Eng
Ukr
Rus
Печать
2014 №03 (05) 2014 №03 (07)

Техническая диагностика и неразрушающий контроль 2014 #03
Техническая диагностика и неразрушающий контроль, №3, 2014 стр. 41-54
 
ЗАСТОСУВАННЯ МЕТОДУ АКУСТИЧНОЇ ЕМІСІЇ ДЛЯ ДІАГНОСТУВАННЯ КОРПУСІВ ЯДЕРНИХ РЕАКТОРІВ (огляд)
Повідомлення I. Eволюція застосування неруйнівного контролю у світовій ядерній енергетиці
 
Автори:
І. М. Неклюдов, З. Т. Назарчук, В. Р. Скальський, Л. Н. Добровольська
 
Реферат:
Проаналізовано етапи розвитку методу акустичної емісії для діагностування стану об’єктів ядерної енергетики. Показано, що методи неруйнівного контролю (НК) відіграють надзвичайно важливу роль у забезпеченні безаварійної роботи корпусів реакторів АЕС. Їх впровадження на етапі виготовлення та експлуатування ядерних реакторів зазнало суттєвого розвитку впродовж кількох десятирічь. Перша згадка про це датована 1958 р., коли відбувся симпозіум щодо застосування методів НК у ядерній енергетиці. На ньому відзначено застосування радіографічного методу та наголошено на необхідності використання інших методів НК для повної перевірки якості корпусів ядерних реакторів. Згодом появився Кодекс нормативів для котлів та ємностей, що працюють під тиском, розроблений Американським товариством інженерів, один із розділів якого присвячено формулюванню мінімальних вимог до виготовлення ємностей і охоплював візуальну перевірку та діагностування цілісності корпусу за допомогою стандартизованих методів НК, як то магнітопорошкового, проникаючих рідин, радіографії, ультразвукової дефектоскопії та вихрострумового. Особливу увагу на етапі виготовлення корпусу реактора приділяли зварним з’єднанням. Як показано в огляді на підставі аналізу літературних джерел, у всіх провідних країнах світу продовжує розвиватись ядерна енергетика, а разом з нею і застосування методів НК, в тому числі і акустичної емісії. Під це підведена відповідна нормативна база, що дозволяє поставити НК на промисловий рівень і уникати протиріч в тлумаченні результатів діагностування. Висвітлено важливість робіт, які проведені вітчизняними та зарубіжними фахівцями стосовно оцінювання стану корпусів реакторів ВВЕР та описано відповідні засоби, що використовують для цього. Бібліогр. 96.
 
Ключові слова:акустична емісія, ядерні реактори, діагностування, світова ядерна енергетика
 
Stages of development of acoustic emission method for diagnostics of the state of nuclear engineering facilities have been analyzed. It is shown that NDT methods play an extremely important role in ensuring safe operation of NPP reactor cases. Their introduction at the stage of nuclear reactor manufacturing and operation has made significant progress during several decades. The first mention of it dates back to 1958, when a symposium was held on application of NDT methods in nuclear engineering. In it application of radiographic method was noted and the need to apply other NDT methods for complete check of nuclear reactor bodies was emphasized. Later on the Boiler and Pressure Vessel Code developed by American Society for Mechanical Engineering appeared, one of the sections of which is devoted to defining the minimum requirements to vessel manufacture and covers visual examination and diagnostics of the integrity of the body with application of standardized NDT methods, such as magnetic powder, penetrant, radiographic, ultrasonic and eddy current testing. Special attention at the stage of reactor body manufacture was given to welded joints. As shown in the review based on analysis of published sources, nuclear engineering was developing in all the leading countries of the world, and together with it, also application of NDT methods, including acoustic emission. Appropriate normative base was created for it that allows taking NDT to industrial level, and avoiding contradictions in interpretation of diagnostic results. Importance of the work conducted by local and foreign specialists as regards assessment of the condition of WWER reactor bodies is high-lighted, and respective means are described that are used for this purpose. 96 References.
