Тригубенко О. В. Ефект зниження ударної в'язкості металу корпусів реакторів ВВЕР в умовах понадпроектної експлуатації : автореф. дис. ... канд. техн. наук : 05.14.14 / О. В. Тригубенко; Національна академія наук України, Інститут ядерних досліджень. - Київ, 2020. - 20 c. - укp.Виконано аналіз ефекту зниження ударної в'язкості сталей корпусів реакторів ВВЕР-1000 та повторно опромінених сталей КР (корпус реактора) ВВЕР-440 в умовах довгострокової експлуатації. Зазначено, що дослідження базувалося на результатах, отриманих при реалізації програм зразків-свідків для корпусів ВВЕР. Зразки опромінено в енергетичних реакторах до флюенсів швидких нейтронів, що відповідають періоду експлуатації корпусів реакторів у понад 60 років. Проаналізовано зниження в'язких властивостей корпусних сталей під впливом опромінення, для сталей КР ВВЕР-1000 емпірично показано наявність кореляції ударної в'язкості з іншими параметрами, такими як поперечне розширення зразка після руйнування та границя текучості сталі. Для матеріалів КР ВВЕР-440, повторно опромінених після відновлювального відпалу, за зміною положення верхнього шельфу температурної залежності ударної в'язкості прослідковано зниження в'язких властивостей та показано вплив вмісту фосфору у металі ЗШ (зварний шов) на енергію верхнього шельфу. Також продемонстровано, що для матеріалів з низьким значенням верхнього шельфу може спостерігатися штучне завищення температури крихкості та невиправдане обмеження ресурсу КР. Індекс рубрикатора НБУВ: З46-034
Рубрики:
Шифр НБУВ: РА447057 Пошук видання у каталогах НБУВ
Повний текст Автореферати дисертацій Додаткова інформація про автора(ів) публікації: (cписок формується автоматично, до списку можуть бути включені персоналії з подібними іменами або однофамільці) ![](/irbis_nbuv/images/info.png) Якщо, ви не знайшли інформацію про автора(ів) публікації, маєте бажання виправити або відобразити більш докладну інформацію про науковців України запрошуємо заповнити "Анкету науковця"
|