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

dc.contributor.author	Schuhknecht, J.
dc.contributor.author	Rindelhardt, U.
dc.contributor.author	Viehrig, H.W.
dc.date.accessioned	2017-01-13T15:12:02Z
dc.date.available	2017-01-13T15:12:02Z
dc.date.issued	2010
dc.identifier.citation	Study of the Beltline Weld and Base Metal of WWER-440 First Generation Reactor Pressure Vessel / J. Schuhknecht, U. Rindelhardt, H.W. Viehrig // Проблемы прочности. — 2010. — № 1. — С. 95-104. — Бібліогр.: 9 назв. — англ.	uk_UA
dc.identifier.issn	0556-171X
dc.identifier.uri	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/111649
dc.description.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.	uk_UA
dc.description.abstract	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.	uk_UA
dc.description.sponsorship	This study was funded by the German Federal Ministry of Economics and Technology (Reactor Safety Research Project Grant No. 1501331)	uk_UA
dc.language.iso	en	uk_UA
dc.publisher	Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України	uk_UA
dc.relation.ispartof	Проблемы прочности
dc.subject	Научно-технический раздел	uk_UA
dc.title	Study of the Beltline Weld and Base Metal of WWER-440 First Generation Reactor Pressure Vessel	uk_UA
dc.title.alternative	Исследование материалов бандажного сварного шва и основного металла реактора первого поколения ВВЭР-440	uk_UA
dc.type	Article	uk_UA
dc.status	published earlier	uk_UA
dc.identifier.udc	539.4