![]() |
Ядерна фізика та енергетика
ISSN:
1818-331X (Print), 2074-0565 (Online) |
Home page | About |
Reactor pressure vessel operation life-time determination by surveillance samples testing
E. Grynik, L. Chyrko, V. Revka, Yu. Gulchyk, O. Drogaev
Institute for Nuclear Research of the National Academy of Sciences of UkraineAbstract: The main ideas about WWER-1000 type reactor pressure vessel metal surveillance samples program existing in Ukraine and its shortcomings are presented in the paper. On the basis of the results obtained after investigation of the samples with increased Nickel content irradiated in the reactor within 5 and 9 years it is shown that the irradiation embrittlement ratio for such a metal reaches a designed value.
References:1. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-002-86) Госатомэнергонадзор (Москва: Энергоатомиздат, 1989) 525 с.
2. ГОСТ 1497-73 (СТ СЭВ 471-77). Металлы. Методы испытаний на растяжение (Москва: Изд-во стандартов, 1983) 42 с.
3. ГОСТ 9651-73 (СТ СЭВ 1194-78). Металлы. Методы испытаний на растяжение (Москва: Изд-во стандартов, 1983) 7 с.
4. ГОСТ 9454-78 (СТ СЭВ 472-77, СТ СЭВ 473-77). Металлы. Метод испытания на ударный изгиб при пониженной, комнатной и повышенной температурах (Москва: Изд-во стандартов, 1982) 12 с.
5. ГОСТ 4543-71. Сталь легированная конструкционная. Технические условия (Москва: Изд-во стандартов, 1978) 60 с.
6. ГОСТ 25.506-85. Расчеты и испытания на прочность. Методы испытания металлов. Определение характеристик трещиностойкости (вязкости разрушения) (Москва: Изд-во стандартов, 1985) 61 с.
7. Карпухин В. И., Николаенко В. А. Измерение температуры с помощью облученного алмаза (Москва: Атомиздат, 1971) 71 с.
8. В. Н. Буканов, Е. Г. Васильева, И. Н. Вишневский и др. Проблемы дозиметрии образцов-свидетелей, облученных в реакторе ВВЭР-1000. Ядерная и радиационная безопасность 2 (2000) 35.
9. A. M. Kryukov, Yu. A. Nikolaev, T. Planman, P. A. Platonov. Basic results of the Russian WWER-1000 surveillance program. Nucl. Eng. & Design 173 (1997) 333. https://doi.org/10.1016/S0029-5493(97)00112-X