 
Keywords: acoustic emission, nuclear reactors, diagnostics, world nuclear engineering
 
1. Kumar V. Role of non-destructive examination in nuclear industry // Reactor Technology and Eng. / Ed. by R. K. Sinha. – Mumbai: Bhabha Atomic Research Centre, 2006–2007. – Ch. 17 – P. 243–249.
2. McGonnagle W. J. Introduction // Symposium on Nondestructive tests in the field of nuclear energy. ASTM STP223-EB. – Baltimore: ASTM. – 1958. – P. 1–12.
3. McGonnagle W.  J. Quality control and nondestructive testing in reactor pressure vessel fabrication // Nuclear Structural Eng. – 1965. – 2. – P. 293–300.
4. Criteria for design of elevated temperature class 1 components // ASME Boiler and Pressure Vessel Code. Section III, Division 1, Vol. 10. – New York : ASME, 1976. – 84 p.
5. ASTM E109–63(1976). Method for dry powder magnetic particle inspection / Replaced by ASTM E709–08. Standard guide for magnetic particle testing. – West Conshohocken: ASTM International. – 2008. – DOI: 10.1520/E0709-08. – 41 p.
6. ASTM E138–63(1976). Method for wet magnetic particle inspection / Replaced by ASTM E709–08 Standard guide for magnetic particle testing. – West Conshohocken: ASTM International.– 2008. – DOI: 10.1520/E0709-08. – 41 p.
7. ASTM E125–63(2008). Standard reference photographs for magnetic particle indications on ferrous castings. – West Conshohocken: ASTM International, 2008. – DOI: 10.1520/E0125-63R08. – 3 p.
8. ASTM A275/A275M–08. Standard practice for magnetic particle examination of steel forgings. – West Conshohocken: ASTM International, 2008. – DOI: 10.1520/A0275_A0275M-08. – 7 p.
9. ASTM E165–12. Standard practice for liquid penetrant examination for general industry. – West Conshohocken: ASTM International, 2008. – DOI: 10.1520/E0165_E0165M-12. – 18 p.
10. ASTM E52–49. Terminology of industrial radiographic for use in radiographic inspection of castings and weldments [Електронний ресурс]. – West Conshohocken: ASTM International, Withdrawn, 1969. – Режим доступу: http://www.astm.org.
11. ASTM E 94–04(2010). Standard guide for radiographic examination [First published 1952]. – West Conshohocken: ASTM International. – DOI: 10.1520/E0094-04R10. – 2010. – 13 p.
12. ASTM E99–63. Reference radiographs for steel welds / 1973 replaced with ASTM E390–11 Standard reference radiographs for steel fusion welds. – West Conshohocken: ASTM International, 2011. – DOI: 10.1520/E0390-11. – 4 p.
13. ASTM E142–92. Method for controlling quality of radiographic testing / 2000 replaced with ASTM E94–04(2010). Standard guide for radiographic examination. – West Conshohocken: ASTM Internat.– 2011. – DOI: 10.1520/E0094-04R10. – 13 p.
14. ASTM E113–67 (1974). Recommended practice for ultrasonic testing by the resonance method / 1981 withdrawn with no replacement [Електронний ресурс]. – West Conshohocken: ASTM Internat. – Режим доступу: http://www.astm.org/Standards/E113.htm.
15. ASTM E114–10. Standard practice for ultrasonic pulse–echo straight beam contact testing. – West Conshohocken: ASTM Internat. – 2010. – DOI: 10.1520/E0114-10. – 5 p.
16. ASTM E164–08. Standard practice for contact ultrasonic testing of weldments. – West Conshohocken: ASTM Internat. – 2008. – DOI: 10.1520/E0164-08. – 24 p.
17. ASTM E 309–11. Standard practice for Eddy-current examination of steel tubular products using magnetic saturation [First edition 1966]. – West Conshohocken: ASTM Internat. – DOI: 10.1520/E0309-11. – 2011. – 5 p.
