Интерпретация результатов ускоренного облучения материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000

Abstract

Исследованы материалы сварных швов корпуса реактора ВВЭР-1000 с различным содержанием никеля и марганца после температурной выдержки при рабочей температуре до 10000 ч. Показано, что за исследованный интервал времени выдержки эффекты температурного старения не успевают развиться.

Досліджено матеріали зварних швів корпусу реактора ВВЕР-1000, що мають різний вміст нікелю і марганцю після температурної витримки за робочої температури до 10000 годин. Показано, що за досліджуваний інтервал часу витримки ефекти температурного старіння не встигають розвинутись.

Studies of WWER-1000 reactor vessel weld materials with different Ni and Mn content after thermal exposure at operating temperature for up to 10,000 h have been performed. It is shown the hold time interval under study is not sufficient for development of thermal ageing processes.