Расчет элементов конструкций из разномодульных армированных материалов с учетом воздействия радиационных сред тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.23.17, кандидат технических наук Матора, Алексей Викторович

• Матора, Алексей Викторович
• кандидат технических наук
• 2003

Оглавление диссертации кандидат технических наук Матора, Алексей Викторович

ОСНОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ.

ВВЕДЕНИЕ.

1. ОБЗОР, И АНАЛИЗ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ДАННЫХ ПО ВЛИЯНИЮ РАДИАЦИОННЫХ СРЕД НА ПОВЕДЕНИЕ МАТЕРИАЛОВ И КОНСТРУКЦИЙ. МЕТОДЫ ПОСТРОЕНИЯ РАСЧЁТНЫХ СХЕМ.

1.1. Радиационные среды и некоторые особенности их воздействия на материалы и конструкции.

1.1.1. Воздействие радиационных сред на конструкции железобетонных и металлических ёмкостей, предназначенных для хранения радиоактивных отходов.

1.1.2. Основные дифференциальные и интегральные характеристики поля радиационного излучения, воздействующего на материал конструкции.

1.1.3. Характеристики параметров, определяющих радиационное воздействие на материалы и элементы конструкций.

1.2. Влияние радиационных сред на прочностные и деформационные характеристики материалов.

1.2.1. О методике проведения экспериментов по изучению влияния облучения на механические свойства бетонов.

1.2.2. Влияние радиационного облучения на механические характеристики бетонов.

1.2.2.1. Линейные деформации бетонов.

1.2.2.2. Прочность и модуль упругости бетонов. ломом.

1.2.4. Анализ экспериментальных исследований по бетонам и конструкций из них.

1.3. Влияние радиационных сред на механические характеристики металлов.

1.3.1. Основные эффекты, вызванные нейтронным облучением определяющие работоспособность конструкционных металлов.

1.3.2. Влияние облучения на кратковременные механические характеристики.

1.3.2.1. Диаграмма растяжения и изменение модуля упругости металлов под влиянием нейтронного облучения.

1.3.2.2 Изменение условного предела текучести, предела прочности при нейтронном облучении нержавеющих сталей.

1.3.2.3. Изменение характеристик кратковременной прочности в зависимости от температуры.

1.3.2.4. Изменение пластических свойств сталей и сплавов под влиянием нейтронного облучения.

1.3.2.5. Высокотемпературное радиационное охрупчивание сталей.

1.3.2.6. Низкотемпературное радиационное охрупчивание сталей.

1.3.3. Влияние облучения на длительные механические характеристики.

1.3.3.1. Зависимость радиационного распухания конструкционных сталей от дозы и температуры облучения.

1.3.3.2. О методике проведения экспериментов по изучению влияния облучения на сопротивление ползучести и длительную прочность.

1.3.3.3. Изменения сопротивления ползучести облучаемых сталей и сплавов.

1.3.3.4. Длительная прочность облучённых сталей и сплавов.

1.3.3.5. Влияние вида напряжённого состояния на длительную прочность стали в условиях реакторного облучения.

1.4. Расчётные схемы и методы расчёта, используемые в задачах строительной механики конструкций, взаимодействующих с радиационными средами.

ВЫВОДЫ ПО 1 ГЛАВЕ.

2. МОДЕЛИРОВАНИЕ НАПРЯЖЕННО-ДЕФОРМИРОВАННОГО СОСТОЯНИЯ ЭЛЕМЕНТОВ КОНСТРУКЦИЙ С УЧЁТОМ ВОЗДЕЙСТВИЯ РАДИАЦИОННЫХ СРЕД.

2.1. Математическое моделирование процесса деформирования и разрушения элементов конструкций с учётом радиационных эффектов.

2.1.1. О существующих подходах к описанию поведения элементов конструкций с учётом совместного воздействия радиационных и агрессивных сред.

2.1.2. Модель деформирования элемента конструкции с учётом воздействия радиационных сред.

2.1.3. Параметры, описывающие процесс разрушения элемента конструкции, подверженного воздействию радиационных сред.

2.1.4. Модели, описывающие изменение дозы облучения (флюенса) нейтронного потока по объему конструкции.

2.1.5. Модели, описывающие изменение радиационных деформаций.

2.2. Построение модели деформирования материалов с учётом воздействия радиационных сред.

2.3. Физические соотношения для случая сложного напряженного состояния.

2.4. Модель деформирования толстостенной цилиндрической оболочки из нелинейного материала в условиях радиационного воздействия и неравномерного поля температур.

2.5. Верификация построенной модели деформирования толстостенной цилиндрической оболочки.

2.6. Деформирование и долговечность изгибаемого бруса в условиях радиационного облучения.

2.7. Модель деформирования армированного конструктивного элемента, находящегося в плоском напряженном состоянии и подвергающегося радиационному облучению.

2.7.1. Физические соотношения для дисперсно-армированного материала (фибробетона).

2.7.2. Физические соотношения для направленно армированного материала (железобетона).

2.S. Методика идентификации построенных моделей по экспериментальным данным.

2.8.1. Определение коэффициентов модели для фибробетона.

2.8.2. Определение коэффициентов модели для бетона.

2.9. Разрешающее уравнение фибробетонной пластины в условиях радиационного облучения.

2.10. Осесимметричное деформирование направленно армированной оболочки в условиях радиационного облучения.

ВЫВОДЫ ПО 2 ГЛАВЕ.

3. ЧИСЛЕННОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ НАПРЯЖЕННОГО ДЕФОРМИРОВАННОГО СОСТОЯНИЯ ЭЛЕМЕНТОВ КОНСТРУКЦИЙ В УСЛОВИЯХ РАДИАЦИОННОГО ОБЛУЧЕНИЯ.

3.1. Сводка основных уравнений для расчёта прямоугольной дисперсно-армированной пластины с учётом радиационного облучения.

3.2. Методология и алгоритм расчёта пластины при действии нагрузки и радиационного облучения.

3.3. Применения метода сеток к решению разрешающего дифференциального уравнения пластинки.

3.4. Верификация задачи расчёта нелинейной разномодульной пластины.

3.5. Анализ напряжённо-деформированного состояния прямоугольной фибробетонной пластины в условиях радиационного облучения.

3.5.1. Анализ результатов расчёта пластины при совместном действии нагрузки и радиационного облучения в случае, когда радиация действует на верхнюю сторону пластины.

3.5.2. Анализ результатов расчёта пластины под действием нагрузки и радиационного облучения для случая, когда радиация действует на нижнюю сторону пластины.

3.5.3. Анализ результатов расчета пластины, лежащей на упругом основании, под действием нагрузки и радиационного облучения.

3.5.4. Анализ результатов расчета пластины под действием неравномерной нагрузки и радиационного облучения.

