сгенерировать QR код
Открытый доступ
Только для подписчиков
Исследование металла патрубков корпуса реактора ВВЭР-440 после 45 лет эксплуатации
https://doi.org/10.22349/1994-6716-2020-104-4-192-199
Аннотация
Представлены результаты определения механических характеристик металла проб, вырезанных из патрубков и цилиндрической части обечайки зоны патрубков корпуса реактора ВВЭР-440 после эксплуатации в течение 45 лет.
Ключевые слова
обечайка зоны патрубков,
критическая температура хрупкости,
предел текучести,
предел прочности,
материал корпуса ВВЭР-440
При поддержке: Работа выполнена при финансовой поддержке АО «Концерн Росэнергоатом».
Об авторах
Д. Ю. Ерак
НИЦ «Курчатовский институт»
Россия
Россия
Доктор технических наук.
123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1.
К. И. Медведев
НИЦ «Курчатовский институт»
Россия
123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1.
Россия
123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1.
А. А. Чернобаева
НИЦ «Курчатовский институт»
Россия
Россия
Доктор технических наук.
123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1.
Д. A. Журко
НИЦ «Курчатовский институт»
Россия
Россия
Кандидат технических наук.
123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1.
А. Д. Ерак
НИЦ «Курчатовский институт»
Россия
Россия
Кандидат технических наук.
123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1.
С. А. Бубякин
НИЦ «Курчатовский институт»
Россия
Россия
Кандидат технических наук.
123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1.
А. П. Бандура
НИЦ «Курчатовский институт»
Россия
123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1.
Россия
123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1.
Список литературы
1. ГОСТ Р 50.05.12-2018 Система оценки соответствия в области использования атомной энергии. Оценка соответствия в форме контроля. Контроль радиационного охрупчивания корпуса реактора атомной станции. - М.: Стандартинформ, 2019. - 53 с.
2. ГОСТ 1497-84 Металлы. Методы испытаний на растяжение. - М.: Стандартинформ, 2008. -26 с.
3. Student. The probable error of a mean // Biometrika. - 1908. - № 6 (1). - P. 1-25.
4. Магнус Я. Р., Катышев П. К., Пересецкий А. А. Эконометрика. Начальный курс. - М.: ДЕЛО, 2004. - 576 с.
5. Gurovich B., Kuleshova E., Zabusov O., Fedotova S., Frolov A., Saltykov M., Maltsev D. Influence of structural parameters on the tendency of VVER-1000 reactor pressure vessel steel to temper embrittlement // J. Nucl.Mater. - N 435. - 2013. - P. 25-31.
6. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г -7-002-86) / Госатомнадзор. - М.: Энергоатомиздат, 1989. - 525 с.
Рецензия
Для цитирования:
Ерак Д.Ю., Медведев К.И., Чернобаева А.А., Журко Д.A., Ерак А.Д., Бубякин С.А., Бандура А.П. Исследование металла патрубков корпуса реактора ВВЭР-440 после 45 лет эксплуатации. Вопросы материаловедения. 2020;(4(104)):192-199. https://doi.org/10.22349/1994-6716-2020-104-4-192-199
For citation:
Erak D.Yu., Medvedev K.I., Chernobaeva A.A., Zhurko D.A., Erak A.D., Bubyakin S.A., Bandura A.P. Study of nozzles' metal of VVER-440 pressure vessel after 45 years of exploitation. Voprosy Materialovedeniya. 2020;(4(104)):192-199. (In Russ.) https://doi.org/10.22349/1994-6716-2020-104-4-192-199
Просмотров:
254
Послать статью по эл. почте 