Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора

Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора

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 Tk...

Повний опис

Збережено в:
Бібліографічні деталі
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
Теги: Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
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.

Репозитарії

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
id irk-123456789-110674
record_format dspace
spelling irk-123456789-1106742017-01-06T03:03:49Z Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора Брумовский, М. Голованов, В.Н. Раецкий, В.М. Китка, М. Козлов, Д.В. Шевляков, Г.В. Материалы реакторов на тепловых нейтронах 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. Результати випробування опромінених зразків металу JRQ показують, що шар металу, у якому досягається найбільше значення критичної температури крихкості Tk, перебуває в середині «стінки корпуса реактора». Для «однорідного металу JRQ», узятого із внутрішньої частини плити, найбільше значення Tk досягається на «внутрішній поверхні корпуса реактора». Ослаблення радіаційного ушкодження металу JRQ на «товщині стінки корпуса реактора» залежить від вихідного стану металу: для зовнішніх шарів ослаблення дорівнює 65ºС, для внутрішніх шарів 42ºС. Ранжирування моделей зміни Tk і поглиненої енергії верхнього шельфу можливо в інтервалах флюенса нейтронів (Е>1 Мев) <0,3·10¹⁹см⁻². і >4·10¹⁹см⁻².. Результати показують важливість обліку стану металу, ослаблення потоку й зміни енергетичного спектра реакторних випромінювань на товщині корпуса реактора при проведенні атестаційних експериментів і уточненні часу експлуатації корпусів реакторів ВВЕР. Results of testing of the irradiated JRQ steel specimens show that a steel layer, where the highest critical embrittlement temperature TkF is achieved, is located in the middle of the “reactor vessel wall”. As for the “homogeneous JRQ steel“ taken from the inner part of the plate the highest TkF value is achieved on the “inner surface of the reactor vessel”. Reduction of radiation damage of the JRQ steel through out the wall of the reactor vessel depends on the initial steel condition: reduction for the outer and inner layers makes up respectively~ 65ºС and ~ 42ºС. It is possible to range change of TkF and absorbed energy of the upper shelf within the neutron fluence (Е>1 MeV) <0,3∙10¹⁹cm⁻² and >4∙10¹⁹cm⁻². Results show that it is important to take into account the steel state, flow attenuation and change of the reactor emission energy spectrum through out the wall of the reactor vessel during certification experiments and for specification of lifetime of the WWER vessels. 2007 Article 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. 1562-6016 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/110674 621.039.53 ru Вопросы атомной науки и техники Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
institution Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection DSpace DC
language Russian
topic Материалы реакторов на тепловых нейтронах
Материалы реакторов на тепловых нейтронах
spellingShingle Материалы реакторов на тепловых нейтронах
Материалы реакторов на тепловых нейтронах
Брумовский, М.
Голованов, В.Н.
Раецкий, В.М.
Китка, М.
Козлов, Д.В.
Шевляков, Г.В.
Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора
Вопросы атомной науки и техники
description 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.
format Article
author Брумовский, М.
Голованов, В.Н.
Раецкий, В.М.
Китка, М.
Козлов, Д.В.
Шевляков, Г.В.
author_facet Брумовский, М.
Голованов, В.Н.
Раецкий, В.М.
Китка, М.
Козлов, Д.В.
Шевляков, Г.В.
author_sort Брумовский, М.
title Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора
title_short Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора
title_full Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора
title_fullStr Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора
title_full_unstemmed Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора
title_sort пластина металла jrq как модель стенки корпуса реактора
publisher Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
publishDate 2007
topic_facet Материалы реакторов на тепловых нейтронах
url http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/110674
citation_txt 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.
series Вопросы атомной науки и техники
work_keys_str_mv AT brumovskijm plastinametallajrqkakmodelʹstenkikorpusareaktora
AT golovanovvn plastinametallajrqkakmodelʹstenkikorpusareaktora
AT raeckijvm plastinametallajrqkakmodelʹstenkikorpusareaktora
AT kitkam plastinametallajrqkakmodelʹstenkikorpusareaktora
AT kozlovdv plastinametallajrqkakmodelʹstenkikorpusareaktora
AT ševlâkovgv plastinametallajrqkakmodelʹstenkikorpusareaktora
first_indexed 2023-10-18T20:22:33Z
last_indexed 2023-10-18T20:22:33Z
_version_ 1796149696557744128

Схожі ресурси