1. ELARTU — Інституційний репозитарій ТНТУ імені Івана Пулюя
  2. Матеріали конференцій, семінарів, читань
  3. 2019
  4. Ⅵ Міжнародна науково-технічна конференція „Пошкодження матеріалів під час експлуатації, методи його діагностування і прогнозування“ (2019)
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

Tytuł: Аналіз повторного після відновлювального відпалу окрихчування корпусу реактора PAEC-1
Authors: 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].
Część publikacji: 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
Konferencja/wydarzenie: Ⅵ Міжнародна науково-технічна конференція „Пошкодження матеріалів під час експлуатації, методи його діагностування і прогнозування“
Journal/kolekcja: Праці Ⅵ Міжнародної науково-технічної конференції „Пошкодження матеріалів під час експлуатації, методи його діагностування і прогнозування“
Data wydania: 24-wrz-2019
Date of entry: 21-paź-2019
Wydawca: ТНТУ
TNTU
Place edycja: Тернопіль
Ternopil
Zakresu czasowego: 24-27 вересня 2019 р.
24-27 September 2019
Strony: 4
Zakres stron: 87-90
Główna strona: 87
Strona końcowa: 90
Abstract: 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
Właściciel praw autorskich: © Тернопільський національний технічний університет імені Івана Пулюя, 2019
Wykaz piśmiennictwa: 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.
Typ zawartości: Conference Abstract
Występuje w kolekcjach:Ⅵ Міжнародна науково-технічна конференція „Пошкодження матеріалів під час експлуатації, методи його діагностування і прогнозування“ (2019)

Pliki tej pozycji:
Plik Opis WielkośćFormat 
DMDP_2019_Revka_V_M-Analiz_povtornoho_pislia_87-90.pdf1,12 MBAdobe PDFPrzeglądanie/Otwarcie
DMDP_2019_Revka_V_M-Analiz_povtornoho_pislia_87-90.djvu252,83 kBDjVuPrzeglądanie/Otwarcie
DMDP_2019_Revka_V_M-Analiz_povtornoho_pislia_87-90__COVER.png526,34 kBimage/pngPrzeglądanie/Otwarcie
Pełny rekord


Pozycje DSpace są chronione prawami autorskimi