Реєстраційний номер
0213U004236,
0112U001621
, Науково-дослідна робота
Назва роботи
Прогнозування радіаційного ресурсу водо-водяних енергетичних реакторів з урахуванням ефектів радіаційного зміцнення та пластифікації
Назва етапу роботи
Керівник роботи
Котречко Сергій Олексійович,
Дата реєстрації
17-10-2013
Організація виконавець
Інститут металофізики ім. Г. В. Курдюмова НАН України
Опис етапу
Віднайдені закономірності зміни характеристик радіаційного зміцнення, як основного металу, так і металу зварних швів в широкому інтервалі концентрацій легуючих елементів. Розроблено та апробовано дві моделі еволюції преципітатів в умовах термічного відпалу та опромінення. Для корпусного металу реакторів типу ВВЕР-1000 розроблена методика прогнозування максимально допустимої величини флюенсу, яка визначається, як доза опромінення, при якій величина міцності опроміненого металу досягає критичного рівня. Цей рівень визначається з урахуванням параметрів тріщини в стінці корпуса реактора та величини навантаження при аварійному навантаженні (термошоці).
Опис продукції
Для корпусного металу реакторів типу ВВЕР-1000 розроблена методика прогнозування максимально допустимої величини флюенсу, яка визначається, як доза опромінення, при якій величина міцності опроміненого металу досягає критичного рівня. Цей рівень визначається з урахуванням параметрів тріщини в стінці корпуса реактора та величини навантаження при аварійному навантаженні (термошоці). Розроблені методичні рекомендації для моніторингу корпусів реакторів щодо можливості подовження термінів їх експлуатації без використання таких трудомістких і вартісних заходів як відпал корпусу.
Автори роботи
Мєшков Ю.Я.
Мамедов С.О.
Сорока С.Л.
Стеценко Н.М.
Додано/оновлено в НРАТ
2020-04-02