18. Weymueller C. R. Inspecting welds in pressure vessels for nuclear systems // Welding Design in Fabrication. – 1978. – 51, № 3. – P. 95–97.
19. Dickinson F. S., Watkins B. Cracking in welded joints. Occurrence and prevention in nuclear plant. I / // Welding and Metal Fabrication.  – 1973. – 41, №. 9. – P. 329–335.
20. Dickinson F. S., Watkins B. Cracking in welded joints. Occurrence and prevention in nuclear plant. II / // Ibid. – 1973. – 41, № 10. – P. 346–352.
21. Crawford A. H. Non-destructive testing of nuclear power reactor components // Non-Destructive Testing. – 1970. – 3. – P. 217–219.
22. Proceedings of the International Symposium on Non-destructive testing of nuclear power reactor components, Rotterdam, 26–27 Feb. 1970. – Nederlands: Atoomforum, 1970. – 41 p.
23. Rules for in-service inspection of nuclear power plant components, Section XI / ASME Boiler and Pressure Vessel Code. – New York: ASME. – 2012. – 574 p.
24. Decade of pre- and inservice examination experience / C. E. Lautzenheiser, W. T. Flach, E. R. Reinhart, S. A. Wenk // Proceedings of the American Society of Mechanical Engineers winter annual meeting, 11–15 Nov. 1973, Detroit. – New York: ASME, 1973. – 11 p.
25. Watkins B., Jackson H. B-scan presentation of ultrasonic results as applied to thick-walled pressure vessels  // Proceedings of the 2nd Conference on Periodic inspection of pressurized components, June 4–6 1974; Institution of Mechanical Engineers. – London: Mechanical Engineering Publications, 1975. – P. 79–91.
26. Reactor vessel in-service inspection assembly US Patent 3809607 / Murray T. R., Burns D. C., filed Nov. 23, 1971, Int. Cl. G21e 17/00. – 10 p.
27. Pat. 3929007 US. Apparatus for carrying out ultrasonic inspection of pressure vessels / Dent K. H., Challenger R. S., published 12/30/1975, Int. Cl. G21C17/003; G01N29/04; G01N29/265; G21C17/01; G01N29/04; G01N29/26; G21C17/003; (IPC1-7): G01N29/04. – 6 p.
28. Pat. 3934457 US. Vessel nozzle inspection apparatus; Clark J. P., Smith T. D., Foster A. C. publ. 01/27/1976, Int. Cl. G01N29/04; G01N29/265; G01N29/28; G21C17/017; G01N29/04; G01N29/26; G01N29/28; G21C17/017; (IPC1-7): G01N29/04. – 10 p.
29. Sattler F. J., Forrer G. R., Parker W. O. Inservice Inspection of Nuclear Plants // Materials Evaluation. – 1972. – 30, № 11. – P. 18A–22A, 27A–29A.
30. Forrer G. R., Sattler F. J. State-of-the-art review of nondestructive testing as applied to nuclear pressure vessels and components // Ibid. – 1975. – 33, №. 10. – P. 20A–23A, 25A–27A.
31. Reinhart E. R. EPRI program to improve nuclear code inspection methods // Ibid. – 1978. – 36, № 6. – P. 36–42.
32. Myoshi S. Inservice inspection of nuclear power station // Atsuryoku Gijutsu. – 1972. – 10, № 6. – P. 50–57.
33. Results of mock-up test on ultrasonic in-service inspection tool for nuclear reactor vessel / T. Yamaguchi, Y. Fukushima, M. Yamamoto et al. // Proceedings of the 2nd International Conference on Pressure vessel technology; 1–4 Oct. 1973, San Antonio, TX. – Vol. 2: Materials, fabrication, and inspection. – New York: ASME, 1973. – P. 685–699.
