Будь ласка, використовуйте цей ідентифікатор, щоб цитувати або посилатися на цей матеріал:
http://elartu.tntu.edu.ua/handle/lib/28986
| Назва: | Аналіз повторного після відновлювального відпалу окрихчування корпусу реактора PAEC-1 |
| Автори: | Ревка, В. М. Тригубенко, О. В. Чирко, Л. І. |
| Приналежність: | Інститут ядерних досліджень НАН України ВП «Науково-технічний центр» ДП «НАЕК «Енергоатом» |
| Бібліографічний опис: | 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: | 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]. |
| Є частиною видання: | 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 |
| Конференція/захід: | Ⅵ Міжнародна науково-технічна конференція „Пошкодження матеріалів під час експлуатації, методи його діагностування і прогнозування“ |
| Журнал/збірник: | Праці Ⅵ Міжнародної науково-технічної конференції „Пошкодження матеріалів під час експлуатації, методи його діагностування і прогнозування“ |
| Дата публікації: | 24-вер-2019 |
| Дата внесення: | 21-жов-2019 |
| Видавництво: | ТНТУ TNTU |
| Місце видання, проведення: | Тернопіль Ternopil |
| Часове охоплення: | 24-27 вересня 2019 р. 24-27 September 2019 |
| Кількість сторінок: | 4 |
| Діапазон сторінок: | 87-90 |
| Початкова сторінка: | 87 |
| Кінцева сторінка: | 90 |
| Короткий огляд (реферат): | 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 (Уніфікований ідентифікатор ресурсу): | http://elartu.tntu.edu.ua/handle/lib/28986 |
| ISBN: | 978-966-305-103-1 |
| Власник авторського права: | © Тернопільський національний технічний університет імені Івана Пулюя, 2019 |
| Перелік літератури: | 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: | 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. |
| Тип вмісту: | Conference Abstract |
| Розташовується у зібраннях: | Ⅵ Міжнародна науково-технічна конференція „Пошкодження матеріалів під час експлуатації, методи його діагностування і прогнозування“ (2019) |
Файли цього матеріалу:
| Файл | Опис | Розмір | Формат | |
|---|---|---|---|---|
| DMDP_2019_Revka_V_M-Analiz_povtornoho_pislia_87-90.pdf | 1,12 MB | Adobe PDF | Переглянути/відкрити | |
| DMDP_2019_Revka_V_M-Analiz_povtornoho_pislia_87-90.djvu | 252,83 kB | DjVu | Переглянути/відкрити | |
| DMDP_2019_Revka_V_M-Analiz_povtornoho_pislia_87-90__COVER.png | 526,34 kB | image/png | Переглянути/відкрити |
Усі матеріали в архіві електронних ресурсів захищені авторським правом, всі права збережені.