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1. (WO1995035499) VERFAHREN ZUR BERECHNUNG DER ÜBERGANGSTEMPERATURKURVE VON BESTRAHLTEM NIEDRIGLEGIERTEM REAKTOR-DRUCKBEHÄLTERSTAHL
Aktuellste beim Internationalen Büro vorliegende bibliographische Daten   

TranslationÜbersetzung: Original-->Deutsch
Veröff.-Nr.:    WO/1995/035499    Internationale Anmeldenummer    PCT/DE1995/000736
Veröffentlichungsdatum: 28.12.1995 Internationales Anmeldedatum: 30.05.1995
Antrag nach Kapitel 2 eingegangen:    12.01.1996    
IPC:
G01N 3/00 (2006.01), G01N 3/60 (2006.01), G01N 33/20 (2006.01)
Anmelder: PACHUR, Dieter [DE/DE]; (DE)
Erfinder: PACHUR, Dieter; (DE)
Prioritätsdaten:
P 44 21 009.4 20.06.1994 DE
Titel (DE) VERFAHREN ZUR BERECHNUNG DER ÜBERGANGSTEMPERATURKURVE VON BESTRAHLTEM NIEDRIGLEGIERTEM REAKTOR-DRUCKBEHÄLTERSTAHL
(EN) PROCESS FOR CALCULATING THE TRANSITION TEMPERATURE CURVE OF IRRADIATED LOW-ALLOY REACTOR PRESSURE VESSEL STEEL
(FR) PROCEDE POUR LE CALCUL DE LA COURBE DE TEMPERATURE DE TRANSITION DE RESILIENCE D'ACIERS FAIBLEMENT ALLIES IRRADIES POUR CUVES A PRESSION POUR REACTEURS
Zusammenfassung: front page image
(DE)Die Erfindung bezieht sich auf ein Verfahren zur Berechnung der Übergangstemperaturkurve von bestrahltem niedriglegiertem Reaktor-Druckbehälterstahl für den Bestrahlungstemperaturbereich von 250-320 °C. Zunächst wird hierfür der instrumentierte Kerbschlagbiegeversuch mit unbestrahlten Materialproben des Druckbehälterstahls durchgeführt. Dabei werden die Übergangstemperaturkurven für die Teilenergiewerte, die Wasserstoffkonzentration der unbestrahlten Materialproben des Stahls, die Sauerstoffkonzentration der unbestrahlten Materialproben des Stahls und deren metallographisches Gefüge bestimmt. Aus diesen Daten wird über ein mathematisches Verfahren die Übergangstemperaturkurve berechnet. Gegenüber der rein empirisch statistischen bisherigen Berechnung der Übergangstemperaturzunahme beruht das beschriebene Verfahren auf ergründeten Defektmechanismen und ihrem Verhalten bei der Reaktorbestrahlung. Das führt zu einem wesentlich geringeren Risiko bei der Voraussage der Strahlenversprödung als bisher.
(EN)The invention relates to a process for calculating the transition temperature curve of irradiated low-alloy reactor pressure vessel steel for the radiant temperature range from 250 to 320 °C. To this end the instrumented notched bar impact bending test is performed on unirradiated samples of the pressure vessel steel. Here, the transition temperature curves for the partial energy, the hydrogen and oxygen concentrations in the unirradiated steel samples and their metallographic structure are determined. The transition temperature curve is calculated from these data using a mathematical process. In contrast to the purely empirically statistical prior art calculation of the rise in transition temperature, the process described is based on proven defect mechanisms and their behaviour in reactor irradiation. This results in a substantially lower risk in predicting radiation embrittlement than heretofore.
(FR)L'invention se rapporte à un procédé pour le calcul de la courbe de température de transition de résilience d'aciers faiblement alliés irradiés pour cuves à pression pour réacteurs, dans un domaine de température à l'irradiation de 250 à 320 °C. A cet effet, on effectue tout d'abord un essai de flexion par choc sur barreau entaillé sur des échantillons non irradiés de l'acier pour cuve à pression. On détermine les courbes de température de transition de résilience pour les valeurs d'énergie partielle, les concentrations, respectivement, en hydrogène et en oxygène, des échantillons d'acier non irradiés, ainsi que leur structure métallographique. Sur la base de ces données, on calcule, selon un procédé mathématique, la courbe de température de transition. Contrairement au calcul statistique purement empirique, effectué suivant les méthodes connues jusqu'à présent, pour déterminer l'accroissement de la température de transition, le procédé selon l'invention est fondé sur des mécanismes approfondis des défauts et leur comportement lors de l'irradiation. Il en résulte un risque bien plus faible que jusqu'à présent, dans la prévision de la fragilisation par irradiation.
Designierte Staaten: US.
European Patent Office (AT, BE, CH, DE, DK, ES, FR, GB, GR, IE, IT, LU, MC, NL, PT, SE).
Veröffentlichungssprache: German (DE)
Anmeldesprache: German (DE)