Новая парадигма прогнозирования радиационного ресурса корпуса реактора

dc.contributor.authorКотречко, С.А.
dc.contributor.authorМешков, Ю.Я.
dc.contributor.authorНеклюдов, И.М.
dc.contributor.authorРевка, В.Н.
dc.date.accessioned2017-01-09T17:16:23Z
dc.date.available2017-01-09T17:16:23Z
dc.date.issued2011
dc.description.abstractПолучено 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.abstractВикладено 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.abstractNew 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.sponsorshipРабота 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.identifier.citationНовая 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.issn1562-6016
dc.identifier.udc669.15-194; 621.039.53; 621.791.053
dc.identifier.urihttps://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/111366
dc.language.isoruuk_UA
dc.publisherНаціональний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН Україниuk_UA
dc.relation.ispartofВопросы атомной науки и техники
dc.statuspublished earlieruk_UA
dc.subjectМатериалы реакторов на тепловых нейтронахuk_UA
dc.titleНовая парадигма прогнозирования радиационного ресурса корпуса реактораuk_UA
dc.title.alternativeНова парадигма прогнозування радіаційного ресурсу корпусу реактораuk_UA
dc.title.alternativeNew paradigm for prediction of radiation life-time of reactor pressure vesseluk_UA
dc.typeArticleuk_UA

Файли

Оригінальний контейнер

Зараз показуємо 1 - 1 з 1
Завантаження...
Ескіз
Назва:
26-Kotrechko.pdf
Розмір:
473.24 KB
Формат:
Adobe Portable Document Format

Контейнер ліцензії

Зараз показуємо 1 - 1 з 1
Завантаження...
Ескіз
Назва:
license.txt
Розмір:
817 B
Формат:
Item-specific license agreed upon to submission
Опис: