このアイテムの引用には次の識別子を使用してください:
http://elartu.tntu.edu.ua/handle/lib/28986
| タイトル: | Аналіз повторного після відновлювального відпалу окрихчування корпусу реактора PAEC-1 |
| 著者: | Ревка, В. М. Тригубенко, О. В. Чирко, Л. І. |
| Affiliation: | Інститут ядерних досліджень НАН України ВП «Науково-технічний центр» ДП «НАЕК «Енергоатом» |
| Bibliographic description (Ukraine): | Ревка В. М. Аналіз повторного після відновлювального відпалу окрихчування корпусу реактора PAEC-1 / В. М. Ревка, О. В. Тригубенко, Л. І. Чирко // Праці Ⅵ Міжнародної науково-технічної конференції „Пошкодження матеріалів під час експлуатації, методи його діагностування і прогнозування“, 24-27 вересня 2019 р. — Т. : ТНТУ, 2019. — С. 87–90. — (Діагностування пошкоджень). |
| Bibliographic description (International): | Revka V. M., Tryhubenko O. V., Chyrko L. I. (2019) Analiz povtornoho pislia vidnovliuvalnoho vidpalu okrykhchuvannia korpusu reaktora PAEC-1. Proceeding of the International Scientific and Technical Conference "In-Service Damage of Materials, its Diagnostics and Prediction" (Tern., 24-27 September 2019), pp. 87-90 [in Ukrainian]. |
| Is part of: | Праці Ⅵ Міжнародної науково-технічної конференції „Пошкодження матеріалів під час експлуатації, методи його діагностування і прогнозування“, 2019 Proceeding of the International Scientific and Technical Conference "In-Service Damage of Materials, its Diagnostics and Prediction", 2019 |
| Conference/Event: | Ⅵ Міжнародна науково-технічна конференція „Пошкодження матеріалів під час експлуатації, методи його діагностування і прогнозування“ |
| Journal/Collection: | Праці Ⅵ Міжнародної науково-технічної конференції „Пошкодження матеріалів під час експлуатації, методи його діагностування і прогнозування“ |
| 発行日: | 24-9月-2019 |
| Date of entry: | 21-10月-2019 |
| 出版者: | ТНТУ TNTU |
| Place of the edition/event: | Тернопіль Ternopil |
| Temporal Coverage: | 24-27 вересня 2019 р. 24-27 September 2019 |
| Number of pages: | 4 |
| Page range: | 87-90 |
| Start page: | 87 |
| End page: | 90 |
| 抄録: | The paper presents the results of Charpy impact tests of re-irradiated after recovery annealing surveillance-specimens of Rivne NPP unit 1 RPV. Ductile to brittle transition temperature is determined for weld metal with different phosphorus content. The shortcomings of current regulatory approach have been considered for weld metal with low upper shelf energy that may result in artificial overestimation of transition temperature and unnecessary restrictions of RPV lifetime. |
| URI: | http://elartu.tntu.edu.ua/handle/lib/28986 |
| ISBN: | 978-966-305-103-1 |
| Copyright owner: | © Тернопільський національний технічний університет імені Івана Пулюя, 2019 |
| References (Ukraine): | 1. A. Kryukov “State of the art VVER-RPV radiation embrittlement and mitigation”., Proceeding of the IAEA meeting, Russia, Vladimir, 1997. 2. ПНАЭ Г-7-002-86 Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Введ. 01.07.87. – М.: Энергоатомиздат, 1989.– 524c. 3. Nuclear Regulatory Commission, Title 10 of the Code Federal Regulations, Part 50, Appendix G, Fracture Toughness Requirements, Office of the Federal, National Archives and Records Administration, US Government Printing Office, Washington, DC– 1995. 4. Unified Procedure for Lifetime Assessment of Components and Piping in WWER NPPs – VERLIFE, European Commission, Final Report, Contract N° FIKS-CT-2001-20198, September 2003 – 2008. 5. МКТ 02-98 «Методика определения КТХ КР при его эксплуатации после отжига», Москва 1998 г. 6. J. Kohopaa, R. Ahlstrand. Re-embrittlement behaviour of VVER-440 reactor pressure vessel weld material after annealing // International Journal of Pressure Vessels and Piping. – 2000. – Vol. 77. – P. 575-584. |
| References (International): | 1. A. Kryukov "State of the art VVER-RPV radiation embrittlement and mitigation"., Proceeding of the IAEA meeting, Russia, Vladimir, 1997. 2. PNAE H-7-002-86 Normy rascheta na prochnost oborudovaniia i truboprovodov atomnykh enerheticheskikh ustanovok. Vved. 01.07.87, M., Enerhoatomizdat, 1989, 524c. 3. Nuclear Regulatory Commission, Title 10 of the Code Federal Regulations, Part 50, Appendix G, Fracture Toughness Requirements, Office of the Federal, National Archives and Records Administration, US Government Printing Office, Washington, DC– 1995. 4. Unified Procedure for Lifetime Assessment of Components and Piping in WWER NPPs – VERLIFE, European Commission, Final Report, Contract N° FIKS-CT-2001-20198, September 2003 – 2008. 5. MKT 02-98 "Metodika opredeleniia KTKh KR pri eho ekspluatatsii posle otzhiha", Moskva 1998 y. 6. J. Kohopaa, R. Ahlstrand. Re-embrittlement behaviour of VVER-440 reactor pressure vessel weld material after annealing, International Journal of Pressure Vessels and Piping, 2000, Vol. 77, P. 575-584. |
| Content type: | Conference Abstract |
| 出現コレクション: | Ⅵ Міжнародна науково-технічна конференція „Пошкодження матеріалів під час експлуатації, методи його діагностування і прогнозування“ (2019) |
このアイテムのファイル:
| ファイル | 記述 | サイズ | フォーマット | |
|---|---|---|---|---|
| DMDP_2019_Revka_V_M-Analiz_povtornoho_pislia_87-90.pdf | 1,12 MB | Adobe PDF | 見る/開く | |
| DMDP_2019_Revka_V_M-Analiz_povtornoho_pislia_87-90.djvu | 252,83 kB | DjVu | 見る/開く | |
| DMDP_2019_Revka_V_M-Analiz_povtornoho_pislia_87-90__COVER.png | 526,34 kB | image/png | 見る/開く |
このリポジトリに保管されているアイテムはすべて著作権により保護されています。