ВЫВОДЫ ПО 3 ГЛАВЕ.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Расчет элементов конструкций из разномодульных армированных материалов с учетом воздействия радиационных сред»

Актуальность темы. Значительная часть зданий и инженерных сооружений, возведённых из композиционных материалов (бетона и железобетона), подвергается воздействию не только эксплуатационных нагрузок и температуры, но и воздействию агрессивных и радиационных сред. Многочисленные результаты экспериментальных исследований и натурных наблюдений свидетельствуют о том, что воздействие радиационных факторов приводит к существенным изменениям механических свойств материала конструкции, а в некоторых случаях к изменению работы самой конструкции. По мере воздействия радиации изменяются свойства и матрицы и арматуры, происходит распухание материалов. В результате напряжённое состояние консдэукции изменяется, а срок жизни уменьшается. Многие конструкции в последнее время оказались в зоне воздействия радиационных факторов. К примеру, конструкции в зоне действия последствий аварии на Чернобыльской АЭС, различные несущие конструкции ядерных реакторов, конструкции могильников и хранилищ, служащих для складирования отработанного топлива и захоронения других радиоактивных отходов. Все эти конструкции должны удовлетворять нескольким требованиям:

- обеспечение защиты объектов от отрицательного воздействия радиационных факторов;

- обеспечение необходимой прочности и долговечности элементов конструкций на определённый период эксплуатации.

Так как под влиянием радиационного облучения изменяется напряжённо-деформированное состояние элементов конструкций, то для прогнозирования этого изменения необходимо иметь расчётные модели и методы расчёта, учитывающие отрицательное воздействие радиационных факторов.

Цель и задачи исследования. Целью диссертационной работы является развитие теории расчёта пластинчатых конструкций в условиях радиационного облучения, включая разработку модели и методики расчёта, а также исследование поведения некоторых элементов конструкций (пластин, оболочек) из армированного материала с учётом наведённой и изменяющейся неоднородности, вызванной воздействием радиационных сред.

Для достижения поставленной цели были сформулированы следующие задачи:

- провести анализ и систематизацию экспериментальных данных по влиянию радиационных сред (нейтронного облучения) на поведение материалов и конструкций и методов построения расчётных схем;

- провести моделирование напряжённо-деформированного состояния (дисперсно-армированных) пластинок и армированных оболочек из разномодульных материалов с учётом воздействия радиационных сред;

- разработать методику расчёта, алгоритм, программу и выполнить численное моделирование напряжённо-деформированного состояния прямоугольной дисперсно-армированной (фибробетонной) пластины в условиях радиационного воздействия;

- провести анализ эффектов, вызываемых в материале пластины совместным действием нагрузки и "радиационной среды.

Научная новизна работы:

- проведена систематизация экспериментальных данных и выполнен анализ эффектов, вызываемых в материалах радиационным воздействием, и показано, что под воздействием радиационного облучения происходит значительная деградация свойств материалов;

- построена модель деформирования толстостенной цилиндрической оболочки из нелинейного материала в условиях радиационного воздействия и неравномерного поля температур; произведена верификация этой модели;

- построены модели деформирования армированного (фибробетонного и железобетонного) конструктивного элемента, находящегося в плоском напряжённом состоянии и подвергающегося радиационному облучению;

- проведена идентификация моделей на основе экспериментальных данных по деформированию фибробетона и бетона;

- получены соотношения модели деформирования дисперсно-армированной пластины в условиях радиационного облучения;

- получены модели осесимметричного деформирования армированной цилиндрической оболочки в условиях радиационного облучения;

- разработаны методика, алгоритм, программа и выполнено численное исследование поведения дисперсно-армированной (фибробетонной) пластины с учетом совместного действия нагрузки и радиационной среды.

Практическая ценность и реализация результатов состоит в разработке методики, алгоритма и программы расчета элементов конструкций из разномодульного материала с учетом радиационного воздействия. Результаты могут использоваться научными и проектными организациями при расчете и прогнозировании поведения элементов конструкций с учетом влияния радиационной среды.

Достоверность результатов работы подтверждается сопоставлением результатов расчета по предложенным математическим моделям с некоторыми экспериментальными данными; сопоставлением полученных результатов расчетов напряженно-деформированного состояния с данными, полученными другими авторами, и решением ряда тестовых задач.

Публикации. Основные результаты диссертационной работы опубликованы в 12 работах.

Апробация работы. Основные результаты работы обсуждались на: Всероссийской научно-технической конференции «Актуальные проблемы строительства и строительной индустрии» (Тула, 2000 - 2001 гг.); межвузовской конференции «Разработка методов расчёта, диагностики, проектирования, строительства, эксплуатации существующих и вновь создаваемых сооружений» Саратовского государственного технического университета (Саратов, 2001г.); Н-м Российско-Украинском Симпозиуме «Новые информационные технологии в решении проблем производства, коммунального хозяйства, экологии, образования, управления и права»

Пенза, 2002г.); Международной научно-технической конференции «Эффективные строительные конструкции: теория и практика» (Пенза, 2001г.); 3-й Международной научно-технической интернет конференции «Актуальные проблемы строительства и строительной индустрии» (Тула, 2002г.); на студенческой научно-практической конференции «Молодые специалисты железнодорожному транспорту» (Саратов 2002г.). В полном объеме работа докладывалась на расширенном заседании кафедры "Мосты и транспортные сооружения" Саратовского государственного технического университета в октябре 2003 года.

Объем работы. Диссертация объемом 162 страницы машинописного текста, состоит из введения, трех глав, основных результатов и выводов, списка использованной литературы из 237 наименований, приложения, включает 191 рисунок, 16 таблиц.

Заключение диссертации по теме «Строительная механика», Матора, Алексей Викторович

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ ПО ДИССЕРТАЦИИ

В диссертационной работе получили развитие теория и методы расчета элементов конструкций, подвергающихся радиационному облучению, приводящему к деградации материала. В соответствии с целью и задачами исследования в работе получены следующие основные результаты:

1. Проведен анализ экспериментальных данных по влиянию радиационных сред на поведение материалов и конструкций. Проведён анализ и систематизация известных методов построения расчётных схем (моделей), используемых в задачах строительной механики, которые позволяют описывать напряжённо-деформированное состояние элементов конструкций с учётом эффектов, вызываемых радиационным воздействием.

2. Построена модель деформирования материала с учётом радиационного облучения, позволяющая описать поведение материала в радиационных и тепловых полях, как в условиях одноосного, так и сложного напряженного состояния. Разработана методика идентификации, позволяющая по экспериментальным данным находить зависимости коэффициентов модели деформирования от интегральной дозы облучения.

3. Построены модели, описывающие поведение как дисперсно-армированного материала (фибробетона), так и направленно армированного материала (железобетона) в условиях плоского напряжённого состояния при облучении. Разработана методика, позволяющая проводить идентификацию моделей деформирования фибробетона, бетона, и арматуры в условиях радиационного облучения.

4. Получены дифференциальные уравнения фибробетонной пластины, описывающие напряжённо-деформированное состояние пластины в условиях совместного действия нагрузки и радиационного облучения, причём влияние радиационного облучения учитывается переменными коэффициентами условными жёсткостями) и дополнительной фиктивной нагрузкой. Также выведенны уравнения, описывающие осесимметричное деформирование армированной цилиндрической оболочки в условиях облучения, причём влияние облучения учитывается как в переменных коэффициентах уравнений, так и в дополнительных членах, входящих в правые части уравнений.

