Study of the Beltline Weld and Base Metal of WWER-440 First Generation Reactor Pressure Vessel

Abstract

Представлены результаты исследования материалов бандажного сварного шва и кольца основного металла сосуда давления первого блока реактора типа ВВЭР-440/230. Исследовали круглые вырезки материала (трепаны) после радиационного облучения с последующим отжигом и повторным облучением. Основная задача рабочей программы исследований состояла в получении распределения механических характеристик реакторных сталей по толщине стенки реактора. Согласно стандарту ASTM E192 определялась базисная температура T₀ с целью оценки распределения вязкости разрушения по толщине стенки реактора.

Представлено результати дослідження матеріалів бандажного зварного шва та кільця основного металу посудини тиску першого блоку реактора типу ВВЕР-440/230. Досліджували круглі вирізки матеріалу (тріпани) після радіаційного опромінення з наступним відпалом і повторним опроміненням. Основна задача робочої програми досліджень – отримання розподілу механічних характеристик реакторних сталей по товщині стінки реактора. Згідно зі стандартом ASTM E192 визначали базисну температуру T₀ з метою оцінки розподілу в’язкості руйнування по товщині стінки реактора.