕР-1000 у неопроміненому стані |
| title_full_unstemmed |
Кореляційний підхід до оцінки критичної температури крихкості матеріалів корпусів реакторів ВВЕР-1000 у неопроміненому стані |
| title_sort |
кореляційний підхід до оцінки критичної температури крихкості матеріалів корпусів реакторів ввер-1000 у неопроміненому стані |
| title_alt |
Correlation Approach to Evaluate Critical Brittleness Temperature for WWER-1000 Reactor Pressure Vessel Materials in Unirradiated Condition |
| description |
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. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2015 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/348 |
| work_keys_str_mv |
AT revkav korelâcíjnijpídhíddoocínkikritičnoítemperaturikrihkostímateríalívkorpusívreaktorívvver1000uneopromínenomustaní AT revkav correlationapproachtoevaluatecriticalbrittlenesstemperatureforwwer1000reactorpressurevesselmaterialsinunirradiatedcondition |
| first_indexed |
2025-07-17T12:06:45Z |
| last_indexed |
2025-07-17T12:06:45Z |
| _version_ |
1844164681295462400 |