Показати простий запис статті
dc.contributor.author |
Махненко, О.В. |
|
dc.contributor.author |
Мирзов, И.В. |
|
dc.date.accessioned |
2016-06-10T18:28:46Z |
|
dc.date.available |
2016-06-10T18:28:46Z |
|
dc.date.issued |
2013 |
|
dc.identifier.citation |
Исследование напряженно-
деформированного состояния сварных конструкций из
аустенитной стали в условиях радиационного облучения / О.В. Махненко, И.В. Мирзов // Автоматическая сварка. — 2013. — № 01 (717). — С. 7-12. — Бібліогр.: 9 назв. — рос. |
uk_UA |
dc.identifier.issn |
0005-111X |
|
dc.identifier.uri |
http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/102138 |
|
dc.description.abstract |
Выгородка ядерного реактора подвержена высоким дозам радиационного облучения, приводящим к ее заметному деформированию и смыканию зазора между выгородкой и стенкой шахты. Это влечет за собой изменение теплообмена в активной зоне, последствия которого могут быть опасны с точки зрения нарушения температурного режима работы реактора. Для оценки радиационного распухания выгородки была создана двухмерная конечно-элементная модель, в которой использовались отработанные в ИЭС им. Е. О. Патона НАН Украины расчетные алгоритмы, где в качестве радиационного распухания задавались изотропные объемные деформации. Модель нелинейно учитывает зависимость радиационного распухания материала выгородки от температуры облучения, напряженного состояния и пластических деформаций. В модели также описано изменение предела текучести материала стенки сварной шахты как функция температуры облучения и накопленной радиационной дозы. После 25 лет эксплуатации реактора максимальное значение деформаций распухания в материале выгородки составляет 1,3 %, после 40 лет — 1,8, после 60 лет — 3,7. Максимальные радиальные перемещения внешней поверхности выгородки в процессе эксплуатации реактора составляют 11,2 мм после 25 лет, 12,9 мм после 40 лет, 16,1 мм после 60 лет. В более консервативной модели, не учитывающей историю накопления объемных деформаций, за 60 лет эксплуатации выгородка распухает на 26 %, что соответствует еще большим радиальным перемещениям внешней поверхности выгородки наружу. Результаты по распуханию и радиальным деформациям выгородки, полученные с учетом напряженного состояния, свидетельствуют о возможном контакте выгородки со сварной стенкой шахты в течение эксплуатации реактора. Такой контакт может сильно повлиять на напряженно- деформированное состояние сварной конструкции шахты, поэтому требует более детального изучения. Библиогр. 9, табл. 2, рис. 14. |
uk_UA |
dc.language.iso |
ru |
uk_UA |
dc.publisher |
Інститут електрозварювання ім. Є.О. Патона НАН України |
uk_UA |
dc.relation.ispartof |
Автоматическая сварка |
|
dc.subject |
Научно-технический раздел |
uk_UA |
dc.title |
Исследование напряженно- деформированного состояния сварных конструкций из аустенитной стали в условиях радиационного облучения |
uk_UA |
dc.title.alternative |
Investigation of stress-strain state of welded structures of austenite steel under the conditions of radiation |
uk_UA |
dc.type |
Article |
uk_UA |
dc.status |
published earlier |
uk_UA |
dc.identifier.udc |
621.791:621.039.6 |
|
Файли у цій статті
Ця стаття з'являється у наступних колекціях
Показати простий запис статті