5. Разработаны методика, алгоритм и программный комплекс, реализованный на базе пакета математических и инженерных задач Matlab 5.2, позволяющие исследовать напряженно-деформированное состояние фибробетонной пластинки и выполнять её расчёт при совместном действии нагрузки и радиационного облучения в случае, когда радиация и нагрузка действуют на верхнюю сторону пластины; когда радиация действует на нижнюю сторону пластинки, а нагрузка на верхнюю; выполнять расчет и исследовать напряженно-деформированное состояние пластинки, лежащей на упругом основании, под действием нагрузки и радиационного облучения сверху; выполнять расчет пластинки под действием неравномерной нагрузки и радиационного облучения.

6. Сравнение результатов расчета пластины, удлиненной в одном направлении, полученных с использованием разработанного программного комплекса, с результатами расчета пластины в условиях цилиндрического изгиба показало, что они незначительно отличаются друг от друга, что является обоснованием правильной работы алгоритма и программного комплекса.

7. С использованием разработанного программного комплекса проведено численное моделирование напряженно-деформированного состояния фибробетонной пластины в условиях радиационного облучения. В процессе моделирования рассматривался случай жёсткого защемления по контуру, однако, данный программный комплекс позволяет проводить расчёты при различном характере опирания пластинки; исследовано влияние упругого основания на напряженно-деформированное состояние пластинки; исследовано как совместное однонаправленное действие нагрузки и радиационного облучения, так и разнонаправленное их действие. Анализ показал, что учёт радиационного облучения необходим, так как его влияние приводит к изменению характера напряженно-деформированного состояния и сокращению долговечности.

8. Разработанные модели, уравнения, методика, алгоритм, программный комплекс могут найти применение при анализе напряженно-деформированного состояния и долговечности пластинчатых конструкций из фибробетона с учетом воздействия радиационных факторов, например при расчёте плит покрытий при захоронении радиоактивных отходов с предприятий и высокотоксичных отходов промышленности.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Матора, Алексей Викторович, 2003 год

1. Андреев В.И. Некоторые задачи и методы механики неоднородных тел: Монография - М.: Издательство АСВ, 2002. - 288с.

2. Андреев В.И., Малашкин Ю.Н. Расчет толстостенной трубы из нелинейно-упругого материала // Строительная механика и расчет сооружений, 1983, №6. с. 70-72.

3. Антропова Е.А., Егорушкин Ю.М., Мелконян А.С. Расчетно-экспериментальная модель работы плиты пролетного строения из модифицированного сталефибробетона // Транспортное строительство, 2001 № 8-С. 9-10.

4. Африканов И.Н. Радиационная повреждаемость конструкционных материалов для ядерных установок: Автореф. дис. д-ра техн. наук. М., 1997. -36 с.

5. Балашов В.Д., Ботинов С.Н., Прохоров В.И. Влияние облучения на механические свойства сплавов системы Fe-Cr-Nl.- В кн.: Радиационная физика твердого тела и реакторное материаловедение. М.: Атомиздат, 1970,-с. 101-121.

6. Безухов Н. И. Расчеты на прочность, устойчивость и колебания в условиях высоких температур. — М.; Машиностроение, 1965.—567 с.

7. Ботинов С.Н., Прохоров В.И., Островский З.Е. Облученные нержавеющие стали. М.: Наука, 1987, - 128 с.

8. Бродер Д.Л. Бетон в защите ядерных установок М.: Атомиздат, 1973. -267с.

9. Быков В. И. Исследование распухания конструкционных сталей карбидной зоны реактора БР-5.—Атомная энергия, 1973, т. 34, вып. 4, с. 247-250.

10. Быков В. Н. Радиационное распухание стали ОХ16Н15МЗБ,— Атомная энергия. 1974, т. 36, вып. 1, с. 2А—26.

11. Быков В. Н. Эмпирическая зависимость распухания стали ОХ16Н15МЗБ от дозы и температуры облучения.— Атомная энергия, 1976, т. 40, вып. 4, с. 293—295.

12. Вахромеева В.В. Исследование устойчивости разностных схем матричной прогонки, используемой при решении о напряженно-деформированном состоянии твелов // Физ.-энерг. ин-т. Обнинск.(Препр) 1978, № 812, 12 с.

13. Весёлкин А.П. Исследование защитных свойств бетонов различных составов // В. сб.: Вопросы физики защиты реакторов, вып 6. М.: 1974. -с.27-34.

14. Весёлкин А.П. О прохождении гамма-излучения через плоскую щель в защите // Сб. статей: Вопросы физики защиты реакторов. М.: 1963. -С.19-25.

15. Власов В.З. Общая теория оболочек и её приложение в технике — М., JL: Гостехтеориздат, 1949.-784с.

16. Вотинов С. Н., Лосев Н. П., Прохоров В. И. Оценка внутриреакторной длительной прочности конструкционных материалов.— Пробл. прочности, 1971„№ 5. С. 61—64.

17. Вотинов С. Н., Прохоров В. И., Балашов В. Д. Роль облучения ввысокотемпературной хрупкости сталей,—В кн. Радиационная физика твердого тела и реакторное материаловедение. М., 1970, с. 82—94.

18. Гетманов В.Б. Строительные решения радиационной защиты в зданиях ускорителей заряженных частиц. Автореф. дис. д-ра техн. наук. М., 1994.-36 с.

19. Голиков В.Я., Коренков И.П. Радиационная защита при использовании ионизирующих излучений. М.: Медицина. 1975. 274с.

20. Голована И. С., Лихачев Ю. И. Прогнозирование работоспособности твелов с окислым горючим для быстрых натриевых реакторов.—Атомная энергия, 1976, т. 40, вып. 1, с. 27—37.

21. Гольденблат И.И., Бажанов В.Л., Копнов В.А. Длительная прочность в машиностроении. — М.: Машиностроение, 1977. 248с.

22. Григолюк Э. И., Попович В. Е. Об одном энергетическом методе определения при облучении упругого тела // Механика твёрдого тела, 1976, №2, с. 82—86.

23. Гуров К.П. Феноменологическая термодинамика необратимых процессов (Физические основы). М.: Наука, 1978. - 128 с.

24. Де-Гроот С., Мазур П. Неравновесная термодинамика. М.: Мир, 1964. -256с.

25. Дине Д., Виньярд Д. Радиационные эффекты в твёрдых телах. М., Изд-во. иностр.лит., I960. 243с.

26. Дубровский А.В. Исследование напряжённо-деформированного состояния строительных конструкций, находящихся под воздействием ионизирующих излучений. Автореф. дисс. . канд. техн. наук. 1986. — 21с.

27. Дубровский В. Б. Радиационная стойкость строительных материалов. — М.: Стройиздат, 1977. 278с.

