Determination of Reference Temperature T0 for Steel JRQ in an Unirradiate State and Construction of Master curve

The paper considers the results of testing reactor steel JRQ involving determination of the crack-growth resistance and the reference temperature To, construction of Master Curve, and evaluation of the boundaries of the regions with different failure probability. The tests were conducted on small specimens (1/2T) made from blocks of steel JRQ supplied by the IAEA within the framework of the Round Robin program.Рассмотрены результаты исследования трещиностойкости корпусной реакторной стали JRQ и построена зависимость коэффициента интенсивности напряжений от температуры (—196...+50С), которая является так называемой "Master curve”. При исследовании вязкости разрушения использовали малые компактные образцы толщиной 1/2T, которые вырезали из заготовки стали JRQ размером 225Х198Х 165 мм, поставленной МАГАТЭ. Испытания проводили в соответствии со стандартом ASTM E 1921-97 "Determination of Reference Temperature T0 for Ferritic Steels in the Transition Range”. Для уточнения температуры T0 и выполнения необходимых расчетов проводили также испытания на ударную вязкость и динамические испытания по определению модулей упругости E и G в интервале температур —196 ...+350°С. Построена "Master curve” по результатам испытаний двух типов компактных образцов на различном оборудовании и определены ее доверительные интервалы для различных вероятностей.Розглянуто результати дослідження корпусної реакторної сталі JRQ і побудовано залежність коефіцієнта інтенсивності напружень від температури (—196... + 50°C), яка є так званою “Master curve”. При дослідженні в ’язкості руйнування використовували малі компактні зразки товщиною 1/2T, що вирізали з поставляємої МАГАТЕ заготовки сталі JRQ розміром 225 X 198 X 165 мм. Випробування проводили у відповідності до стандарту ASTM E 1921-97 “Determination of Reference Temperature To for Ferritic Steels in the Transition Range”. Для уточнювання температури To і виконання необхідних розрахунків випробування по визначенню модулей пружності E і G в інтервалі температур -196 ...+ 350°C. Побудовано “Master curve” за результатами випробувань двох типів компактних зразків на різному обладнанні і визначено її довірчі інтервали для різних імовірностей

Radiation-Induced Embrittlement of WWER-440 Reactor Pressure Vessel Steel under Loading

Приведены результаты определения эталонной температуры T0 и построена "Master curve” на основе экспериментов, выполненных для стали марки 15Х2МФА (основной металл корпуса реактора типа ВВЭР-440) в трех состояниях: необлученном, облученном и облученном под нагрузкой. Показано, что механическая нагрузка, имитирующая давление теплоносителя, ускоряет радиационное охрупчивание, причем вклад ее сравним с вкладом нейтронного облучения.Наведено результати визначення еталонної температури T0 та побудовано “Master curve” на основі експериментів, проведених для сталі марки 15Х2МФА (основний метал корпусу реактора типу ВВЕР-440) в неопроміненому, опроміненому й опроміненому під навантаженням стані. Показано, що механічне навантаження, яке імітує тиск теплоносія, прискорює радіаційне окрих- чення, при цьому його внесок можна порівняти з внеском нейтронного опромінення

Radiation-Induced Embrittlement of WWER-440 Reactor Pressure Vessel Steel under Loading

Приведены результаты определения эталонной температуры T0 и построена "Master curve” на основе экспериментов, выполненных для стали марки 15Х2МФА (основной металл корпуса реактора типа ВВЭР-440) в трех состояниях: необлученном, облученном и облученном под нагрузкой. Показано, что механическая нагрузка, имитирующая давление теплоносителя, ускоряет радиационное охрупчивание, причем вклад ее сравним с вкладом нейтронного облучения.Наведено результати визначення еталонної температури T0 та побудовано “Master curve” на основі експериментів, проведених для сталі марки 15Х2МФА (основний метал корпусу реактора типу ВВЕР-440) в неопроміненому, опроміненому й опроміненому під навантаженням стані. Показано, що механічне навантаження, яке імітує тиск теплоносія, прискорює радіаційне окрих- чення, при цьому його внесок можна порівняти з внеском нейтронного опромінення

Stress Effect on Embrittlement of WWER-440 Reactor Pressure Vessel Steels.

Abstract not availableJRC.F-Institute for Energy (Petten

Radiation-Induced Embrittlement of WWER-440 Reactor Pressure Vessel Steel under Loading.

Abstract not availableJRC.F-Institute for Energy (Petten

Effect of a high-density current pulse on the relaxation of shear stresses

The procedure and several results of experimental studies on the high-density current pulse-induced relaxation of shear stresses are presented. A significant nonthermal current effect on shear strain kinetics has been established. The strain rate of the metal in shear under the action of a current pulse is shown to be determined by the viscosity factor, like under high-rate inelastic deformationPeer reviewe