📖 Трубы давления ядерных реакторов. Оценка допустимых трещин.

Представлена информация о строении активных зон, основных параметрах и условиях эксплуатации труб давления водоохлаждаемых атомных (ядерных) энергетических реакторов канального типа. Обобщены современные представления о разрушении реакторных труб давления из сплава Zr-2,5%Nb по наиболее опасному для них механизму замедленного гидридного растрескивания (ЗГР). С учетом требований российских и зарубежных нормативных документов оценены допустимые размеры (длина и глубина) трещин в трубах давления канадских реакторов C,U, индийских реакторов PHWR и российских реакторов РБМК-1000. Издание имеет статус препринта и предназначено для студентов, аспирантов, инженеров и научно-технических работников, специализирующихся в области ядерной техники и реакторного материаловедения.