28. Дубровский В.Б. Радиационные и структурные воздействия на строительные материалы конструкций защит от излучения. Автореф. дисс. . д-ра техн. наук. 1972. - 31с.

29. Дубровский В.Б., Аблевич 3. Строительные материалы и конструкции защиты от ионизирующего излучения. М.: Стойиздат. 1983. 240с.

30. Дубровский В.Б., Пергаменщик Б.К. Влияние облучения на шамотный бетон, «Бетон и железобетон», №1, 1963. С. 12-15.

31. Дюпуи Д. М. Свойства материалов, облученных в реакторе RAPSODIE И Топливо и твэлы для быстрых реакторов.— М.: Атомиздат, 1975, вып. 5, -с.39—46.

32. Л. М. Забудько, Ю. И. Лихачев, А. А. Прошкин. Работоспособность ТВС быстрых реакторов // Физика и техника ядерных реакторов М.: Энергоатомиздат, 1988, №35. - 168 с.

33. Займовский А.С. Тепловыделяющие элементы атомных реакторов. М.: Госатомиздат, 1962.— 370с.

34. Займовский А. С., Быков В. Н. Влияние облучения на механические свойства, структуры и распухания стали Х18Н10Т и ОХ16Н15МЗБ. И В кн.: Состояние и перспективы работ по созданию АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Обнинск, 1975, т. 2. с. 583—602.

35. Зайцев Л.Н., Немочков М.М, Сомов Б.С. Основы защиты ускорителей. Атомиздат, М. 1971. 245с.

36. Защита от ионизирующих излучений. Т.1 (Физические основы от ионизирующих излучений) / Гусев Н.Г., В.А. Климанов, В.П. Машкович, А.П. Суворов, М: Энергоатомиздат 1989. - 495с.

37. Ибрагимов Ш.Ш., Воронин И. М., Круглов А. С. Влияние облучения нейтронами на структуру и механические свойства легированных сталей— Атом. Энергия, 1963, № 1. с. 465.

38. Ибрагимов Ш. LLL, Ляшенко В. С., Завьялов А. И. Исследование свойств и структуры металлов и некоторых сталей после облучения их быстрыми нейтронами.—Атом. Энергия, 1968, №5. с. 413—419.

39. Ильюшин А.А., Огибалов П.М. О прочности оболочек толстостенного цилиндра и полого шара, подвергнутых облучению // Инж. сб. т 28, 1960. -с. 134-144.

40. Казачковский О. Д. Оценка радиационного распухания стали ОХ16Н15МЗБ из оболочек ТВЭ реактора БОР-бО — В кн.: Состояние и перспективы работ по созданию АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Обнинск, 1975, т. 2, с. 583—602.

41. Карасев B.C. Вакансионный механизм ускоренного разрушения материалов при облучении в напряженном состоянии.— ДАН СССР, 1966, № 1.-е. 84—87.

42. Кац Ш.Н. Исследование длительной прочности углеродистых сталей. -Теплоэнергетика, 1955, № 11.-е. 37-40.

43. Кац Ш.Н. Разрушение аустенитных труб под действием внутреннего давления в условиях ползучести. Энергомашиностроение. - 1957, № 2. — с 1-5.

44. Кац Ш.Н. Ползучесть и разрушение труб под действием внутреннего давления. Известия АН. СССР, ОТН, 1957, № 10, с. 86-89.

45. Келли Б. Радиационное повреждение твердых тел.—М.: Атомиздат, 1970. 236с.

46. Киселевский В. Н. Об уравнении состояния структурноустойчивой нержавеющей стали в радиационном поле высокой интенсивности. — Проблемы прочности, 1974, № 7. с. 30—33.

47. Киселевский В. Н. О справедливости гипотезы упрочнения в расчетахдеформации ползучести облучаемых конструкций. Атомная энергия, 1975, 38, вып. 5. - с 335—336.

48. Киселевский В.Н. Изменение механических свойств сталей и сплавов при радиационном облучении. Киев: Наукова думка, 1977г. — 340с.

49. Киселевский В.Н., Косов Б.Д. Уравнение состояния для процессов ползучести упрочняющегося материала. Проблемы прочности, 1975, № 4.-с. 8-16.

50. Киселевский В.Н., Осасюк В.В. Анализ критериев длительной прочности. -Прикладная механика, 1967, 3, вып 3, с.96-99.

51. Киселевский В, Н., Полевой Д. В. Об одном методе оценки длительной прочности облучаемой жаропрочной стали. Проблемы прочности, 1974, № 6. - с. 65-66.

52. Киселевский В.Н., Полевой Д. В. Влияние реакторного облучения на связь между характеристиками жаропрочности нержавеющей стали аустенитного класса. Проблемы прочности, 1974, № 4. - с. 46-48.

53. Киселевский В.Н; Чуприна А.Ф. Исследование влияния циклического воздействия температур на ползучесть и длительную прочность стали ЭИ847.— Термопрочность материалов и конструктивных элементов, 1969, вып. 5.-с. 51—55.

54. Киселевский З.Н. Изменение механических свойств сталей и сплавов при радиационном облучении. Киев. Наукова думка, 1977. 104с.

55. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. М.: Атомиздат. 1987. -192с.

56. Комаровский А.Н. Строительство ядерных установок. М.: 1969. -, 275с.

57. Конобеевский С.Т. Действие облучения на материалы. Атомиздат. М.: 1967.-401 с.

58. Кореневский В.В. Влияние облучения на бетоны и их составляющие. Автореф. дисс. канд. техн. наук. 1975. - 19с.

59. Кореневский В.В., Соловьёв В.Н. Здания хранилищ радиоактивных отходов: Учебное пособие. М.: МИСИ. 1985. - 40с.

60. Крамеров А. Я., Шевелев Я. В. Инженерные расчеты ядерных реакторов. -М.; Атомиздат. 1964.-716 с.

61. Куликов И. С., Нестеренко В. Б. Тверковкин Б. Е. Теоретическое исследование работоспособности твэлов быстрого реактора БРИГ-300 // Тез, док; V Всесоюз. конф, «Диссоциирующие газы как теплоносители и рабочие тела АЭС», Мн., 1981 с. 108.

62. Куликов И. С., Нестеренко В. Б., Тверкотин Б. Е. К вопросу о работоспособности твела газоохлаждаемого быстрого реактора при наличии газового зазора между топливом и оболочкой,— Весщ АН БССР. Сер. ф1з.-энерг. навук, 1981, №2. С. 55—59.

63. Куликов И. С., Тверковкин Б. Е. Распухание керметного цилиндрического сердечника твэла газоохлаждаемого и быстрого реактора.— Весщ ЛИ БССР, Сер. фiз.-энepг. навук, 1978, № 2- с. 60-63.

64. Куликов И. С., Тверковкин Б. Е. Прочностной расчет твэла газоохлаждаемого быстрого реактора при жестком контакте топлива и оболочки. — Весщ ЛИ БССР, Сер. ф1з.-энерг. навук , 1979, № 2 с. 131.

