Наукова електронна бібліотека
періодичних видань НАН України

Новая парадигма прогнозирования радиационного ресурса корпуса реактора

Репозиторій DSpace/Manakin

Показати простий запис статті

dc.contributor.author Котречко, С.А.
dc.contributor.author Мешков, Ю.Я.
dc.contributor.author Неклюдов, И.М.
dc.contributor.author Ревка, В.Н.
dc.date.accessioned 2017-01-09T17:16:23Z
dc.date.available 2017-01-09T17:16:23Z
dc.date.issued 2011
dc.identifier.citation Новая парадигма прогнозирования радиационного ресурса корпуса реактора / С.А. Котречко, Ю.Я. Мешков, И.М. Неклюдов , В.Н. Ревка // Вопросы атомной науки и техники. — 2011. — № 4. — С. 34-44. — Бібліогр.: 23 назв. — рос. uk_UA
dc.identifier.issn 1562-6016
dc.identifier.uri http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/111366
dc.description.abstract Получено уравнение предельного состояния стенки корпуса реактора с трещиноподобным дефектом. Изложены теоретические основы и дано экспериментальное обоснование новой парадигмы прогнозирования величины критического флюенса Φc. Показано, что величина Φc может быть определена не по косвенной характеристике, которой является сдвиг критической температуры разрушения образца-свидетеля, а прямым методом, по условию инициирования хрупкого разрушения облученного металла в локальной области в окрестности вершины трещины в стенке корпуса реактора. Предложена методика определения Φc . Возможности этой методики продемонстрированы на примере прогнозирования Φc для корпусов реакторов типа ВВЭР-1000. uk_UA
dc.description.abstract Викладено нову парадигму прогнозування ресурсу корпусу реактора. Отримано рівняння граничного стану стінки корпусу реактора з тріщиноподібним дефектом. Показано, що величина критичного флюенсу Φc може бути визначена не за непрямою характеристикою, якою є зсув критичної температури руйнування зразка-свідка, а прямим методом, за умовою ініціювання крихкого руйнування опроміненого металу в околі тріщини в стінці корпусу реактора. Розроблено методику визначення Φc. Можливості цієї методики продемонстровано на прикладі прогнозування Φc для корпусів реакторів типу ВВЕР-1000. uk_UA
dc.description.abstract New paradigm for prediction of radiation life-time of reactor pressure vessel is presented. Equation for limiting state of reactor pressure vessel wall with crack-like defect is obtained. It is exhibited that the value of critical fluence Φc may be determined not by shift of critical temperature of fracture of surveillance specimen, which is indirect characteristic, but by direct method, namely, by the condition of initiation of brittle fracture of irradiated metal ahead of a crack in RPV wall. Within the framework of engineering version of LA to fracture the technique for Φc ascertainment is developed. Prediction of Φc for WWER pressure vessels demonstrates potentialities of this technique. uk_UA
dc.description.sponsorship Работа выполнена при финансовой поддержке «Державна цільова програма фундаментальних і прикладних досліджень з проблем використання ядерних матеріалів та ядерних і радіаційних технологій у сфері розвитку галузей економіки», проект № К-3-8. uk_UA
dc.language.iso ru uk_UA
dc.publisher Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України uk_UA
dc.relation.ispartof Вопросы атомной науки и техники
dc.subject Материалы реакторов на тепловых нейтронах uk_UA
dc.title Новая парадигма прогнозирования радиационного ресурса корпуса реактора uk_UA
dc.title.alternative Нова парадигма прогнозування радіаційного ресурсу корпусу реактора uk_UA
dc.title.alternative New paradigm for prediction of radiation life-time of reactor pressure vessel uk_UA
dc.type Article uk_UA
dc.status published earlier uk_UA
dc.identifier.udc 669.15-194; 621.039.53; 621.791.053


Файли у цій статті

Ця стаття з'являється у наступних колекціях

Показати простий запис статті

Пошук


Розширений пошук

Перегляд

Мій обліковий запис