Radial deformations of working cylinder of hydraulic Legs depending on their extension

Current methods of calculation of parameters of hydraulic legs of powered supports are in most cases analytical and do not consider all complex of factors. Finite element model was developed to study this problem and used to analyze the influence of hydraulic legs extension on radial deformations of cylinder of different producers of powered supports at variation of hydraulic fluid pressure. It was revealed that radial deformations of cylinders along the axis of hydraulic legs increase in magnitude in direct proportion to the hydraulic fluid pressure and extension. Research results can be recommended to define optimal geometric parameters of hydraulic legs in respect to the minimal radial deformations of hydraulic cylinder increasing its impermeability and improving the work of cup seals. It is recommended to use the obtained results at power support designing

Міжнародно-правовий механізм захисту екологічних прав корінних народів

У статті досліджено особливості міжнародно-правового механізму захисту екологічних прав корінних народів. Акцентовано увагу на особливій вразливості корінних народів та громад до погіршення стану довкілля та зміни клімату через їхній тісний зв’язок із навколишнім середовищем, землею та природніми ресурсами. Проаналізовано низку універсальних міжнародно-правових актів, які безпосередньо стосуються захисту екологічних прав корінних народів, як-от Конвенція МОП № 107 про захист та інтеграцію корінного та іншого населення 1957 р., Конвенція МОП № 169 про корінні народи та народи, які ведуть племінний спосіб життя в незалежних країнах 1989 р., Декларація ООН про права корінних народів 2007 р. тощо. Висвітлено діяльність таких органів і спеціальних процедур ООН як Комітет ООН з прав людини, Комісія міжнародного права ООН, Постійний форум з питань корінних народів, Спеціальний доповідач з прав людини і навколишнього середовища, Спеціальний доповідач з прав корінних народів щодо заохочення і захисту прав корінних народів в екологічній сфері. Увагу приділено регіональним системам захисту екологічних прав корінних народів. Проаналізовано положення низки відповідних регіональних міжнародно-правових актів: Американська конвенція з прав людини 1969 р., Резолюція організації американських держав «Про особливий захист корінного населення. Дії щодо боротьби з расизмом і расовою дискримінацією» 1972 р., Американська декларацію прав корінних народів 2016 р., Резолюція Міжамериканської комісії з прав людини № 3/21 «Надзвичайна кліматична ситуація: обсяг міжамериканських зобов’язань щодо прав людини» 2021 р., Африканська хартія прав людини і народів 1981 р., Резолюція «Про права громад корінних народів в Африці» 2000 р., Резолюція Парламентської асамблеї Ради Європи 2400 «Боротьба з нерівністю у праві на безпечне, здорове та чисте довкілля» 2021 р. тощо. Охарактеризовано особливості інституційного механізму та висвітлено релевантну прецедентну практику Африканської та Міжамериканської систем захисту прав людини щодо захисту порушених екологічних прав корінних народів. Відповідно до означеної проблематики було вироблено відповідні висновки і рекомендації