65. Куликов И.С., Тверковкин Б.Е. Прочность тепловыделяющих элементов быстрых газоохлаждаемых реакторов / Под ред. В.Б. Нестеренко. Мн.: Наука и техника. 1984. - 104с.

66. Лапин А.Н., Николаев В.А., Разов И.А. Некоторые особенности упрочнения стали Х18Н10Т при наклепе и нейтронном облучении. // Физика металлов и металловедение, 1969, 28, № 4 г. 757—759.

67. Ленский B.C. Влияние радиоактивных облучений на механические свойства твердых тел. Инж. сб. т.28, 1960. — с97-133.

68. Лепин Г.Ф. Ползучесть металлов и критерии жаропрочности. М.: Металлугрия, 1976. — 344 с.

69. Лихачев Ю. И., Вахромеева В. Н. Длительная прочность и ползучесть оболочек твэл быстрых реакторов.— В кн.: Сборник докладов I симпозиума стран членов СЭВ. Обнинск, 1967.— 158 с.

70. Лихачев Ю. И., Попов В. В. К устойчивости оболочек цилиндрических твэлов с начальной эллипсностыю, Атомная энергия, 1972. т. 32, вып. I. -с. 3-9.

71. Лихачев Ю. И. Прошкин А. А., Забудько Л. М. Расчетные методы определиния работоспособности твэл быстрых реакторов. Доклад на симпозиуме СЭВ.— Обнинск, 1973. 23с.

72. Лихачев Ю. И., Прошкин А. А., Щербакова X. Н. Методы расчета работоспособности твэлов быстрых реакторов с учетом распухания стали. — В кн.: Труды ФЭИ. М.: Атомиздат, 1974 с. 374—388.

73. Лихачёв Ю И., Прошкин А. А., Щербакова Ж. Н. Оценка работосбособности оболочек твэлов быстрых реакторов.—Атомная анергия, 1971, т. 30, вып. 2. с. 206—211.

74. Лихачев Ю. И., Пупко В. Я. Прочность тепловыделяющих элементов ядерных реакторов.— М,: Атомиздат. 1975 378 с.

75. Лихачев Ю.И., Пупко В.Я., Попов В.В. Методы расчета на прочность тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1982.-210с.

76. Лукаш П.А. Основы нелинейной строительной механики. М.: Стройиздат, 1978. -204с.

77. Маргулис У .Я. Радиация и защита. М.: Атомиздат. 1974 324 с.

78. Марковский Е.А., Краснощёков М.М., Тихонович В.И. Воздействие ядерных излучений на структуру и свойства металлов и сплавов. Киев: Наукова думка, 1968. 126 с.

79. Матора А.В. Особенности распределения радиационных воздействий по толщине конструкций / Саратовский государственный технический университет. Саратов, 2002. - 27 с. Деп. в ВИНИТИ № 1905 - В2002.

80. Матора А.В. Влияние радиационных воздействий на механические характеристики металлов / Саратовский государственный технический университет. Саратов, 2002. - 99 с. Деп. в ВИНИТИ №2215 - в 2002.

81. Матора А. В. Анализ влияния радиационного облучения на механические характеристики конструкционного бетона / Саратовский государственный технический университет. Саратов, 2003. - 37с. Деп. в ВИНИТИ №342 - в 2003.

82. Матора А.В., Пивоваров А.В. Конструкции ёмкостей, используемых для хранения радиоактивных отходов, и воздействия на них радиационных факторов / Саратовский государственный технический университет. -Саратов, 2002. 71 с. Деп. в ВИНИТИ № 943 - В2002.

83. Мельников Н.И., Колухин В.П., Комелев В.Н. Подземное захоронение радиоактивных отходов. Апатиты: Кол. Науч. центр, 1994 - 214 с.

84. Морозов Е.М., Никишков Г.П. Метод конечных элементов в механике разрушения. М.: Наука, 1980. -127с.

85. Моусдейл Д. Оболочечные и конструкционные материалы для твелов и сборок. Топливо и твелы для быстрых реакторов.- М.: Атомиздат, 1975, вып. 5, с. 3-11.

86. Нестеров Л.Д. Бетоны для радиационной защиты термоядерных установок. Автореф. дисс. . канд. техн. наук. 1991 - 17с.

87. Новожилов В.В. О перспективах феноменологического подхода к проблеме разрушения. В. кн.: Механика деформируемых тел и конструкций. - М.: Машиностроение, 1975, - с. 349-359.

88. Овчинников И.Г., Кривцов А.В., Матора А.В. Расчёт прямоугольных пластин на упругом основании в условиях воздействия хлоридсодержащих сред. // Строительство. Известия высших учебных заведений, 2003, №8. С. 10-16.

89. Овчинников И.Г., Петров В.В. Учёт радиационного облучения при расчёте тонкостенных элементов конструкций // Сарат. гос. техн. ун-т. -Саратов -18с. Деп в ВИНИТИ 07.01.1982 №1341-82

90. Овчинников И.Г., Петров В.В. Математическое моделирование процесса взаимодействия элементов конструкций с агрессивными средами // Деформирование материалов и элементов конструкций в агрессивных средах. Межвуз. науч. сб. Саратов: СПИ, 1983. - С. 3-11.

91. Огибалов П.М., Колтунов М.А. Оболочки и пластины Издательство Московского университета 1969г 695с.

92. Ольшак В. Об основах и применениях теории неоднородных упруго пластических сред. Изв. АН.СССР, ОТН. №8, 1957 98с.

93. Ольшак В., Рыхлевский Я., Урбановский В. Теория пластичностинеоднородных тел. М.: Мир, 1964. - 156 с.

94. Олынак В. Урбановский Б. Неоднородный толстостенный упруго-пластический цилиндр под действием внутреннего давления. Бюлл. Польск. Акад. Наук. Т.4,№3, 1956. 27с.

95. Определение работоспособности твэл быстрых реакторов с учетом распухания стали / Орлов В. В., Лихачев Ю. И., Прошкин А. Л. Щербакова Ж. Н. // Доклад на советско-французском симпозиуме.—. Димитровград, 1972. 18с.

96. Павлина B.C., Попович В.В., Максимович Г.Г. К вопросу о методологии физико-химической механики материалов // Физико-химическая механика материалов. 1980. № 3. С. 5-14.

97. Паршин A.M. Радиационная повреждаемость конструкционных материалов и пути её ослабления. Л.: ЛДНТП, 1985. - 36с.

98. Пергаменщик. Б.К. Исследование радиационной стойкости бетона. Автореф. дисс. . канд. техн. наук. 1968. - 17с.

99. Ш.Петров В.В., Овчинников И.Г., Ярославский В.И. Расчёт пластинок и оболочек из нелинейно-упругого материала. изд-во Сарат. ун-та, 1976. -132с.

100. Писаренко. Г. С. Испытательный стенд «Нейтрон» для исследования механических свойств материалов в условиях нейтронного облучения. К., Наук. Думка. 1971. 7с.

