Книжкові видання та компакт-диски Журнали та продовжувані видання Автореферати дисертацій Реферативна база даних Наукова періодика України Тематичний навігатор Авторитетний файл імен осіб
|
Для швидкої роботи та реалізації всіх функціональних можливостей пошукової системи використовуйте браузер "Mozilla Firefox" |
|
|
Повнотекстовий пошук
Пошуковий запит: (<.>A=Revka V$<.>) |
Загальна кількість знайдених документів : 2
Представлено документи з 1 до 2
|
1. |
Revka V. M. Different approaches to estimation of reactor pressure vessel material embrittlement [Електронний ресурс] / V. M. Revka, L. I. Chyrko, Yu. V. Chaikovskiy, O. V. Trygubenko // Ядерна фізика та енергетика. - 2013. - Т. 14, № 1. - С. 38-41. - Режим доступу: http://nbuv.gov.ua/UJRN/yadf_2013_14_1_8 Дані зразків-свідків для корпусу реактора ВВЕР-1000 промислової АЕС, що експлуатується в Україні, використано для оцінки ступеня окрихчування матеріалів. Проаналізовано результати випробувань на ударний вигин і в'язкість руйнування для матеріалів корпусу реактора напроти активної зони (основний метал і метал зварного шва). Результати випробувань на в'язкість руйнування оброблено згідно з вимогами стандарту ASTM 1921-05. Зразки Шарпі з тріщиною випробувано для того, щоб оцінити зсув референсної температури T0 внаслідок опромінення. Максимальний зсув T0 84 градуси за Цельсієм. Використовуючи дані щодо в'язкості руйнування, визначено коефіцієнти радіаційного окрихчування AF для досліджених матеріалів. Коефіцієнти AF оцінено на підставі даних щодо зсуву кривої Шарпі (<$E DELTA T sub roman F>). Порівняння значень AF, одержаних згідно з різними підходами, показало, що існує узгодженість між радіаційними зсувами кривої Шарпі та в'язкості руйнування для металу зварного шва з підвищеним вмістом нікелю (1,88 % мас.). Отже, дані випробувань на ударний вигин можна використовувати для оцінки зсуву кривої в'язкості руйнування та ступеня окрихчування. Виявлено, що ступінь радіаційного окрихчування зварного шва є вищою в порівнянні з проектною величиною. Підвищене окрихчування, скоріше за все, обумовлено одночасно високою концентрацією нікелю та марганцю в металі шва.
| 2. |
Holiak M. Possibility of a life-time extension for WWER-1000 reactor pressure vessels beyond the design period [Електронний ресурс] / M. Holiak, V. Revka, L. Chyrko, O. Trygubenko, Yu. Chaikovsky // Праці Одеського політехнічного університету. - 2020. - Вип. 1. - С. 103-108. - Режим доступу: http://nbuv.gov.ua/UJRN/Popu_2020_1_13 Подовження проектного терміну експлуатації корпусів реакторів діючих в Україні атомних електростанцій із реакторами типу ВВЕР-1000 є актуальним питанням сьогодення. Для подовження терміну експлуатації в понадпроектний період необхідно оцінити механічні властивості та критичну температуру крихкості TK матеріалу корпусу реактора, а також виконати розрахунки на опір крихкому руйнуванню. Для контролю за змінами механічних властивостей використовуються результати випробувань зразків-свідків, які виготовлені з того ж металу, що і корпус реактора. На сьогоднішній день отримано дозові залежності температури TK металу зварних швів у діапазоні флюенсів швидких (E >>= 0,5 МеВ) нейтронів (F), що відповідають терміну експлуатації корпусу реактора більше 40 років. Проведено аналіз даних зразків-свідків для корпусів реакторів ВВЕР-1000, зварні шви яких мають підвищений вміст нікелю та марганцю і схильні до значного радіаційного окрихчування. Зразки-свідки опромінено в діапазоні флюенсів, максимальне значення якого перевищує проектний флюенс нейтронів 57 x 10<^>22 м<^>-2. Аналіз показав, що експериментальні залежності температури TK від флюенсу нейтронів для зварних швів узгоджуються з проектною моделлю окрихчування з показником ступеня 1/3. Результати порівняння критичної температури крихкості з максимально допустимим значенням <$E T sub K sup a> свідчать про можливість подовження терміну безпечної експлуатації корпусів реакторів ВВЕР-1000 у понадпроектний період.
|
|
|