Оценка деградации механических свойств материалов реакторов и трубопроводов АЭС в процессе эксплуатации

Оценка деградации механических свойств материалов реакторов и трубопроводов АЭС в процессе эксплуатации

Проведено экспериментальное исследование по влиянию эксплуатационных факторов на статическую и циклическую прочность корпусов реакторов и трубопроводов АЭС. Представлены результаты анализа характеристик трещиностойкости основного материала и сварных соединений реактора ВВЭР-1000 (сталь 15Х2НМФА)...

Повний опис

Збережено в:
Бібліографічні деталі
Опубліковано в: :Проблемы прочности
Дата:2004
Автори: Карзов, Г.П., Тимофеев, Б.Т., Чернаенко, Т.А.
Формат: Стаття
Мова:Russian
Опубліковано: Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України 2004
Теми:
Научно-технический раздел
Онлайн доступ:https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/47048
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:Оценка деградации механических свойств материалов реакторов и трубопроводов АЭС в процессе эксплуатации / Г.П. Карзов, Б.Т. Тимофеев, Т.А. Чернаенко // Проблемы прочности. — 2004. — № 1. — С. 100-105. — Бібліогр.: 12 назв. — рос.

Репозитарії

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
id nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-47048
record_format dspace
spelling Карзов, Г.П.
Тимофеев, Б.Т.
Чернаенко, Т.А.
2013-07-09T05:29:42Z
2013-07-09T05:29:42Z
2004
Оценка деградации механических свойств материалов реакторов и трубопроводов АЭС в процессе эксплуатации / Г.П. Карзов, Б.Т. Тимофеев, Т.А. Чернаенко // Проблемы прочности. — 2004. — № 1. — С. 100-105. — Бібліогр.: 12 назв. — рос.
0556-171X
https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/47048
539.4
Проведено экспериментальное исследование по влиянию эксплуатационных факторов на статическую и циклическую прочность корпусов реакторов и трубопроводов АЭС. Представлены результаты анализа характеристик трещиностойкости основного материала и сварных соединений реактора ВВЭР-1000 (сталь 15Х2НМФА) при усталостном разрушении. Изучены механизмы теплового старения сталей трубопроводной системы АЭС в условиях длительной эксплуатации (до 10 тыс. ч).
Проведено експериментальне дослідження щодо впливу експлуатаційних чинників на статичну і циклічну міцність корпусів реакторів і трубопроводів АЕС. Представлено результати аналізу характеристик тріщиностійкості основного матеріалу і зварних з ’єднань реактора ВВЕР-1000 (сталь 15Х2НМФА) при руйнуванні від утомленості. Розглянуто механізми теплового старіння сталей трубопровідної системи АЕС в умовах тривалої експлуатації (до 10 тис. годин).
Experimental research into the effect of operational factors on static and cyclic strength of NPP reactor pressure vessels and pipelines is conducted. The results are presented and analyzed on variation under fatigue conditions of fracture toughness characteristics of the base and weld material of WWER-1000 reactors manufactured from 15Kh2NMFA steel. Study of heat aging mechanisms in static long-term loading (up to 10,000 h) have been also performed for NPP pipeline steels.
ru
Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України
Проблемы прочности
Научно-технический раздел
Оценка деградации механических свойств материалов реакторов и трубопроводов АЭС в процессе эксплуатации
Assessment of In-Service Degradation of Mechanical Properties for Materials of NPP Reactors and Pipelines
Article
published earlier
institution Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection DSpace DC
title Оценка деградации механических свойств материалов реакторов и трубопроводов АЭС в процессе эксплуатации
spellingShingle Оценка деградации механических свойств материалов реакторов и трубопроводов АЭС в процессе эксплуатации
Карзов, Г.П.
Тимофеев, Б.Т.
Чернаенко, Т.А.
Научно-технический раздел
title_short Оценка деградации механических свойств материалов реакторов и трубопроводов АЭС в процессе эксплуатации
title_full Оценка деградации механических свойств материалов реакторов и трубопроводов АЭС в процессе эксплуатации
title_fullStr Оценка деградации механических свойств материалов реакторов и трубопроводов АЭС в процессе эксплуатации
title_full_unstemmed Оценка деградации механических свойств материалов реакторов и трубопроводов АЭС в процессе эксплуатации
title_sort оценка деградации механических свойств материалов реакторов и трубопроводов аэс в процессе эксплуатации
author Карзов, Г.П.
Тимофеев, Б.Т.
Чернаенко, Т.А.
author_facet Карзов, Г.П.
Тимофеев, Б.Т.
Чернаенко, Т.А.
topic Научно-технический раздел
topic_facet Научно-технический раздел
publishDate 2004
language Russian
container_title Проблемы прочности
publisher Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України
format Article
title_alt Assessment of In-Service Degradation of Mechanical Properties for Materials of NPP Reactors and Pipelines
description Проведено экспериментальное исследование по влиянию эксплуатационных факторов на статическую и циклическую прочность корпусов реакторов и трубопроводов АЭС. Представлены результаты анализа характеристик трещиностойкости основного материала и сварных соединений реактора ВВЭР-1000 (сталь 15Х2НМФА) при усталостном разрушении. Изучены механизмы теплового старения сталей трубопроводной системы АЭС в условиях длительной эксплуатации (до 10 тыс. ч). Проведено експериментальне дослідження щодо впливу експлуатаційних чинників на статичну і циклічну міцність корпусів реакторів і трубопроводів АЕС. Представлено результати аналізу характеристик тріщиностійкості основного матеріалу і зварних з ’єднань реактора ВВЕР-1000 (сталь 15Х2НМФА) при руйнуванні від утомленості. Розглянуто механізми теплового старіння сталей трубопровідної системи АЕС в умовах тривалої експлуатації (до 10 тис. годин). Experimental research into the effect of operational factors on static and cyclic strength of NPP reactor pressure vessels and pipelines is conducted. The results are presented and analyzed on variation under fatigue conditions of fracture toughness characteristics of the base and weld material of WWER-1000 reactors manufactured from 15Kh2NMFA steel. Study of heat aging mechanisms in static long-term loading (up to 10,000 h) have been also performed for NPP pipeline steels.
issn 0556-171X
url https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/47048
citation_txt Оценка деградации механических свойств материалов реакторов и трубопроводов АЭС в процессе эксплуатации / Г.П. Карзов, Б.Т. Тимофеев, Т.А. Чернаенко // Проблемы прочности. — 2004. — № 1. — С. 100-105. — Бібліогр.: 12 назв. — рос.
work_keys_str_mv AT karzovgp ocenkadegradaciimehaničeskihsvoistvmaterialovreaktorovitruboprovodovaésvprocesseékspluatacii
AT timofeevbt ocenkadegradaciimehaničeskihsvoistvmaterialovreaktorovitruboprovodovaésvprocesseékspluatacii
AT černaenkota ocenkadegradaciimehaničeskihsvoistvmaterialovreaktorovitruboprovodovaésvprocesseékspluatacii
AT karzovgp assessmentofinservicedegradationofmechanicalpropertiesformaterialsofnppreactorsandpipelines
AT timofeevbt assessmentofinservicedegradationofmechanicalpropertiesformaterialsofnppreactorsandpipelines
AT černaenkota assessmentofinservicedegradationofmechanicalpropertiesformaterialsofnppreactorsandpipelines
first_indexed 2025-11-28T19:10:35Z
last_indexed 2025-11-28T19:10:35Z
_version_ 1850854056279408640

Схожі ресурси