Reactor materials-modern status

This paper presents short description of modern status of reactor materials for nuclear. The fast growing energy demand and concerns about climate changes require nuclear energy to play a role among other energy sources to satisfy future energy needs of mankind. Exactly core materials behaviour provides safe and economy exploitation of nuclear power plants. Metals and alloys used in nuclear service serve in very challenging environments involving high temperatures and stresses, as well as exposure to high irradiation doses. Problems of radiation resistance of materials for exploitation reactors and reactors of next generation are described. Дана стаття являє короткий опис сучасного стану реакторних матеріалів для ядерної енергетики. Швидко зростаючий попит на енергію і заклопотаність з приводу зміни клімату вимагають від ядерної енергетики відігравати важливу роль серед інших джерел енергії для задоволення майбутніх потреб всього людства в енергії. Саме основна поведінка матеріалів забезпечує безпечну і економічну експлуатацію атомних електростанцій. Метали і сплави, які використовуються в ядерній галузі, працюють в дуже складних умовах при наявності високих температур і напружень, а також впливі високих доз опромінень. У даній статті також описані проблеми радіаційної стійкості матеріалів реакторів, що експлуатуються в наш час, а також реакторів наступного покоління. Данная статья представляет краткое описание современного состояния реакторных материалов для ядерной энергетики. Быстро растущий спрос на энергию и озабоченности по поводу изменения климата требуют от ядерной энергетики играть важную роль среди других источников энергии для удовлетворения будущих потребностей всего человечества в энергии. Именно основное поведение материалов обеспечивает безопасную и экономичную эксплуатацию атомных электростанций. Металлы и сплавы, используемые в ядерной отрасли, работают в очень сложных условиях при наличии высоких температур и напряжений, а также воздействии высоких доз облучений. В данной статье также описаны проблемы радиационной стойкости материалов при эксплуатации реакторов в наше время, а также реакторов следующего поколения

Accelerators simulation of structure-phase evolution and radiation resistance of materials for nuclear reactors

At this presentation activity of KIPT which during many years was involved into the field of simulation and investigation of Radiation Damage in reactor materials, is described. Well known that charge particle accelerators are widely used for the purpose of obtaining express information on radiation resistance and investigating physical nature of the radiation. During irradiation with charged particle beams one could reproduce and examine under well-controlled conditions practically all the known radiation effects and investigate physical nature of these effects in more detail. Simulation experiments together with results of reactor investigation much contribute to radiation physics phenomena, radiation and ion-beam technologies as well as solving problems of creation low-activated materials with good radiation resistance. Modern status of simulation experiments in investigation of structure-phase transformations in reactor materials during irradiation is discussed.В представленій роботі описано діяльність ХФТІ протягом багатьох років в галузі імітації та дослідженні радіаційного пошкодження реакторних матеріалів. Добре відомо, що прискорювачі заряджених часток широко використовуються з метою отримання експрес-інформації щодо радіаційної стійкості і для вивчення фізичної природи випромінювання. У процесі опромінення пучком заряджених часток можна відтворити та дослідити в добре контрольованих умовах практично всі відомі радіаційні ефекти, а також дослідити фізичну природу цих ефектів більш докладно. Імітаційні експерименти нарівні з реакторними випробуваннями вносять вагомий вклад в явища радіаційної фізики, радіаційні та іонні технології, а також в рішення проблем слабкоактивуємих матеріалів з високою радіаційною стійкістю. Обговорюється сучасний статус імітаційних експериментів в дослідженні структурно-фазових перетворень в реакторних матеріалах під опроміненням.В предлагаемой работе приводится описание деятельности ХФТИ на протяжении многих лет в области имитации и исследования радиационного повреждения реакторных материалов. Хорошо известно, что ускорители заряженных частиц широко применяются с целью получения экспресс-информации о радиационной стойкости и для исследования физической природы излучения. В процессе облучения пучком заряженных частиц можно воспроизвести и исследовать в хорошо контролируемых условиях практически все известные радиационные эффекты, а также исследовать физическую природу этих эффектов более подробно. Имитационные эксперименты наряду с реакторными испытаниями вносят весомый вклад в явления радиационной физики, радиационные и ионные технологии, а также в решение проблем создания слабоактивируемых материалов с высокой радиационной стойкостью. Обсуждается современный статус имитационных экспериментов в исследовании структурно-фазовых превращений в реакторных материалах под облучением

Effect of Alloying Oxides Y2O3 and ZrO2 on the Microstructure of Austenitic Steel 18Cr10NiTi

