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.
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.