34. Ultrasonic В-scan inspection system for nuclear reactor pressure vessels using compound scanning / S. Sasaki, K. Kanda, M. Tadauchi et al. // Proceedings of the 2nd Conference on Periodic inspection of pressurized components, June 4–6 1974; Institution of Mechanical Engineers. – London: Mechanical Engineering Publications. – 1975. – Р. 1–6.
35. Watkins B., Jackson H. Technique for inspection of light water reactor pressure vessels // Proc. Conf. Periodic inspection of pressure vessels, London, May 9–11 1972. – London: Institute of Mechanical Engineers. – 1973. – 274 p.
36. Watkins B. In-service inspection of the BR3 reactor in Mol // Non-Destructive Testing. – 1973. – 6. – Р. 191–194.
37. Watkins B. Periodic inspection of light water reactor pressure vessels // British Journal of Non-Destructive Testing. – 1973. – 15. – Р. 165–175.
38. Meyer H. -J. Aspects of in-service inspections on reactor pressure vessels in Germany // Materials Evaluation. – 1971. – 29, № 8. – P. 171–181.
39. Tenbusch T. Zerstoerungsfreie Pruefung von Schweissnaehten im Druckbehaelterbau // Schweissen und Schneiden. – 1974. – 26, № 5 – S. 166–169.
40. Trumpfheller R. Requirements for in-service inspection of water-cooled reactor vessels by nondestructive testing methods in Germany // Proc. Conf. Periodic inspection of pressure vessels, May 9–11 1972; London / Institute of Mechanical Engineers in London. – 1974. – 26, № 5. – P. 166–169.
41. Kolb K., Woelfel M. Zur Ultraschallpruefung von Kernreaktor-Druckbehaeltern // Materialpruefung. – 1975. – 17, № 10. – S. 352–358.
42. Seifert W. Einrichtungen (Manipulatoren) Insbesondere fuer Ultraschall-Pruefungen in Kernkraftwerken – Entwicklungsstand, Einsatz und Betriebserfahrungen // VGB Kraftwerkstech. – 1978. – 58. – P. 506–511.
43. Stumm W. Die Anpassung der Wirbelstrom-Verfahren an die Vielfaeltigen Probleme im Reaktor // Materialpruefung. – 1976. – 18, № 4. – S. 109–114.
44. Титов С. С помощью неразрушающего контроля // Росэнергоатом. – 2011. – № 8. – С. 20–23.
45. 9th International Conference on NDE in relation to structural integrity for nuclear and pressurized components; May 22-24, 2012, Seattle [Електронний ресурс]. – Режим доступу: http://www.9thnde.com.
46. The 10th European Conference on Nondestructive testing and technical diagnostics // Russ. J. Nondestructive Testing. – 2008. – 44. – P. 727–731.
47. 18th World Conference on Non destructive testing – WCNDT; Durban, South Africa, 16-20 April, 2012 [Електронний ресурс]. – Режим доступу: http://www.wcndt2012.org.za.
48. 13th International Conference on Pressure vessel technology: 20–23 May, 2012: Programme. – London: Institution of Mechanical Engineers. – 2012. – 8 p.
49. Weeks J. R. Radiation embrittlement and annealing of VVER pressure vessels // Proceedings of the 4th international symposium «Environmental degradation of materials in nuclear power systems – water reactors» / Ed. by D. Cubicciotti. – Houston: NACE, 1990. – P. 2–64 – 2–75.
50. ENIQ Recommended Practice 10: Personnel Qualification / ENIQ report № 38, European Commission, Joint Research Centre, Institute for Energy, Petten, The Netherlands. EUR 24112 EN. – Luxembourg: Publications Office of the European Union, 2010. – 26 p.
51. Flaw evaluation procedure and acceptance criteria for nuclear components in ASME Code Section XI / R. C. Cipolla, G. H. DeBoo, W. H. Bamford et al. // Flaw evaluation, service experience, and reliability: Proc. 2003 ASME pressure vessels and piping conf.; Cleveland, July 20–24, 2003 / Ed. by P.-S. Lam. – PVP Series Vol. 463. – New York: ASME Press, 2003. – P. 3–18.