Nanomaterials are materials of new generation with unique characteristics which are not characteristic for other materials. Nanofilms, nanoprocessors, nanorobots – the more well known technologies, but demands of modern industry, electronic industry, power industry dictate the development of nanomaterials in higher scales. The use of nanomaterials is very promising direction in nuclear power. Conditions of operation of structural materials in nuclear reactors, namely, high temperature (higher 300°C for thermal reactors and higher 600°C for fast reactors) which together with high density of neutrons (~1021-1022 neutrons/cm-2) cause the degradation of initial physical-chemical characteristics and the significant dimension changes. These factors influence considerably on safe and long-term operation period of reactor

The Effect of Gas Phase Composition on the Structural Characteristics and Resistivity of Nitrogen-doped Nanostructured Diamond Coatings

The experimental results of the effect of the gas phase composition on nitrogen-doped nanostructured diamond coatings synthesized in the glow discharge plasma on their structure and resistance have been presented. It was shown that changes in the electrical conductivity of the nitrogen doped nanostructured diamond coatings are primarily related to changes in the electrical conductivity of the grain boundaries and did not to changes in the grain size of the diamond phase. When you are citing the document, use the following link http://essuir.sumdu.edu.ua/handle/123456789/3518

Mechanisms of radiation damage and development of structural materials for operating and advanced nuclear reactors

Safety of nuclear reactor (NR) and economic of nuclear power are determined to high degree by structural materials. Study of reasons of change of physical-mechanical properties of materials and of their dimensional stability under irradiation; determination of operation life of elements of nuclear power energetic assemblies in different conditions, selection and development of prospective materials with high radiation resistance are the main objectives of radiation material science. In the presented paper, mechanisms of radiation damage of structural materials for nuclear power and problems of development of radiation-resistant materials for operating and advanced NR of new generation are examined.Безпека ядерних енергетичних установок (ЯЕУ) і економічність атомної енергетики багато в чому визначаються конструкційними матеріалами, з яких виготовлені елементи ЯЕУ. Вивчення причин зміни фізико-механічних властивостей матеріалів і їх розмірної стабільності при опроміненні, визначення ресурсу роботи елементів ЯЕУ в різних умовах, вибір і розробка перспективних матеріалів з високою радіаційною стійкістю є основними завданнями радіаційного матеріалознавства. У представленій статті розглядаються механізми радіаційного пошкодження конструкційних матеріалів ядерної енергетики, проблеми та перспективи створення радіаційно стійких матеріалів для діючих реакторів і реакторів нового покоління.Безопасность ядерных энергетических установок (ЯЭУ) и экономичность атомной энергетики во многом определяются конструкционными материалами, из которых изготовлены элементы ЯЭУ. Изучение причин изменения физико-механических свойств материалов и их размерной стабильности при облучении, определение ресурса работы элементов ЯЭУ в различных условиях, выбор и разработка перспективных материалов с высокой радиационной стойкостью являются основными задачами радиационного материаловедения. В статье рассматриваются механизмы радиационного повреждения конструкционных материалов ядерной энергетики, проблемы и перспективы создания радиационно стойких материалов для действующих реакторов и реакторов нового поколения

Effect of argon-ion irradiation on cavity formation and evolution in 18Cr10NiTi austenitic steel

