Оцінка ймовірності крихкого руйнування корпусу реактора ВВЕР-1000
mod1.png

  В’язкість руйнування корпусів реактора в початковому стані  визначається окремо для основного металу і зварних швів як усереднена крива на основі експериментальних даних. Зкрихчення металу впливає збільшення критичної температури крихкості.

  Базуючись на результатах контролю зразків свідків створена база даних критичних температур крихкості для матеріалу реакторів ВВЕР-1000. В результаті обробки цих даних створена температурна залежність критичної температури крихкості від флюєнса нейтронів та хімічного складу металу. Позиція імовірнісної кривої в’язкості руйнування на температурній осі визначає стандартне відхилення критичної температури крихкості у відповідності з нормальним законом розподілу.

  В’язкість руйнування корпусів реактора в початковому стані  визначається окремо для основного металу і зварних швів як усереднена крива на основі експериментальних даних. Зкрихчення металу впливає збільшення критичної температури крихкості.

  Базуючись на результатах контролю зразків свідків створена база даних критичних температур крихкості для матеріалу реакторів ВВЕР-1000. В результаті обробки цих даних створена температурна залежність критичної температури крихкості від флюєнса нейтронів та хімічного складу металу. Позиція імовірнісної кривої в’язкості руйнування на температурній осі визначає стандартне відхилення критичної температури крихкості у відповідності з нормальним законом розподілу.