52. Kerntechnischer Ausschuss, Komponenten der Primarkreises von Leichtwasserreaktoren. Teil 4: Wiederkehrende Prufungen und Betriebsuberwachung, KTA 3201.4, Fassung 2010–2011. – Cologne: KTA, 2011. – 38 S.
53. Kerntechnischer Ausschuss. Komponenten des Primarkreises von Leichtwasserreaktoren. Teil 1: Werkstoffe und Erzeugnisformen, KTA 3201.1, Fassung 2010–2011. – Cologne: KTA, 2011. – 160 S.
54. Kerntechnischer Ausschuss. Komponenten des Primarkreises von Leichtwasserreaktoren. Teil 2: Auslegung, Konstruktion und Berechnung, KTA 3201.2, Fassung 2010–2011. – Cologne: KTA, 2011. – 157 S.
55. Kerntechnischer Ausschuss. Komponenten des Primarkreises von Leichtwasserreaktoren. Teil 3: Herstellung, KTA 3201.3, Fassung 2010–2011. – Cologne: KTA, 2011. – 164 S.
56. Kerntechnischer Ausschuss. Komponenten des Primarkreises von Leichtwasserreaktoren. Teil 1: Werkstoffe und Erzeugnisformen, KTA 3201.1, Fassung 2010–2011. – Cologne: KTA, 2011. – 160 S.
57. Kerntechnischer Ausschuss. Komponenten des Primarkreises von Leichtwasserreaktoren. Teil 2: Auslegung, Konstruktion und Berechnung, KTA 3201.2, Fassung 2010–2011. – Cologne: KTA, 2011. – 157 S.
58. Kerntechnischer Ausschuss. Komponenten des Primarkreises von Leichtwasserreaktoren. Teil 3: Herstellung, KTA 3201.3, Fassung 2010–2011. – Cologne: KTA, 2011. – 164 S.
59. Baylac G., Grandemange J. M. The French code RCC-M: Design and construction rules for the mechanical components of PWR nuclear islands // Nuclear Engineering and Design. – 1991. – 129. – P. 239–254.
60. Heng C., Grandemange J. M., Morel A. RCC-M (Rules for design and construction of nuclear components) // Nuclear Engineering and Design. – 1987. – 98. – P. 265–277.
61. Grandemange J. M. Adaptation of RCC-M design and construction rules to the evolution of projects needs, regulatory evolutions and international exchanges // Proceedings of the ASME 2009 Pressure vessel and piping division conference (PVP2009, July 26–30, 2009; Prague). – Report PVP2009–78046. – ASME. – 2009. – 6 p.
62. Nondestructive examination. Chapter 7 / 0071456368 Pressure Vessels. – McGraw–Hill, 2004. – P. 199–209.
63. Rich S. H., Venkatasubramanian V. Model-based reasoning in diagnostic expert systems for chemical process plants // Computers & Chemical Engineering. – 1987. – 11. – P. 111–122.
64. Milne R. Strategies for diagnosis // IEEE Transactions: Systems, Man and Cybernetics. – 1987. – 17. – P. 333–339.
65. A review of process fault detection and diagnosis. Pt I: Quantitative Model-Based Methods / V. Venkatasubramanian, R. Rengaswamy, K. Yin, S. N. Kavuri // Computers & Chemical Engineering. – 2003. – 27. – P. 293–311.
66. Venkatasubramanian V., Rengaswamy R., Kavuri S. N. A review of process fault detection and diagnosis. Pt II: Qualitative models and search strategies // Ibid. – 2003. – 27. – P. 313–326.
67. A review of process fault detection and diagnosis: Part III: Process history based methods / V. Venkatasubramanian, R. Rengaswamy, S. N. Kavuri, K. Yin // Ibid. – 2003. – 27. – P. 327–346.