The swelling behavior of 18Cr10NiTi austenitic stainless steel irradiated with energetic Ar-ions in the dose range of 40…105 displacements per atom (dpa) with simultaneously implanted argon to the levels of 0.08…6.3 at.% at temperatures of 550…700 °C was investigated. Transmission electron microscopy (TEM) has been used to study the microstructure evolution and to determine the dependence of swelling on the damage and Ar concentration. It is shown that the highest density and average size of the cavities was observed in the region of the calculated peak damage and Ar concentration. Argon was found to promote cavity swelling at lower temperature. At simultaneous creation of defects and argon implantation it was found a shift of swelling curve to higher temperatures compared to metallic-ion irradiation. The cavity swelling behavior of an austenitic 18Cr10NiTi steel irradiated with energetic argon ions are compared with those resulting from helium implantation.Досліджено поведінку розпухання аустенітної нержавіючої сталі 18Cr10NiTi, опроміненої енергетичними іонами Ar в діапазоні доз 40…105 зсувів на атом (зна) при одночасній імплантації аргону до рівнів 0,08…6,3 ат.% при температурі 550….700 °С. Просвічувальна електронна мікроскопія (ПЕМ) була використана для вивчення еволюції мікроструктури та визначення залежності розпухання від дози і концентрації Ar. Показано, що найбільша щільність і розмір порожнин спостерігаються в області розрахункового піку дефектів і концентрації Ar. Було виявлено, що аргон сприяє розпуханню при більш низькій температурі. При одночасному створенні дефектів і імплантації аргону було виявлено зсув кривої розпухання в сторону більш високих температур у порівнянні з опроміненням іонами металів. Поведінка розпухання аустенітної сталі 18Cr10NiTi, опроміненої енергетичними іонами аргону, порівнюється з такою у разі імплантації геліюИсследовано поведение распухания аустенитной нержавеющей стали 18Cr10NiTi, облученной энергетичными ионами Ar в диапазоне доз 40…105 смещений на атом (сна) при одновременной имплантации аргона до уровней 0,08…6,3 ат.% при температуре 550…700 °С. Просвечивающая электронная микроскопия (ПЭМ) была использована для изучения эволюции микроструктуры и определения зависимости распухания от дозы и концентрации Ar. Показано, что наибольшая плотность и размер полостей наблюдаются в области расчетного пика дефектов и концентрации Ar. Было обнаружено, что аргон способствует распуханию при более низкой температуре. При одновременном создании дефектов и имплантации аргона было обнаружено смещение кривой распухания в сторону более высоких температур по сравнению с облучением ионами металлов. Поведение распухания аустенитной стали 18Cr10NiTi, облученной энергетичными ионами аргона, сравнивается с таковым в случае имплантации гелия

On athermic mechanism of materials radiation embrittlement

To elucidate the mehanisms of radiation embrittlement of materials the temperature dependence of mechanical properties of irradiated materials has been studiedyesBelgorod State Universit

Characterization of dislocation type defects formed at low-energy deuterium irradiation of SS316 stainless steel

The nature of small point defect clusters in SS316 austenitic stainless steel irradiated with deuterium ions at room temperature was identified from their behavior under annealing. In this analysis, the defect clusters which evolved due annealing were judged to be of interstitial (I)-type and of vacancy (V)-type. The standard technique for Burgers vector determinations was used and shown that the interstitial type defect clusters are Frank faulted dislocation loops having Burgers vector b = a/3 normal to the {111} plane. These results are discussed and compared with the results of studies of microstructural changes in austenitic stainless steels irradiated with fission neutrons.Визначено характер дислокаційних петель в аустенітній нержавіючій сталі SS316, опроміненої іонами дейтерію при кімнатній температурі. У цій роботі вивчена трансформація дрібних дефектних кластерів, результатом якої стало утворення дислокаційних петель міжвузельного та вакансійного типів. Використовувався стандартний метод визначення векторів Бюргерса дислокацій. Показано, що дефектні петлі Франка мають вектор Бюргерса типу b = a/3 , спрямований перпендикулярно площинам {111}. Ці результати обговорюються і порівнюються з даними досліджень мікроструктурних змін в аустенітних нержавіючих сталях при нейтронному опроміненні.Определен характер дислокационных петель в аустенитной нержавеющей стали SS316, облученной ионами дейтерия при комнатной температуре. В этой работе изучена трансформация мелких дефектных кластеров, результатом которой стало образование дислокационных петель межузельного и вакансионного типов. Использовался стандартный метод определения векторов Бюргерса дислокаций. Показано, что дефектные петли Франка имеют вектор Бюргерса типа b = a/3 , направленный перпендикулярно плоскостям {111}. Эти результаты обсуждаются и сравниваются с данными исследований микроструктурных изменений в аустенитных нержавеющих сталях при нейтронном облучении