Представлены результаты исследования материалов бандажного сварного шва и кольца основного металла сосуда давления первого блока реактора типа ВВЭР-440/230. Исследованы 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 определена базисная температура <$E T sub 0> с целью оценки распределения вязкости разрушения по толщине стенки реактора.

  Якщо, ви не знайшли інформацію про автора(ів) публікації, маєте бажання виправити або відобразити більш докладну інформацію про науковців України запрошуємо заповнити "Анкету науковця"