Головна Головна -> Реферати українською -> Дисертації та автореферати -> ОЦІНКА В’ЯЗКОСТІ РУЙНУВАННЯ КОРПУСНИХ СТАЛЕЙ РЕАКТОРА ВВЕР-1000: ДОСВІД ДОСЛІДЖЕННЯ ЗРАЗКІВ-СВІДКІВ

ОЦІНКА В’ЯЗКОСТІ РУЙНУВАННЯ КОРПУСНИХ СТАЛЕЙ РЕАКТОРА ВВЕР-1000: ДОСВІД ДОСЛІДЖЕННЯ ЗРАЗКІВ-СВІДКІВ

Назва:
ОЦІНКА В’ЯЗКОСТІ РУЙНУВАННЯ КОРПУСНИХ СТАЛЕЙ РЕАКТОРА ВВЕР-1000: ДОСВІД ДОСЛІДЖЕННЯ ЗРАЗКІВ-СВІДКІВ
Тип:
Реферат
Мова:
Українська
Розмiр:
18,01 KB
Завантажень:
86
Оцінка:
 
поточна оцінка 5.0


Скачати цю роботу безкоштовно
Пролистати роботу: 1  2  3  4  5  6  7  8  9  10  11  12 
Національний науковий центр
“Харківський фізико-технічний інститут”
РЕВКА Володимир Миколайович
УДК 621.039.5
ОЦІНКА В’ЯЗКОСТІ РУЙНУВАННЯ КОРПУСНИХ СТАЛЕЙ РЕАКТОРА ВВЕР-1000:
ДОСВІД ДОСЛІДЖЕННЯ ЗРАЗКІВ-СВІДКІВ
01.04.21 – радіаційна фізика та ядерна безпека
Автореферат дисертації на здобуття наукового ступеня
кандидата фізико-математичних наук
Харків – 2003


Дисертацією є рукопис.
Робота виконана в Інституті ядерних досліджень НАН України, м. Київ.
Науковий керівник доктор фізико-математичних наук, професор
Гринік Едуард Улянович,
Інститут ядерних досліджень НАН України,
завідувач відділом радіаційного матеріалознавства.
Офіційні опоненти: доктор фізико-математичних наук,
Воєводін Віктор Миколайович,
Інститут фізики твердого тіла, матеріалознавства і
технологій ННЦ “Харківський фізико - технічний інститут”начальник відділу
доктор технічних наук,
Новогрудський Леонід Самуїлович,
Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренко НАН України,
провідний науковий співробітник.
Провідна установа Державний науково-технічний центр з ядерної та
радіаційної безпеки Державного комітету ядерного
регулювання України, відділення конструкційної
надійності та матеріалів ЯУ, м. Київ.
Захист відбудеться 22 вересня 2003 р. о 16.00 годині на засіданні спеціалізованої вченої ради Д64.845.01 при Національному науковому центрі “Харківський фізико - технічний інститут” за адресою: 310108, м. Харків, вул. Академічна, .
З дисертацією можна ознайомитись у бібліотеці Національного наукового центру “Харківський фізико - технічний інститут” за адресою: 310108, м. Харків,
вул. Академічна, 1.
Автореферат розісланий 20 серпня 2003 р.
Вчений секретар
спеціалізованої вченої ради
Айзацький М.І.


ЗАГАЛЬНА ХАРАКТЕРИСТИКА РОБОТИ
Актуальність теми. На даний час в Україні знаходиться в експлуатації 11 ядерних реакторів типу ВВЕР-1000. Основною матеріалознавчою проблемою енергетичного реактора даного типу є деградація в’язкості руйнування корпусних матеріалів внаслідок впливу нейтронного опромінення, яка проявляється у зсуві температури крихкості в бік підвищених температур. Особливо гостро ця проблема стоїть для корпусів реакторів (КР), зварні шви (ЗШ) яких мають підвищений вміст нікелю.
Нормативні залежності для прогнозу величини зсуву температури крихкості корпусних матеріалів реактора типу ВВЕР-1000, ґрунтуються, головним чином, на результатах, отриманих на опромінених в дослідницьких реакторах зразках. Такі результати, як виявилось в останні декілька років, не завжди коректно характеризують зміни характеристик в’язкості руйнування металу КР в умовах довготривалого опромінення в енергетичному реакторі внаслідок відмінностей у густині потоку нейтронів.
На час атестації металу КР вважалось, що чутливість до нейтронного опромінення сталей з вкрай малим вмістом домішок міді та фосфору не залежить від концентрації атомів нікелю. По цій причині нормативний підхід до оцінки величини температурного зсуву не враховує знайдений в останні роки ефект нікелю. Крім того, результати випробувань зразків-свідків (ЗС) продемонстрували, що чутливість зварних швів КР типу ВВЕР-1000 до нейтронного опромінення визначається не тільки нікелем, і що для пояснення картини радіаційного окрихчування матеріалів необхідно враховувати вплив інших легуючих елементів. Таким чином, дослідження ЗС дають унікальну можливість відповісти на запитання, чи коректно нормативні дозові залежності зсуву температури крихкості характеризують поведінку корпусних сталей в умовах довготривалого опромінення.
Ще однією важливою проблемою для реакторів типу ВВЕР-1000 вважається достовірне визначення в’язкості руйнування конструкційних матеріалів корпусу реактора. До теперішнього часу в’язкість руйнування корпусних матеріалів оцінюється за допомогою кореляційного методу, що ґрунтується на результатах динамічних випробувань зразків типу Шарпі. Як виявилось, непряме визначення в’язкості в деяких випадках суттєво занижує параметри тріщиностійкості, що може привести до неоправданих обмежень в експлуатаційних режимах та радіаційному ресурсі КР.

Завантажити цю роботу безкоштовно
Пролистати роботу: 1  2  3  4  5  6  7  8  9  10  11  12 



Реферат на тему: ОЦІНКА В’ЯЗКОСТІ РУЙНУВАННЯ КОРПУСНИХ СТАЛЕЙ РЕАКТОРА ВВЕР-1000: ДОСВІД ДОСЛІДЖЕННЯ ЗРАЗКІВ-СВІДКІВ

BR.com.ua © 1999-2017 | Реклама на сайті | Умови використання | Зворотній зв'язок