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...
Збережено в:
| Опубліковано в: : | Надійність і довговічність машин і споруд |
|---|---|
| Дата: | 2009 |
| Автори: | , , , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Russian |
| Опубліковано: |
Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренка НАН України
2009
|
| Онлайн доступ: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/36926 |
| 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: | 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. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-36926 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
Ходаковский, А.А. Харченко, В.В. Кобельский, С.В. Кравченко, В.И. Чирков, А.Ю. 2012-08-05T08:34:56Z 2012-08-05T08:34:56Z 2009 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 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/36926 539.4 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. ru Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренка НАН України Надійність і довговічність машин і споруд Анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения Article published earlier |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| title |
Анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения |
| spellingShingle |
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. |
| 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 |
| author |
Ходаковский, А.А. Харченко, В.В. Кобельский, С.В. Кравченко, В.И. Чирков, А.Ю. |
| author_facet |
Ходаковский, А.А. Харченко, В.В. Кобельский, С.В. Кравченко, В.И. Чирков, А.Ю. |
| publishDate |
2009 |
| language |
Russian |
| container_title |
Надійність і довговічність машин і споруд |
| publisher |
Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренка НАН України |
| format |
Article |
| 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.
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.
|
| issn |
0206-3131 |
| url |
https://nasplib.isofts.kiev.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. |
| work_keys_str_mv |
AT hodakovskiiaa analizčuvstvitelʹnostinaprâžennostikorpusovreaktorovvvéraéspritermošokekizmeneniûmodulâuprugostiikoéfficientatermičeskogorasšireniâ AT harčenkovv analizčuvstvitelʹnostinaprâžennostikorpusovreaktorovvvéraéspritermošokekizmeneniûmodulâuprugostiikoéfficientatermičeskogorasšireniâ AT kobelʹskiisv analizčuvstvitelʹnostinaprâžennostikorpusovreaktorovvvéraéspritermošokekizmeneniûmodulâuprugostiikoéfficientatermičeskogorasšireniâ AT kravčenkovi analizčuvstvitelʹnostinaprâžennostikorpusovreaktorovvvéraéspritermošokekizmeneniûmodulâuprugostiikoéfficientatermičeskogorasšireniâ AT čirkovaû analizčuvstvitelʹnostinaprâžennostikorpusovreaktorovvvéraéspritermošokekizmeneniûmodulâuprugostiikoéfficientatermičeskogorasšireniâ |
| first_indexed |
2025-12-01T11:45:12Z |
| last_indexed |
2025-12-01T11:45:12Z |
| _version_ |
1850860149220048896 |