Новая парадигма прогнозирования радиационного ресурса корпуса реактора
Получено 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 характерис...
Gespeichert in:
| Veröffentlicht in: | Вопросы атомной науки и техники |
|---|---|
| Datum: | 2011 |
| Hauptverfasser: | , , , |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | Russisch |
| Veröffentlicht: |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
2011
|
| Schlagworte: | |
| Online Zugang: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/111366 |
| Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Zitieren: | Новая 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. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1862745021790289920 |
|---|---|
| author | Котречко, С.А. Мешков, Ю.Я. Неклюдов, И.М. Ревка, В.Н. |
| author_facet | Котречко, С.А. Мешков, Ю.Я. Неклюдов, И.М. Ревка, В.Н. |
| citation_txt | Новая 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. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Вопросы атомной науки и техники |
| description | Получено 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.
Викладено 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.
New 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.
|
| first_indexed | 2025-12-07T20:38:20Z |
| format | Article |
| fulltext | |
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-111366 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 1562-6016 |
| language | Russian |
| last_indexed | 2025-12-07T20:38:20Z |
| publishDate | 2011 |
| publisher | Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Котречко, С.А. Мешков, Ю.Я. Неклюдов, И.М. Ревка, В.Н. 2017-01-09T17:16:23Z 2017-01-09T17:16:23Z 2011 Новая 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. 1562-6016 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/111366 669.15-194; 621.039.53; 621.791.053 Получено 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. Викладено 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. New 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. Работа 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. ru Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України Вопросы атомной науки и техники Материалы реакторов на тепловых нейтронах Новая парадигма прогнозирования радиационного ресурса корпуса реактора Нова парадигма прогнозування радіаційного ресурсу корпусу реактора New paradigm for prediction of radiation life-time of reactor pressure vessel Article published earlier |
| spellingShingle | Новая парадигма прогнозирования радиационного ресурса корпуса реактора Котречко, С.А. Мешков, Ю.Я. Неклюдов, И.М. Ревка, В.Н. Материалы реакторов на тепловых нейтронах |
| title | Новая парадигма прогнозирования радиационного ресурса корпуса реактора |
| title_alt | Нова парадигма прогнозування радіаційного ресурсу корпусу реактора New paradigm for prediction of radiation life-time of reactor pressure vessel |
| title_full | Новая парадигма прогнозирования радиационного ресурса корпуса реактора |
| title_fullStr | Новая парадигма прогнозирования радиационного ресурса корпуса реактора |
| title_full_unstemmed | Новая парадигма прогнозирования радиационного ресурса корпуса реактора |
| title_short | Новая парадигма прогнозирования радиационного ресурса корпуса реактора |
| title_sort | новая парадигма прогнозирования радиационного ресурса корпуса реактора |
| topic | Материалы реакторов на тепловых нейтронах |
| topic_facet | Материалы реакторов на тепловых нейтронах |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/111366 |
| work_keys_str_mv | AT kotrečkosa novaâparadigmaprognozirovaniâradiacionnogoresursakorpusareaktora AT meškovûâ novaâparadigmaprognozirovaniâradiacionnogoresursakorpusareaktora AT neklûdovim novaâparadigmaprognozirovaniâradiacionnogoresursakorpusareaktora AT revkavn novaâparadigmaprognozirovaniâradiacionnogoresursakorpusareaktora AT kotrečkosa novaparadigmaprognozuvannâradíacíinogoresursukorpusureaktora AT meškovûâ novaparadigmaprognozuvannâradíacíinogoresursukorpusureaktora AT neklûdovim novaparadigmaprognozuvannâradíacíinogoresursukorpusureaktora AT revkavn novaparadigmaprognozuvannâradíacíinogoresursukorpusureaktora AT kotrečkosa newparadigmforpredictionofradiationlifetimeofreactorpressurevessel AT meškovûâ newparadigmforpredictionofradiationlifetimeofreactorpressurevessel AT neklûdovim newparadigmforpredictionofradiationlifetimeofreactorpressurevessel AT revkavn newparadigmforpredictionofradiationlifetimeofreactorpressurevessel |