Зображення обкладинки

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...

Повний опис

Збережено в:
Бібліографічні деталі
Опубліковано в: :Надійність і довговічність машин і споруд
Дата:2009
Автори: Ходаковский, А.А., Харченко, В.В., Кобельский, С.В., Кравченко, В.И., Чирков, А.Ю.
Формат: Стаття
Мова:Російська
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
_version_ 1862646889682305024
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.
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.
collection DSpace DC
container_title Надійність і довговічність машин і споруд
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.
first_indexed 2025-12-01T11:45:12Z
format Article
fulltext
id nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-36926
institution Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
issn 0206-3131
language Russian
last_indexed 2025-12-01T11:45:12Z
publishDate 2009
publisher Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренка НАН України
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
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 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_short 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
url https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/36926
work_keys_str_mv AT hodakovskiiaa analizčuvstvitelʹnostinaprâžennostikorpusovreaktorovvvéraéspritermošokekizmeneniûmodulâuprugostiikoéfficientatermičeskogorasšireniâ
AT harčenkovv analizčuvstvitelʹnostinaprâžennostikorpusovreaktorovvvéraéspritermošokekizmeneniûmodulâuprugostiikoéfficientatermičeskogorasšireniâ
AT kobelʹskiisv analizčuvstvitelʹnostinaprâžennostikorpusovreaktorovvvéraéspritermošokekizmeneniûmodulâuprugostiikoéfficientatermičeskogorasšireniâ
AT kravčenkovi analizčuvstvitelʹnostinaprâžennostikorpusovreaktorovvvéraéspritermošokekizmeneniûmodulâuprugostiikoéfficientatermičeskogorasšireniâ
AT čirkovaû analizčuvstvitelʹnostinaprâžennostikorpusovreaktorovvvéraéspritermošokekizmeneniûmodulâuprugostiikoéfficientatermičeskogorasšireniâ

Схожі ресурси