Влияние истории термомеханического нагружения на напряженность корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке
Представлены результаты расчетов кинетики напряженно-деформированного состояния и
 коэффициентов интенсивности напряжений для поверхностных и поднаплавочных кольцевых
 трещин при моделировании режима аварийного охлаждения активной зоны реактора
 ВВЭР-1000. Методика расчета...
Збережено в:
| Опубліковано в: : | Проблемы прочности |
|---|---|
| Дата: | 2010 |
| Автори: | , , , , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Російська |
| Опубліковано: |
Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України
2010
|
| Теми: | |
| Онлайн доступ: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/111628 |
| 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: | Новый подход к описанию охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации / В.В. Харченко, А.Ю. Чирков, С.В. Кобельский, В.И. Кравченко, В. А. Пиминов, И.Ф. Акбашев // Проблемы прочности. — 2010. — № 1. — С. 7-26. — Бібліогр.: 20 назв. — рос. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1862599964615507968 |
|---|---|
| author | Харченко, В.В. Чирков, А.Ю Кобельский, С.В. Кравченко, В.И. Пиминов, В.А. Акбашев, И.Ф. |
| author_facet | Харченко, В.В. Чирков, А.Ю Кобельский, С.В. Кравченко, В.И. Пиминов, В.А. Акбашев, И.Ф. |
| citation_txt | Новый подход к описанию охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации / В.В. Харченко, А.Ю. Чирков, С.В. Кобельский, В.И. Кравченко, В. А. Пиминов, И.Ф. Акбашев // Проблемы прочности. — 2010. — № 1. — С. 7-26. — Бібліогр.: 20 назв. — рос. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Проблемы прочности |
| description | Представлены результаты расчетов кинетики напряженно-деформированного состояния и
коэффициентов интенсивности напряжений для поверхностных и поднаплавочных кольцевых
трещин при моделировании режима аварийного охлаждения активной зоны реактора
ВВЭР-1000. Методика расчета базируется на смешанной формулировке метода конечных
элементов, обеспечивающей устойчивость численного решения и высокую точность получения результатов как для перемещений, так и для напряжений и деформаций. Выполнен
анализ влияния густоты конечноэлементного разбиения в окрестности вершины поверхностной и поднаплавочной кольцевых трещин на точность и сходимость вычисления параметров механики разрушения при моделировании термошока. Приведены результаты расчетов кинетики коэффициентов интенсивности напряжений с учетом истории термосилового
нагружения и полей остаточных технологических напряжений. Показано, что игнорирование
в расчетах коэффициентов интенсивности напряжений для поднаплавочных трещин истории
упругопластического деформирования и полей остаточных технологических напряжений
может привести к переоценке прочности и ресурса корпуса реактора.
Представлено результати розрахунків кінетики напружено-деформованого
стану та коефіцієнтів інтенсивності напружень для поверхневих і піднаплавних кільцевих тріщин при моделюванні режиму аварійного охолодження активної зони реактора ВВЕР-1000. Методика розрахунку базується на змішаному формулюванні методу скінченних елементів, що забезпечує стійкість
числового розв’язку і високу точність одержання результатів як для переміщень, так і для напружень і деформацій. Проведено аналіз впливу густості
скінченноелементного разбиття в околі вершини поверхневої і піднаплавної
кільцевих тріщин на точність і збіжність обчислення параметрів механіки
руйнування при моделюванні термошоку. Одержано результати розрахунків
кінетики коефіцієнтів інтенсивності напружень з урахуванням історії термосилового навантаження і полів залишкових технологічних напружень. Встановлено, що ігнорування при розрахунку коефіцієнтів інтенсивності напружень для піднаплавних тріщин історії пружно-пластичного деформування і
полів залишкових технологічних напружень може привести до переоцінки
міцності і ресурсу корпусу реактора.