101. Писаренко Г.С. Влияние реакторных излучений на сопротивление ползучести и длительную прочность аустенитной нержавеющей стали ОХ16Н15МЗБ. проблемы прочности, 1974, №4. - с.3-8.

102. Писаренко Г.С. Прочность материалов и элементов конструкций в экстремальных условиях. Киев., "Наукова Думка" 1980. 531с.

103. Писаренко Г.С. Прочность тугоплавких металлов. М. Металлургия, 1970. -365 с.

104. Писаренко Г. С. Исследование высокотемпературной прочноститугоплавких металлокерамических материалов.— Труды VII Всесоюз. науч.-техн. конф. по порошковой металлургии. Ереван, 1964. с. 50-54.

105. Писаренко Г. С. Установка для исследования ползучести и длительной прочности в поле реакторного облучения — Термопрочность материалов и конструктивных элементов, 1969, вып. 5 с. 386-3190.

106. Писаренко Г.С. Установка для исследования прочности материалов при сложном напряженном состоянии в роле реакторного облучения. — Термопрочность материалов н конструктивных элементов, 1969, вып. 5. -с. 390—394.

107. Писаренко Г. С., Антипов Е. А., Можаровский Н. С. Деформирование и разрушение материалов при переменных температурах и напряжениях. — Проблемы прочности, 1971, №1 с.4-12.

108. Писаренко Г. С., Борисенко В. А., Кашталян Ю.А. Влияние температуры на твердость и модуль упругости вольфрама и молибдена при 120-2700°С.— Порошковая металлургия, 1962, № 5 с. 79—83.

109. Писаренно Г. С., Визерская Г. Р. Установка для определении истинного рассеяния энергии и циклически деформированном материале в широком диапазоне температур.—В кн.: Рассеяние энергии при колебаниях механических систем К., 1968.-е. 172—176.

110. Писаренко Г.С., Киселевский В.Н. Прочность и пластичность материалов в радиационных потоках. Киев «Наукова Думка» 1979. 281с.

111. Писаренко Г.С., Лебедев А.А. Сопротивление материалов деформированию и разрушению при сложном напряжённом состоянии. К., Наукова Думка, 1969. 212 с.

112. Покровский Ю. И. Действие ядерных излучений на материалы. Труды совещания в Москве 1960г, Изд-во АН СССР 1962. 39с.

113. Потёмкин В.Г. Введение в MATLAB. М.: Диалог- МИФИ, 2000.- 247с.

114. Правдюк Н. Ф. Изменении свойств металлов под действием нейтронного облучения,— В кн.: Т. II Междунар конф. по мир. использ. атом, энергии: Докл сов. учён. М.: Атомиздат, 1959, т. 3. — с.610—620.

115. Прошин А.П., Второв Б.Б., Соломатов В.И. Резорциновые композиты для защиты от радиации. М.: ВНИИНТПИ, 2000. 143с.

116. Работнов Ю.Н. Ползучесть элементов конструкций. М., «Наука», 1966. — 752с.

117. Радиационная стойкость строительных материалов. Справочник / В.Б. Под ред. Дубровского М.: Атомиздат, 1973. - 264.

118. Регель В.Р., Слуцкер А.И., Томашевский Э.Е. Кинетическая природа прочности твердых тел. — М.: Наука, 1974. 560 с.

119. Резвая Г. Радиация вокруг нас. Опасно ли это? Минск.: "Битрикс" 1998г, 128с.

120. Ремнёв Ю.И. О напряжениях в металлах при облучении. Изв. Высш. школы, Физ. мат. серия №4, 1958. -С.91 -98.

121. Ремнёв Ю.И. К расчёту объёмных изменений в металлах при нейтронном облучении. Вестник МГУ, №1, 1959. С. 12-17.

122. Ремнёв Ю.И. О влиянии облучения на напряжения и малые деформации в твёрдом теле. ДАН СССР, т. 124, №3, 1959. С.210-217.

123. Рыков В. Н. Исследование распухания конструкционных материалов. В. кн.: Труды ФЭИ. М.: Атомиздат., 1974. - С.414-423.

124. Седов Л.И. О перспективных направлениях и задачах механики сплошных сред. В. кн.'.Современные проблемы теоретической и прикладной механики. - К.: 1978. -С.51 -62.

125. Седов Л.И. Методы, опыты, законы теоретические модели в механике. -В кн.: Мысли об учёных и науке прошлого и настоящего. - М.: Наука, 1973.-С. 51-62.

126. Седов Л.И. Механика сплошной среды. Т.1. М., 1970. - 492с.

127. Силаев С.И., Овчинников И.Г. К вопросу о деформировании и разрушении круглого бруса при кручении. Сарат. политехи. Ин-т. Саратов, 1982. - 14с. Рукопись деп. в ВИНИТИ 28.04.82. №2062-82.

128. Соколовский В.В. Теория пластичности. М.: Высшая школа, 1969. -608с.

129. Сорокин В.Т., Куликов А.В. Обращение с радиоактивными отходами с использованием невозвратных защитных контейнеров. М.: Минатомпром НТС на Балаковской АЭС. -1994. -с.40-41.

130. Тамуж В.П., Куксенко B.C. Микромеханика разрушения полимерных материалов. Рига: Зинатне, 1978. - 294 с.

131. Тимошенко С.П., Дж. Гудьер Теория упругости. — М., 1975. 240с.

132. Тутнов А.А. Методы расчета работоспособности элементов конструкций ядерных реакторов- М.: Энергоатомиздат, 1987, — 184 с.

133. Тутнов А.А. Радиационные эффекты изменения механических свойств конструкционных материалов и методы их исследования. Киев: Наукова Думка. Вып.2. 1977. — С. 20.

134. Тутнов А.А., Ткачев В.В. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Атомное материаловедение. 1978. Вып. 2. С. 19-29.

135. Тутнов А.А., Ульянов А.И. Вопросы атомной науки н техники. Сер. Атомное материаловедение. 1985. Вып. 1. С. 28-36.

136. Фейнберг Э.М. Высокочастотные стационарные исследовательские реакторы и их перспективы. Атомная энергия, 1970, 29, вып. 3. -С. 162168.

137. Филин А.П. Прикладная механика твёрдого деформируемого тела, т. 1. -М.: Наука, 1975. 832с.

138. Филин А.П. Элементы теории оболочек. Л.: Стройиздат, 1987. 383с.

139. Эффекты реакторного облучения в некоторых нержавеющих сталях / Н.П. Агапова, В.Д. Балашов, С.Н. Вотинов и др.—Мелекес, 1969, 23с.

140. Хульт Я.О. О механике разрушения при ступенчатом нагружении. В кн: Механика деформируемых тел и конструкций. М. Машиностроение, 1975. -с 495-501.

141. Цыканов В.А., Давыдов Е.Ф. Радиационная стойкость тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1977. - 136с. .

142. Anderko K. Mechanical propertoes of irradiated austenitic stainless steel 1.4970 // Proc. of Int. Conf. Rad. Effects in Breeder Reactor Structural Materials. Scottsdale, Arisona, 1977. P. 65.