68. Prognostics and health management in nuclear power plants: a review of technologies and applications / J. B. Coble, P. Ramuhalli, L. J. Bond et al. / Report PNNL–21515. – Richland: Pacific Northwest National Laboratory, July 2012. – 124 p.
69. Ayaz E. Component-wide and plant-wide monitoring by neural networks for Borssele Nuclear Power Plant // Energy Conversion and Management. – 2008. – 49. – P. 3721–3728.
70. Real time reactor noise diagnostics for the Borssele (PWR) Nuclear Power Plant / B. Barutcu, S. Seker, E. Ayaz, T. Turkcan // Progress in Nuclear Energy. – 2003. – 43. – P. 137–143.
71. Comparisons between the various types of neural networks with the data of wide range operational conditions of the Borssele NPP / E. Ayaz, S. Seker, B. Barutcu, T. Turkcan // Ibid. – 2003. – 43. – P. 381–387.
72. Overview of the nuclear power plant structural integrity research in Finland / K. Toerroenen, A. Aaltonen, H. Haenninen et al. // International Journal of Pressure Vessels and Piping. – 1993. –55. – P. 3–59.
73. Advanced instrumentation, information, and control system technologies: nondestructive examination technologies – FY11 report / R. M. Meyer, J. B. Coble, P. Ramuhalli, L. J. Bond / Report PNNL–20671. – Richland: Pacific Northwest National Laboratory, 2011. – 86 p.
74. Technology readiness level / Wikipedia. The Free Encyclopedia: [Електронний ресурс]. – Режим доступу: http://en.wikipedia.org/wiki/Technology_readiness_level.
75. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок: ПНАЭ Г-7-002–86. – М.: Энергоатомиздат, 1989. – 525 с.
76. Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок сварные соединения и наплавки правила контроля, ПН АЭ Г-7-010–89. – M.: Энергоатомиздат. – 1989. – 73 с.
77. Унифицированный ядерный реактор ВВЭР-1000 (В-320) [Електронний ресурс]. – Режим доступу: http://sites.google.com/site/alexianon/chtivo/nuclear/unificirovannyj-adernyj-reaktor-vver-1000-v-320.
78. Анализ испытаний материалов корпусов ВВЭР–1000 на ударную вязкость по стандартной программе образцов-свидетелей / В. Н. Васильченко, В. Г. Ковыршин, Э. У. Гриник, В. Н. Ревка // Атомная энергия. – 2008. – 105, B. 6. – С. 325–329.
79. Review and comparison of WWER and LWR codes and standards / Buckthorpe D., Tashkinov A., Brynda J. et al. // Trans. 17th Internat. Conf. Structural mech. in reactor technology (SMiRT 17) Prague, Czech Republic, August 17–22, 2003. Paper № F01–2. – 2003. – 8 р.
80. Brumovsky М. VERLIFE: Unified procedure for lifetime assessment of components and piping in WWER NPPs during operation—updating and further development / М. Brumovsky // Proc. ASME 2009 pressure vessels and piping conf. (PVP2009). – Vol. 1, Codes and Standards. – Paper No PVP2009–77392. – 2009. – P. 745–750.
81. Опыт проведения магнито-твердометрического контроля металла корпуса и шахты реактора первого энергоблока Волгодонской АЭС на базе безобразцовой технологии / М. Б. Бакиров, В. В. Потапов, Б. И. Грибов и др. // Сб. докладов на VII рос. конф. по реакторному материаловедению; Димитровград, 8–12 сент. 2003 г. – Доклад № 37. – 19 с.
82. Loviisa Nuclear Power Plant / Wikipedia. The Free Encyclopedia: [Електронний ресурс]. – Режим доступу: http://en.wikipedia.org/wiki/Loviisa_Nuclear_Power_Plant.
