Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора

• Дата: 2007
• Автори: Брумовский, М., Голованов, В.Н., Раецкий, В.М., Китка, М., Козлов, Д.В., Шевляков, Г.В.
• Формат: Стаття
• Мова: Russian
• Опубліковано: Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України 2007
• Назва видання: Вопросы атомной науки и техники
• Теми: Материалы реакторов на тепловых нейтронах
• Онлайн доступ: http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/110674
• Назва журналу: Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
• Цитувати: Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора / М. Брумовский, В.Н. Голованов, В.М. Раецкий, М. Китка, Д.В. Козлов, Г.В. Шевляков // Вопросы атомной науки и техники. — 2007. — № 2. — С. 113-118. — Бібліогр.: 15 назв. — рос.

Результаты испытания облученных образцов металла JRQ показывают, что слой металла, в котором достигается наибольшее значение критической температуры хрупкости TkF, находится в середине «стенки корпуса реактора». Для «однородного металла JRQ», взятого из внутренней части плиты, наибольшее значение TkF достигается на «внутренней поверхности корпуса реактора». Ослабление радиационного повреждения металла JRQ на «толщине стенки корпуса реактора» зависит от исходного состояния металла: для внешних слоев ослабление равно ~ 65ºС, для внутренних слоев ~ 42ºС. Ранжирование моделей изменения TkF и поглощенной энергии верхнего шельфа возможно в интервалах флюенса нейтронов (Е>1 МэВ) <0,3∙10¹⁹см⁻² и >4∙10¹⁹см-⁻². Результаты показывают важность учета состояния металла, ослабления потока и изменения энергетического спектра реакторных излучений на толщине корпуса реактора при проведении аттестационных экспериментов и уточнении времени эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР.