Пошук академічних текстів

Інформація × 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 в НРАТ 2020-04-02 Закрити