83. LYRA and other projects on RPV steel embrittlement: Study and mitigation of the AMES Network / Debarberis L., von Estorff U., Crutzen S. et al. // Nucl. Eng. Des. – 2000. – 195. – P. 217–226.
84. The role of the Joint Research Centre from the European Commission in the European Structural Integrity Networks AMES, ENIQ and NESC / von Estorff U., Crutzen S., Frigola P. et al. // Nucl. Eng. Des. – 1999. – 190. – P. 347–352.
85. Horacek L. NDT Qualification achievements for WWER type RPV and piping systems / L. Horacek // Proc. ASME 2009 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP2009) July 26–30, 2009, Prague, Czech Republic. – ASME. – 5. – P. 151–157.
86. Система ТВ измерительного контроля корпуса реактора СТС-К-78П / Диаконт: [Електронний ресурс]. – Режим доступу: http://www.diakont.ru/ru/products/katalog/one/catalog_sect=702_id=49.html.
87. Система контроля СК27 / НИКИТМ «ЭКСПЕРТ-ЦЕНТР». 2012 [Електронний ресурс]. – Режим доступу: http://www.ndtexpert.ru/index.php?option=com_content&view=article&id=14&Itemid=28.
88. Advanced approach of reactor pressure vessel in-service inspection / Pajnic M., Markulin K., Matokovic A., Franjic H. // Proc. 10th European conf. on Non-destr. Testing 10–ECNDT, June 7–11, 2010, Moscow. – Paper 1-12-16. – M.: RSNTTD. – 2010. – 15 p.
89. Система контроля СК187 / НИКИТМ «ЭКСПЕРТ-ЦЕНТР» 2012 [Електронний ресурс]. – Режим доступу: http://www.ndtexpert.ru/index.php?option=com_content&view=article&id=13s13&catid=4:k4&Itemid=27.
90. Реакторы под усиленным контролем / ENERGOATOM [Опубл. 08.08.2006] [Електронний ресурс]. – Режим доступу: http://www.energoatom.kiev.ua/ua/news/nngc?_m=pubs&_t=rec&id=14418.
91. Recent development for inservice inspection of reactor pressure vessels / K. Fischer, G. Engl, W. Rathgeb, R. Heumuller // Nuclear Engineering and Design. – 1991. –128. – Р. 51–65.
92. Heumuller R., Guse G., Ruckelt B. Qualification and validation of new SAPHIR – UT–technology // The e-Journal of Nondestructive Testing & Ultrasonics; ISSN: 1435-4934. – 1998. – 3, № 11. – Рaper 317 [Електронний ресурс]. – Режим доступу: http://www.ndt.net/article/ecndt98/reliabil/317/317.htm.
93. Dirauf F., Gohlke B., Fischer E. Innovative robotics and ultrasonic technology at the examination of reactor pressure vessels in BWR and PWR nuclear power stations // The e-Journal of Nondestructive Testing & Ultrasonics; ISSN: 1435-4934. – 1998. – 3, № 10. – Рaper 222: [Електронний ресурс]. – Режим доступу: http://www.ndt.net/article/ecndt98/nuclear/222/222.htm.
94. Неразрушающие методы диагностики и контроля металла / Нац. научный центр «Харьковский физико-технический институт» [Опубл. 14.12.2009] [Електронний ресурс]. – Режим доступу: http://www.atomic-energy.ru/technology/7406.
95. Влащенко А. На Южно-Украинской АЭС начато обследование корпуса реактора энергоблока № 2 изнутри / Novosti-N.mk.ua [14.07.2011] [Електронний ресурс]. – Режим доступу: http://novostin.mk.ua/news/read/?id=32092.
96. Реакторная сталь. Условия работы конструкционных материалов и требования к ним [Електронний ресурс] // STEELCAST.RU. – Режим доступу: http://steelcast.ru/reactor_steel00 (15.09.2013).
 
 
Надійшла до редакції 09.06.2014
Підписано до друку 29.07.2014
 
>