Page 30 - 07

SUMMARY. The original physically grounded method for evaluation of the value scattering
of critical brittleness temperature (CBT) is proposed. Its principal difference and advantage to
compare with the standard one, is the fact that data scattering is determined not from the estimated
CBT data values, but from the original measuring dataset. The numerical characteristics of a series
of impact toughness tests for determination of CBT are introduced: the effective number of
experimental points and significance (measure of effect) of each of them under evaluation of CBT.
The criterion of the sufficient number of impact toughness values is proposed to obtain reliable
CBT values, obtained by the proposed method and corresponding standard deviations.
1. ГОСТ 25.506-85. Расчеты и испытания на прочность в машиностроении. Методы меха-
нических испытаний металлов. Определение характеристик трещиностойкости (вяз-
кости разрушения) при статическом нагружении. – М.: Изд-во стандартов, 1985. – 66 с.
2. ASTM E399-12е3. Standard Test Method for Linear-Elastic Plane-Strain Fracture Toughness K IC
of Metallic Materials. – Philadelphia: ASTM, 2012 – 33 р.
3. ПНАЭ Г-7-002-86. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атом-
ных энергетических установок. – М.: Энергоатомиздат, 1989. – 526 с.
4. МТ-Д.0.03.391-09. Методика оценки прочности и ресурса корпусов реакторов ВВЭР в
процессе эксплуатации. – К.: Минтопэнерго Украины, 2009. – 66 с.
5. IAEA-TECDOC-1627. Pressurized Thermal Shock in Nuclear Power Plants: Good Practices
for Assessment Deterministic Evaluation for the Integrity of Reactor Pressure Vessel.
– Vienna: IAEA, 2010. – 230 p.
6. ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section XI, “Rules for Inservice Inspection of
Nuclear Power Plant Components”. – New York: ASME, 2004.
7. 10 CFR 50.61. Title 10 Code of Federal Regulations, Part 50.61, Fracture Toughness Require-
ment for Protection Against Pressurized Thermal Shock Events. – Washington, DC: NRC, 2013.
8. ПМ-Т.0.03.120-08. Типовая программа контроля свойств металла корпусов реакторов
ВВЭР-1000 по образцам-свидетелям. – К.: ГП НАЭК ЭНЕРГОАТОМ, 2008. – 36 с.
9. Unified Procedure for Lifetime Assessment of Components and Piping in WWER NPPs,
“VERLIFE” Version 2008. – 276 р.
10. Regulatory Guide 1.99, Revision 2, Radiation Embrittlement of Reactor Vessel Materials,
Office of Nuclear Regulatory Research. – Washington, DC: NRC, 1998.
11. KTA 3203 (6/01). Safety Standards of the Nuclear Safety Standards Commission (KTA).
Surveillance of the Irradiation Behaviour of Reactor Pressure Vessel Materials of LWR
Facilities. – Salzgitter: KTA, 2001. – 16 p.
12. JSME Codes for Nuclear Power Generation Facilities, S NC1-2001, “Rules on Design and
Construction for Nuclear Power Plant”. – Tokyo: JSME, 2001.
13. Nanstad R. K., McCabe D. E. and Swain R. L. Evaluation of Variability in Material
Properties and Chemical Composition for Midland Reactor Weld WF-70 // Effects of
Radiation on Materials. ASTM STP 1325. – Philadelphia: ASTM, 1999. – P. 125–156.
14. РД ЭО 0598-2004. Методика определения критической температуры хрупкости мате-
риалов корпусов реакторов по результатам испытаний малоразмерных образцов на
ударный изгиб. – M.: Росэнергоатом, 2004. – 12 с.
15. Отчет о выполнении работ: “Реконструкция и испытания реконструированных образ-
цов-свидетелей КР ВВЭР-1000 типа Шарпи и COD на статическую вязкость разруше-
ния и ударный изгиб. Этап 3. Испытания облученных реконструированных ОС типа
Шарпи и COD энергоблока ЮУ АЭС-1 (комплект 3Л)”. – К.: ИЯИ НАНУ, 2010. – 82 с.
16. IAEA-TECDOC-1441 Effects of nickel on irradiation embrittlement of light water reactor
pressure vessel steels. – Vienna: IAEA, 2005. – 64 р.
17. Orynyak I., Zarazovskii M., and Bogdan A. Determination of the Transition Temperature
Scatter Using the Charpy Data Scatter // Proc. ASME. 2013 Pressure Vessels and Piping
Conf. Paper № PVP2013-97697. – 6 p.
18. 1152.75.00.000 ТО. Образцы-свидетели. Техническое описание и инструкция по экс-
плуатации. – 1979. – 60 с.
19. Отчет о выполнении работы по теме “Комплексные лабораторные исследования для
определения фактических физико-механических свойств металла узла в зоне СШ № 111”.
– К.: НТЦ НАЭК ЭНЕРГОАТОМ, 2013. – 224 с.
Получено 18.03.2014

36