Исследование механических свойств металла корпусов ВВЭР в процессе эксплуатации на основе разработки безобразцовой методики контроля

Исследование механических свойств металла корпусов ВВЭР в процессе эксплуатации на основе разработки безобразцовой методики контроля

Автор: Потапов, Владимир Вячеславович

Шифр специальности: 05.14.03

Научная степень: Кандидатская

Год защиты: 2001

Место защиты: Москва

Количество страниц: 183 с.

Артикул: 326295

Автор: Потапов, Владимир Вячеславович

Стоимость: 250 руб.

Исследование механических свойств металла корпусов ВВЭР в процессе эксплуатации на основе разработки безобразцовой методики контроля  Исследование механических свойств металла корпусов ВВЭР в процессе эксплуатации на основе разработки безобразцовой методики контроля 

ГЛАВА 1. I 1. I 2. Хзор методов твердости. Выводы к главе 1 и постановка задачи исследования. ГЛАВА 2. Обзор и анализ возможностей существующих методик представления диаграмм растяжения через характеристики гиердости при вдавливании индентора. Вдавливание индентора и неупрочмяюишеся материалы. Феноменологическая методика определения механических свойств корпусных сталей по диаграмме вдавливания шарового индентора. Определение твердости по Бринеллю. Выводы к главе 2. ГЛАВА 3. ОПИСАНИЕ ЭКСПЕРИМЕНТА. Описание программного обеспечения. Оценка степени влияния скорое i и деформации на параметры диаграммы вдавливания. Проведение испытаний методом одноосного растяжения. Выводы к главе 3. ГЛАВА 1. Корреляция температу ры хрупковязкого перехода с прочностными свойствами н характеристиками твердости. Безобразцовый натурный контроль состояния металла корпусов ВВЭР. АЭС Козлодуй и 2блока АЭС Богунице. ВВЭР. ОБЩИЕ ВЫВОДЫ. Повышение склонности к хрупкости металла под действием нейтронного облучения накладывает ограничения на ресурс и эксплуатационные параметры реакторов.


При температуре отжига 0V и выбранном времени выдержки часов, степень восстановления Тк для металла сварного шва составила не более . ВВЭР. В 1 7 голу, впервые в мировой практике, был проведен сухой отжиг на 3 блоке НВАЭС. Отжиг провели н использованием электронагревательного прибора индукционной печки, помещенного внутрь КР с предварительным удалением акгивпой юны. Температура отжита составляла около 0С. В последующие годы в период с по i. ВВЭР У0 следующих российских и зарубежных АЭС. Первоначально в период с по гг. ВВЭР0 после проведения восстановительного отжига использовалась консервативная схема изменения критической Температуры хрупкости Тк под действием повторного облучения. В соответствии с зтой схемой считалось, что скорость радиационного охрупчивания корпуса после отжига, такая же как и после начата эксплуатации реактора при одинаковых сравниваемых значениях набранною фдюснса с момента эксплуатации и с момента повторного облучении см. В дальнейшем исследования проведенные на облученных и о г ожженных корпусных сталях в США и в России , . Гк от набранного флюекса при повторном облучении схеме поперечною сдвига и схеме вертикального сдвига кривой Тк1Г При этих подходах предполагается, что скорость накопления радиационных повреждений в отожженном материале при повторном облучении меньше, чем л исходном материале при первичном облучении Для схемы поперечною и вертикального с д вита ДТк. АТкГ Р в точку ЛГа равной по значению критической емпературе после проведения отжита или в точку АТ критическая температура хрупкости перед отжигом, соответстненно, СМ. I4
где ДГТо,1.

Рекомендуемые диссертации данного раздела

28.06.2016

+ 100 бесплатных диссертаций

Дорогие друзья, в раздел "Бесплатные диссертации" добавлено 100 новых диссертаций. Желаем новых научных ...

15.02.2015

Добавлено 41611 диссертаций РГБ

В каталог сайта http://new-disser.ru добавлено новые диссертации РГБ 2013-2014 года. Желаем новых научных ...


Все новости

Время генерации: 0.224, запросов: 237