Кореляційний підхід до оцінки критичної температури крихкості матеріалів корпусів реакторів ВВЕР-1000 у неопроміненому стані
ARTICLE PDF

Ключові слова

корпус реактора ВВЕР-1000, зразки-свідки, ударна в’язкість, критична температура крихкості

Як цитувати

Revka, V. (2015). Кореляційний підхід до оцінки критичної температури крихкості матеріалів корпусів реакторів ВВЕР-1000 у неопроміненому стані. Ядерна та радіаційна безпека, (1(65), 20-22. https://doi.org/10.32918/nrs.2015.1(65).05

Анотація

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.

https://doi.org/10.32918/nrs.2015.1(65).05
ARTICLE PDF

Посилання

PNAE G-7-008-89, Rules for Design and Safe Operation of Components and Piping of Nuclear Power Plants [Pravila ustroistva i bezopasnoi ekspluatatsii oborudovaniia i truboprovodov atomnykh energeticheskikh ustanovok], Energoatomizdat, Moscow (1990), 168 p. (Rus)

PNAE G-7-002-86, Standards for Strength Calculations of Components and Piping of Nuclear Power Plants [Normy rascheta na prochnost oborudovaniia i trubprovodov atomnykh energeticheskikh ustanovok], Energoatomizdat, Moscow (1989), 524 p. (Rus)

ASTM E 185-82, Standard Practice for Conducting Surveillance Tests For Light-Water Cooled Nuclear Power Reactor Vessels, Annual Book of ASTM Standards, Vol. 03.01 (1982), 7 p.

Завантаження

Дані завантаження ще не доступні.