143. Appleby W. K. Swelling in neutron-irradiated 300-series stainless steels // Proc. of Int. Conf. Rad. Effects in Breeder Reactor Structural Materials. Scottsdale, Arisona. 1977. P. 53. p.509.

144. Balashov V.D., Votinov S.N., Grintshuk P. P. The role of in-pile iiradiation in producing-temperature brittlenes in steels.—In: Radiat damage reactor mater proc. symp., Vienna, 1969. Vienna. 1969 vol. 1. p. 417—427.

145. Bardeen J., Herring C. Imperfections in nearly perfect crystal. New York. Willey, 1962.-415 p.

146. Bates J., Straalsand J. An empirical representation of irradiation induced swelling of solution treated type 304 stainless steel. — Nuclear Technology, 1972, vol. 14. N 3. p. 292—298.

147. Bernard A. Calculation of equilibrium configuration, of a hexagonal array of deformed subassemblies // Trans.of 5th Int. Conf. SMIRT, Berlin, 1979. -P.175.

148. Bloom E. E., Weir 1. R. Irradiation effects in stainless steel.—Trans. Amer. Nucl. Soc., 1967,10.N l.-p. 131-132.

149. Bloom E. E., Weir 1. R. R. Effect of neutron irradiation of the ductility of austenitic stainless steel.—Nucl. Technol., 1972, 16, N 1. p, 45-54.

150. Bloom E. E; Stiegler J.O. Post irradiation mechanical properties of types 304 and 304+0,15% titanium stainless steel. Nucl. Technol., 1973,17, N 1. - p. 24-37.

151. Board J.A. A review of stainless steel properties for fast reactor fuel elements,—J. Brit. Nucl. Energv Soc., 1972, 11, N 3. p. 237—249.

152. Boltax A. Void swelling and irradiation creep relationships,—Journal of Nuclear Materials, 1977, vol. 65, N l.-p. 174— 183.

153. Brammen J. J., Brown L. The Temperature dependence of void swelling of fast reactor irradiated 316 SS // Proc. Int. Conf. Irradiation Behaviour of Metallic Materials for Fast Reactor Core Components/ Ajaccio Corse, Fiance, 1979. P. 155.

154. Brinkman J.A., On the nature of radiation damage in metals, J. Appl. Phays., 25, N8 1954. P183.

155. Buswell J. T. The swelling of stainless steel 304 in BVEM experiments // Proc. of the Brit. Nuc. Energy Soc., Harwell, September, 1974. P. 128.

156. Byoung Whie Lee. Effect helium on high temperature properties of 2 1/4 Mo and type 316 stainless steel.—Trans. Iron and Steel Inst. Jap., 1970, 10, N 5. -p.325—331.

157. Chin B. A. In-reactor creep of AIS1 316 stainless steel and advanced cladding alloys // Proc. USSR-USA Seminar on Fast Reactor Cladding Materials. Siettle, 12 15 November, 1979.-P. 156.

158. Claudson T.T., Barker R W., Fish R. L. The effects of fast flux irradiation on the mechanical properties and dimensional stability of stainless steel.— Nucl, Appl. and Techno1., 1970. 9, N I. p. 10—23.

159. Comprelli F. A., Withop A., Weinslein D. Temperature ductility of 300 series steels and Incoloy-800 after irradiation in EBR-II to 2xl022 n/cm2— Trans Amer. Nucl. Soc., 1967, 10. N 2. p 487.

160. Dienes G.J. Effects of nuclear radiations on the mechanical properties of solids. J. Appl. Phys. Vol. 24. №6.1953. P.315-319.

161. Dudey N. D. Harkness S. D., Farrar H. Helium production in EBR-II irradiated stainless steel.—Nucl. Appl. and Tcchnol,, 1970, 9, N 11. p. 700— 710.

162. Ehrlich K. Irradiation creep and interrilation with swelling in austenitic stainless steels//J. Nucl. Mat. 1981. V. 100. N 3. P. 149.

163. Fabian N. Zweidimensionale Brennstabberechnung nach der Finite-lementmethode — Atoirmiurtschaft-Atomtechnick, 1976, vol. 21, N 6. p.309-310.

164. Fisher H.D., Longo R. Creep analysis of slightly oval cylindrical shells subjected to time-dependent loading, temperature and neutron flux. Nucl. Eng. and Res. 1978, 48, № 2-3. p.437—449.

165. Flirrn J. E., McVay G., Walters L. C. In-reactor deformation of solution annealed type 304L stainless steel // J. Nucl. Mat. V. 65. N 3. p.210.

166. Flinn J. Т., Weiner R. A., Hofman G, L. Fast-neutron swelling of type 304 stainless steel // Amer. Nucl. Soc. Trans. 1978. V. 28. N 3. P. 224.

167. Flinn J. B. In-reactor deformation of solution annealed type 304 L, stainless steel,—Journal of Nuclear Materials, 1977, vol 65, N 1. p. 210—223.

168. Fredriksson В., Rydholm G. Mechanical and temperature contact in fuel and cladding.— Nuclear Engineering and Design, 1978, v.48, N 1. p. 69—79.

169. Garner F.A. Recent insights on the swelling and creep of irradiated austenitic alloys.-J. Nucl. Mater., 1984, vol. 122- 123.-p. 459-471.

170. Garner F.A., Wolfer W.G. Factors which determine the swelling behaviour of austenitic stainless steel. J.Nucl. Mater, 1984, vol. 122-123.-p. 201-206.

171. Garner F.A., Wolfer W.G. The effect of solute addition on void nucleation.-J.Nucl. Mater, 1981, vol. 102. -p. 143-150.

172. Garr K. R, Kramer D., Rhodes C.G. The effect of helium on the stress-rupture behavior of type 316 stainless steel.—Met. Trans., 1971, 2, N 7. p. 269—275.

173. Garzarolli F., Francke K. P. Fischer I. Neutron embrittlement of two austenitic iron—base—alloys at elevated temperatures. I. Influence of alloy-type and heat analysis.—J. Nuci, Mater., 1966, 28 N 3. p. 280—290.

174. Gilbert E. R. Irradiation creep data in support of LMFBR core design.— Journal of Nuclear Materials, 1977, vol. 65, N 1. p. 266—278.

175. Gittus J. H. Theoretical analysis of the strain produced in nuclear fuel cladding tubes by the expansion of cracked cylindrical fuel pellets— Nuclear Engineering and Design, 1972, vol. 18, N 1. p. 69—82.

176. Guyette M. Cladding-strength analysis under the combined effect of creep and plastisity in fas reactor environments.— Nuclear Engineering and Design. 1972, vol. 18, N 1.-p. 53—68.

177. Harbourne B. L. The development of CYGRO-F for fuel rod Behaviour analysis.— Nuclear Technology, 1972, vol. 16, N l,p. 156—170.