|
| first_indexed | 2025-11-27T23:53:22Z |
| format | Article |
| fulltext | |
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-111628 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 0556-171X |
| language | Russian |
| last_indexed | 2025-11-27T23:53:22Z |
| publishDate | 2010 |
| publisher | Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Харченко, В.В. Чирков, А.Ю Кобельский, С.В. Кравченко, В.И. Пиминов, В.А. Акбашев, И.Ф. 2017-01-13T12:58:46Z 2017-01-13T12:58:46Z 2010 Новый подход к описанию охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации / В.В. Харченко, А.Ю. Чирков, С.В. Кобельский, В.И. Кравченко, В. А. Пиминов, И.Ф. Акбашев // Проблемы прочности. — 2010. — № 1. — С. 7-26. — Бібліогр.: 20 назв. — рос. 0556-171X https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/111628 539.3 Представлены результаты расчетов кинетики напряженно-деформированного состояния и
 коэффициентов интенсивности напряжений для поверхностных и поднаплавочных кольцевых
 трещин при моделировании режима аварийного охлаждения активной зоны реактора
 ВВЭР-1000. Методика расчета базируется на смешанной формулировке метода конечных
 элементов, обеспечивающей устойчивость численного решения и высокую точность получения результатов как для перемещений, так и для напряжений и деформаций. Выполнен
 анализ влияния густоты конечноэлементного разбиения в окрестности вершины поверхностной и поднаплавочной кольцевых трещин на точность и сходимость вычисления параметров механики разрушения при моделировании термошока. Приведены результаты расчетов кинетики коэффициентов интенсивности напряжений с учетом истории термосилового
 нагружения и полей остаточных технологических напряжений. Показано, что игнорирование
 в расчетах коэффициентов интенсивности напряжений для поднаплавочных трещин истории
 упругопластического деформирования и полей остаточных технологических напряжений
 может привести к переоценке прочности и ресурса корпуса реактора. Представлено результати розрахунків кінетики напружено-деформованого
 стану та коефіцієнтів інтенсивності напружень для поверхневих і піднаплавних кільцевих тріщин при моделюванні режиму аварійного охолодження активної зони реактора ВВЕР-1000. Методика розрахунку базується на змішаному формулюванні методу скінченних елементів, що забезпечує стійкість
 числового розв’язку і високу точність одержання результатів як для переміщень, так і для напружень і деформацій. Проведено аналіз впливу густості
 скінченноелементного разбиття в околі вершини поверхневої і піднаплавної
 кільцевих тріщин на точність і збіжність обчислення параметрів механіки
 руйнування при моделюванні термошоку. Одержано результати розрахунків
 кінетики коефіцієнтів інтенсивності напружень з урахуванням історії термосилового навантаження і полів залишкових технологічних напружень. Встановлено, що ігнорування при розрахунку коефіцієнтів інтенсивності напружень для піднаплавних тріщин історії пружно-пластичного деформування і
 полів залишкових технологічних напружень може привести до переоцінки
 міцності і ресурсу корпусу реактора. ru Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України Проблемы прочности Научно-технический раздел Влияние истории термомеханического нагружения на напряженность корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке Article published earlier |
| spellingShingle | Влияние истории термомеханического нагружения на напряженность корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке Харченко, В.В. Чирков, А.Ю Кобельский, С.В. Кравченко, В.И. Пиминов, В.А. Акбашев, И.Ф. Научно-технический раздел |
| title | Влияние истории термомеханического нагружения на напряженность корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке |
| title_full | Влияние истории термомеханического нагружения на напряженность корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке |
| title_fullStr | Влияние истории термомеханического нагружения на напряженность корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке |
| title_full_unstemmed | Влияние истории термомеханического нагружения на напряженность корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке |
| title_short | Влияние истории термомеханического нагружения на напряженность корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке |
| title_sort | влияние истории термомеханического нагружения на напряженность корпусов реакторов ввэр аэс при термошоке |
| topic | Научно-технический раздел |
| topic_facet | Научно-технический раздел |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/111628 |
| work_keys_str_mv | AT harčenkovv vliânieistoriitermomehaničeskogonagruženiânanaprâžennostʹkorpusovreaktorovvvéraéspritermošoke AT čirkovaû vliânieistoriitermomehaničeskogonagruženiânanaprâžennostʹkorpusovreaktorovvvéraéspritermošoke AT kobelʹskiisv vliânieistoriitermomehaničeskogonagruženiânanaprâžennostʹkorpusovreaktorovvvéraéspritermošoke AT kravčenkovi vliânieistoriitermomehaničeskogonagruženiânanaprâžennostʹkorpusovreaktorovvvéraéspritermošoke AT piminovva vliânieistoriitermomehaničeskogonagruženiânanaprâžennostʹkorpusovreaktorovvvéraéspritermošoke AT akbaševif vliânieistoriitermomehaničeskogonagruženiânanaprâžennostʹkorpusovreaktorovvvéraéspritermošoke |