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...
Saved in:
| Published in: | Вопросы атомной науки и техники |
|---|---|
| Date: | 2007 |
| Main Authors: | , , , , , |
| Format: | Article |
| Language: | Russian |
| Published: |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
2007
|
| Subjects: | |
| Online Access: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/110674 |
| Tags: |
Add Tag
No Tags, Be the first to tag this record!
|
| Journal Title: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Cite this: | 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. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1862642738502041600 |
|---|---|
| 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. |
| 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. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | 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.
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.
|
| first_indexed | 2025-12-01T07:22:13Z |
| format | Article |
| fulltext | |
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-110674 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 1562-6016 |
| language | Russian |
| last_indexed | 2025-12-01T07:22:13Z |
| publishDate | 2007 |
| publisher | Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Брумовский, М. Голованов, В.Н. Раецкий, В.М. Китка, М. Козлов, Д.В. Шевляков, Г.В. 2017-01-05T21:19:48Z 2017-01-05T21:19:48Z 2007 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 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/110674 621.039.53 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. ru Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України Вопросы атомной науки и техники Материалы реакторов на тепловых нейтронах Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора Пластина металу JRQ як модель стінки корпуса реактора JRQ steel plate as a reactor vessel wall dummy Article published earlier |
| spellingShingle | 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 |
| title | Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора |
| title_alt | Пластина металу JRQ як модель стінки корпуса реактора JRQ steel plate as a reactor vessel wall dummy |
| 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_short | Пластина металла JRQ как модель стенки корпуса реактора |
| title_sort | пластина металла jrq как модель стенки корпуса реактора |
| topic | Материалы реакторов на тепловых нейтронах |
| topic_facet | Материалы реакторов на тепловых нейтронах |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/110674 |
| work_keys_str_mv | AT brumovskiim plastinametallajrqkakmodelʹstenkikorpusareaktora AT golovanovvn plastinametallajrqkakmodelʹstenkikorpusareaktora AT raeckiivm plastinametallajrqkakmodelʹstenkikorpusareaktora AT kitkam plastinametallajrqkakmodelʹstenkikorpusareaktora AT kozlovdv plastinametallajrqkakmodelʹstenkikorpusareaktora AT ševlâkovgv plastinametallajrqkakmodelʹstenkikorpusareaktora AT brumovskiim plastinametalujrqâkmodelʹstínkikorpusareaktora AT golovanovvn plastinametalujrqâkmodelʹstínkikorpusareaktora AT raeckiivm plastinametalujrqâkmodelʹstínkikorpusareaktora AT kitkam plastinametalujrqâkmodelʹstínkikorpusareaktora AT kozlovdv plastinametalujrqâkmodelʹstínkikorpusareaktora AT ševlâkovgv plastinametalujrqâkmodelʹstínkikorpusareaktora AT brumovskiim jrqsteelplateasareactorvesselwalldummy AT golovanovvn jrqsteelplateasareactorvesselwalldummy AT raeckiivm jrqsteelplateasareactorvesselwalldummy AT kitkam jrqsteelplateasareactorvesselwalldummy AT kozlovdv jrqsteelplateasareactorvesselwalldummy AT ševlâkovgv jrqsteelplateasareactorvesselwalldummy |