178. Harman D. G. Incoloy-800. Enhanced resistance to radiation damage,— Nucl. Appl. and Technol., 1970, 9, N 4. -p. 561—571.

179. Harris D. Irradiation creep in non fissile metalls and alloys // J. Nucl. Mater., 1977v. 65.-p. 157-168.

180. Helbling W. Deformation of fuel element boxes gas-cooled fast breeder reactors due to neutron irradiation induced swelling of steel.—Nuclear Engineering and Design, 1971, vol. 16, N 1. p. 59—66.

181. Hinkle N. E. Effect of neutron bombardment on stress—rupture properties of some structural alloys.—In: Symp. Radiat. effect metals and neutron dosimetry, Los Angeles, Cal., 1962. Philadelphia (Pa), 1963. p. 344-358.

182. Holmes J. J., Straalsund J. L. Effects of fast reactor exposure on the mechanical properties of stainless steels // Proc. of Int. Conf. Rad. Effects in Breeder Reactor Structural Materials. Scottsdale, Arisona, 1977. P. 53.

183. Holmes J.J., Robbins R.E., Brimhall J.L. Post irradiation tensile properties of annealed and cold-worked AISI-304 stainless stell Etecl.—J. Nucl. Mater., 1969, 32, N 2. p. 330—339.

184. Irvin J.E., Bement A.L. Nature of radiation damage to engineeringproperties of various stainless steel alloys.— In: Effects of radiation on structural metals, Philadelphia (Pa), 1967, p. 278-327.

185. Kangilaski M. Radiation effects in structural materials,—React. Mater, 1970, 13, N I.-p. 21—28.

186. Kangilaski M. Radiation effects in structural materials,—React. Mater, 1970, 13.N3.-p. 124—131.

187. Kawasaki M., Hishinuma A., Nagasaki R. Behavior of boron in stainless steel detected by fission track etching method and effect of radiation on tensile properties.—J. Nucl. Mater., 1971. 39, N 2. p. 166—174.

188. Kenfield T. A. Stress-free swelling in type 304 stainless steel at high fluences.—Transaction of the American Nuclear Society, 1976, v. 24. p. 146147.

189. Kenfield T. A. Stress-free swelling in type 304 stainless steel at high fluences.—Nuclear Technology, 1977, vol. 36, N 3. p. 347-352.

190. Kenfield T. A. Swelling of type-316 stainless steel at high fluences in EBR-II,—Journal of Nuclear Materials, 1977, vol. 65, N 1. p. 174—183.

191. Kramer D., Garr K. R., Rhodes C. G. Helium embrittlement of fuel-cladding alloys for potential service in fastbreeder reactors.—In: Radiation damage reactor material: Proc. Symp. Vienna, 1969. Vienna. 1969, vol.1. p.303— 313.

192. Kulcinski G.L. Summary of panel discutlon on austenitic stainless as fusslon reactor structural materials. J.Nucl.Mater 1984, vol. 122-123. - p. 457-458.

193. Lehmann J., Dupoy J.M., Brondeur R., Le fluage dirradiation des aciens 316 et 316 Ti // Proc. Int. Conf. Irradiation behaviour ofmetallic materials for Fast Reactor Core Components, June 4-8, 1979. Ajaccio, Corse, France, 1979. p. 409-414.

194. Levy I. S., Wheeler K. R. Improved postirradiation tensile and stress-rupture properties of Hastelloy X-280.—In: Effects of radiation on structural metals. Philadelphia (Pa), 1967. p. 458—486.

195. Lewthwaite G. W., Mosdale D. Tlie effects of temperature and dose rate variations of the creep of austenitic stainless steels in the DFR // J. Nucl Mat. 1980. V. 90 N2.-P.205.

196. Mager T. R., Hazelton W. S. Evaluation by linear elastic fracture mechanics of radiation damage to pressure-vessel steels. In: Radiation damage reactor materials: Proc. Symp., Vienna, 1969, vol. 1, p 317-331.

197. Martin W. R., Weir J. R. Postirradiation creep and stress rupture of Hastelloy N.—Nucl. Appl., 1967, 3, N 3. p. 167—177.

198. McCoy H. E., Gehlbach R. E. Influence of irradiation temperature on the creep-rupture properties of Hastelloy N. — Nucl. Technol., 1977,11, N 7-p. 45—60.

199. McVay G. Irradiation creep of ST304SS 11 Trans. ANS, 1976 V 23. p.147.

200. Merckx K. R. Calculational procedure for determining creep col-lapse of LWR fuel rods,- Nuclear Engineering and Design, 1974 vol.31, N 1. p. 95-101.

201. Naziasz P.J. Swelling and swelling resistance possibilities of austenitic stainless steel in fusslon reactors.- J. Nucl. Mater 1984. vol. 122-123-p.472-486.

202. Perrin R. С. CRAMP: core restraint analysis and modelling program // Trans.of 5th Int. Conf. SMIRT, Berlin, 1979. P. 29.

203. Rashid J. R. Mathematical modeling and analysis, of fuel rods. — Nuclear Engineering and Design. 1974, vol. 29, N 1. p. 22—32.

204. Rowcliffe A.F., Grossberck M.L. The responce of austenitic steel to radiation damage.-J.Nucl. Mater., 1984, vol. 122- 123.-p. 181-190.

205. Roy R. В., Solly B. Embrittlement of neutron-irraidiated 20Cr-25Ni-Nb austenitic steel at 650°C — J. Iron and Steel Inst, 1967, 203, N I. p, 58-61.

206. Schock G. I. Influence of radiation on creep. J. Appl. Mech.,1958,29,N 1. -p.112.

207. Sutherland W.H. Calculation methods for core distortions and mechanical behaviour // Proc. of Specialists Meet, Prediction and Experience of Core Distortion Behaviour. Wilmslow, England, October, 1984. P. 221.

208. Vaidyanthian S., Sim. R.G. Aphenomenological study of the time to-repture in postirradiation and in-pile creep for 20% CW type 316 stainless stel. Trans. Amer. Nucl. Soc. 1973, N17. -p. 211-212.

209. Walters L. Irradiation induced creep in 316 and 304L stainless steels// Proc. of Int. Conf. Rad. Effects in Breeder Reactor Structural Materials. Scottsdale, Arisona. 1977.-p. 277.

210. Ward A. L., Holmes S. S. Ductility loss in fast reactor irradiated stainless steel. — Nucl. Appl. and Technol., 1970, 9, N 5. p. 271—272.

211. Williams G. A., Carter J.W. Creep of annealed type of 304 stainless steel during irradiation and its engineering significance.—In: Effects of radiation on structural Metals. Philadelphia. (Pa), 1969. p.352-370.

212. Wire G. L., Straalsund J. L. Irradiation induced stress-relaxation of previously irradiated 304 stainless steel in a fast flux environment // J. Nucl. Mat. 1977. V. 64-N2.-p.254.

213. Wyckoft H.O., Kennedy R.I. // Broad and narrow Beam attenuation of 5001400 kv X-ray in lead and concreate. Radiol. 1958. №51. p.349.