2025-02-23T23:30:47-05:00 DEBUG: VuFindSearch\Backend\Solr\Connector: Query fl=%2A&wt=json&json.nl=arrarr&q=id%3A%22irk-123456789-36926%22&qt=morelikethis&rows=5

2025-02-23T23:30:47-05:00 DEBUG: VuFindSearch\Backend\Solr\Connector: => GET http://localhost:8983/solr/biblio/select?fl=%2A&wt=json&json.nl=arrarr&q=id%3A%22irk-123456789-36926%22&qt=morelikethis&rows=5

2025-02-23T23:30:47-05:00 DEBUG: VuFindSearch\Backend\Solr\Connector: <= 200 OK

2025-02-23T23:30:47-05:00 DEBUG: Deserialized SOLR response

Анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения

На основе анализа результатов численных расчетов напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при моделировании термошока, показано, что использование в расчетах данных о физико-механических свойствах металлов корпуса, представленных в ряде известных нормативных документов, приводит к существенному раз...

Full description

Saved in:

Bibliographic Details
Main Authors:	Ходаковский, А.А., Харченко, В.В., Кобельский, С.В., Кравченко, В.И., Чирков, А.Ю.
Format:	Article
Language:	Russian
Published:	Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренка НАН України 2009
Series:	Надійність і довговічність машин і споруд
Online Access:	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/36926
Tags:	Add Tag No Tags, Be the first to tag this record!

id	irk-123456789-36926
record_format	dspace
spelling	irk-123456789-369262012-08-05T12:09:17Z Анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения Ходаковский, А.А. Харченко, В.В. Кобельский, С.В. Кравченко, В.И. Чирков, А.Ю. На основе анализа результатов численных расчетов напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при моделировании термошока, показано, что использование в расчетах данных о физико-механических свойствах металлов корпуса, представленных в ряде известных нормативных документов, приводит к существенному различию значений коэффициентов интенсивности напряжений и критической температуры хрупкости материала в зависимости от расположения трещины и режима термошока. На основі аналізу результатів чисельних розрахунків напруженості корпусів реакторів ВВЕР АЕС при моделюванні термошоку показано, що використання в розрахунках даних про фізико-механічні властивості металів корпусу, які представлені в ряді відомих нормативних документів, призводить до істотної відмінності значень коефіцієнтів інтенсивності напружень і критичної температури крихкості матеріалу в залежності від розташування тріщини і режиму термошоку. Based on analyzing the calculation results of the stress level in VVER pressure vessels during thermal shock simulation, it is shown that the use in calculations of the data on physical-mechanical properties of pressure vessel steels, which are given in a number of well-known standards, leads to substantial discrepancies between the values of stress intensity factors and critical brittle points of the material depending on the crack location and thermal shock regime. 2009 Article Анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения / А.А. Ходаковский, В.В. Харченко, С.В. Кобельский, В.И. Кравченко, А.Ю. Чирков // Надійність і довговічність машин і споруд. — 2009. — Вип. 32. — С. 169-175. — Бібліогр.: 3 назв. — рос. 0206-3131 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/36926 539.4 ru Надійність і довговічність машин і споруд Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренка НАН України
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
language	Russian
description	На основе анализа результатов численных расчетов напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при моделировании термошока, показано, что использование в расчетах данных о физико-механических свойствах металлов корпуса, представленных в ряде известных нормативных документов, приводит к существенному различию значений коэффициентов интенсивности напряжений и критической температуры хрупкости материала в зависимости от расположения трещины и режима термошока.
format	Article
author	Ходаковский, А.А. Харченко, В.В. Кобельский, С.В. Кравченко, В.И. Чирков, А.Ю.
spellingShingle	Ходаковский, А.А. Харченко, В.В. Кобельский, С.В. Кравченко, В.И. Чирков, А.Ю. Анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения Надійність і довговічність машин і споруд
author_facet	Ходаковский, А.А. Харченко, В.В. Кобельский, С.В. Кравченко, В.И. Чирков, А.Ю.
author_sort	Ходаковский, А.А.
title	Анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения
title_short	Анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения
title_full	Анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения
title_fullStr	Анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения
title_full_unstemmed	Анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения
title_sort	анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ввэр аэс при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения
publisher	Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренка НАН України
publishDate	2009
url	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/36926
citation_txt	Анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения / А.А. Ходаковский, В.В. Харченко, С.В. Кобельский, В.И. Кравченко, А.Ю. Чирков // Надійність і довговічність машин і споруд. — 2009. — Вип. 32. — С. 169-175. — Бібліогр.: 3 назв. — рос.
series	Надійність і довговічність машин і споруд
work_keys_str_mv	AT hodakovskijaa analizčuvstvitelʹnostinaprâžennostikorpusovreaktorovvvéraéspritermošokekizmeneniûmodulâuprugostiikoéfficientatermičeskogorasšireniâ AT harčenkovv analizčuvstvitelʹnostinaprâžennostikorpusovreaktorovvvéraéspritermošokekizmeneniûmodulâuprugostiikoéfficientatermičeskogorasšireniâ AT kobelʹskijsv analizčuvstvitelʹnostinaprâžennostikorpusovreaktorovvvéraéspritermošokekizmeneniûmodulâuprugostiikoéfficientatermičeskogorasšireniâ AT kravčenkovi analizčuvstvitelʹnostinaprâžennostikorpusovreaktorovvvéraéspritermošokekizmeneniûmodulâuprugostiikoéfficientatermičeskogorasšireniâ AT čirkovaû analizčuvstvitelʹnostinaprâžennostikorpusovreaktorovvvéraéspritermošokekizmeneniûmodulâuprugostiikoéfficientatermičeskogorasšireniâ
first_indexed	2023-10-18T17:44:43Z
last_indexed	2023-10-18T17:44:43Z
_version_	1796142368086294528

Анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения

Similar Items