Методология обоснования продления срока службы опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440

Методология обоснования продления срока службы опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440

Автор: Никитенко, Михаил Павлович

Шифр специальности: 05.14.03

Научная степень: Кандидатская

Год защиты: 2007

Место защиты: Подольск

Количество страниц: 150 с. ил.

Артикул: 3314725

Автор: Никитенко, Михаил Павлович

Стоимость: 250 руб.

Методология обоснования продления срока службы опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440  Методология обоснования продления срока службы опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 

ВВЕДЕНИЕ.
Глава 1. ОБЪЕКТ ИССЛЕДОВАНИЙ
1.1. Описание конструкции
1.2. Исходные данные.
1.2.1. Конструкционные материалы.
1.2.2. Рабочие условия.
1.2.3. Допускаемые напряжения
1.3. Условия работы опорных конструкций ВВЭР0 первого поколения
Выводы к главе
Глава 2. УСЛОВИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ ХРУПКОЙ ПРОЧНОСТИ
ОПОРНЫХ КОНСТРУКЦИЙ ВВЭР0 ПЕРВОГО
ПОКОЛЕНИЯ.
2.1. Обеспечение хрупкой прочности опорной конструкции реактора
2.1.1. Основные положения
2.1.2. Формулировка условия обеспечения хрупкой прочности элементов с полуэллиптической поверхностной трещиной.
2.1.3. Формулировка условия обеспечения хрупкой прочности
для сквозной трещины
2.2. Анализ возможных дефектов в металле кольцевого бака и
опорной конструкции реактора.
2.2.1. Назначение формы и размеров расчетного дефекта при анализе условий прочности обечаек и днища кольцевого
бака реактора.
2.2.2. Назначение формы и размеров дефектов при анализе условий прочности узлов приварки внутренних и внешних ребер к обечайкам кольцевого бака реактора.
Выводы к главе
Глава 3. КЛЮЧЕВЫЕ ЭЛЕМЕНТЫ ОПОРНОЙ КОНСТРУКЦИИ
РЕАКТОРА И АНАЛИЗ ИХ НАГРУЖЕННОСТИ
3.1. Ключевые элементы опорной конструкции реактора
3.2. Расчетное исследование остаточных сварочных напряжений в ключевых элементах опорной конструкции реактора.
3.2.1. Процедура расчета.
3.2.2. Расчет ОСН в продольных стыковых сварных швах обечаек кольцевого бака реактора.
3.2.3. Расчет ОСН в узле приварки ребра к внутренней и наружной обечайкам кольцевого бака реактора.
3.2.4. Расчет ОСН в узле приварки днища к обечайкам кольцевого
бака реактора.
3.2.5. Расчет ОСН в узле приварки Гобразной опоры к внутренней обечайке кольцевого бака реактора
3.2.6. Расчет ОСН в узле приварки опорной плиты к наружной обечайке кольцевого бака реактора
3.3. Расчет КИН от первичных напряжений.
3.4. Расчет КИН от остаточных сварочных напряжений
3.4.1. Узел, образованный продольным стыковым швом
3.4.2. Узел приварки ребра к внутренней и наружной обечайкам кольцевого бака реактора.
3.4.3. Узел приварки днища к обечайкам кольцевого бака реактора
3.4.4. Узел приварки Гобразной опоры к внутренней обечайке кольцевого бака реактора.
3.4.5. Узел приварки опорной плиты к наружной обечайке кольцевого бака реактора.
Выводы к главе 3.
Глава 4. ОХРУПЧИВАНИЕ УГЛЕРОДИСТЫХ СТАЛЕЙ ПОД ДЕЙСТВИЕМ ОБЛУЧЕНИЯ И ТЕРМИЧЕСКОГО СТАРЕНИЯ.
4.1. Определение Тко для стали марки СтЗсп5 и металла сварного
шва, выполненного электродами УОНИИ.
4.2. Влияние низкотемпературного облучения
4.3. Влияние спектра и скорости создания смещений.
4.4. Влияние термического старения.
4.5. Получение расчетной температурной зависимости вязкости разрушения КсТТк
4.6. Экспериментальное определение плотности нейтронного потока
Выводы к главе
Глава 5. РАСЧЕТНОЕ ОБОСНОВАНИЕ ПРОДЛЕНИЯ СРОКА
СЛУЖБЫ ОПОРНЫХ КОНСТРУКЦИЙ РЕАКТОРОВ ПО 1 КРИТЕРИЮ СОПРОТИВЛЕНИЯ ХРУПКОМУ РАЗРУШЕНИЮ
5.1. Методики расчета
5.1.1. Методика расчета напряженнодеформированного состояния
5.1.2. Методика расчета на сопротивление хрупкому разрушению.
5.2. Результаты расчета напряженнодеформированного состояния опорной конструкции реактора
5.3. Результаты расчета на СХР опорной конструкции реактора
5.3.1. Критическая температура хрупкости.
5.3.2. Результаты расчета на сопротивление хрупкому разрушению во внутренней обечайке в районе сварного соединения с ребром жесткости.
5.3.3. Результаты расчета на сопротивление хрупкому разрушению во внутренней обечайке кольцевого бака реактора в районе вертикального сварного соединения.
5.3.4. Результаты расчета на сопротивление хрупкому разрушению в сварном соединении нижнего днища с внутренней
обечайкой кольцевого бака реактора.
5.3.5. Результаты расчета на сопротивление хрупкому разрушению в сварном соединении опорного ребра с внутренней
обечайкой кольцевого бака реактора.
5.3.6. Результаты расчета на сопротивление хрупкому разрушению во внутреннем ребре жесткости в районе сварного соединения
с внутренней обечайкой кольцевого бака реактора
Выводы к главе
ОБЩИЕ ВЫВОда
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ


Вместе с тем, практические шаги по продлению срока службы реакторов АЭС требуют обоснования возможности эксплуатации опорной конструкции реактора в этих условиях, учитывая, что флюенс нейтронов может достичь
величины, превышающей нормативную нейтрсм за лет эксплуатации. Последнее обстоятельство диктует необходимость оценки хрупкой прочности опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР0 первого поколения с учетом продления срока службы и увеличения флюенса нейтронов при увеличении срока эксплуатации опорной конструкции реактора до лет. В оценке хрупкой прочности опорной конструкции реактора важную роль играет критическая температура хрупкости Тк. Она увеличивается при росте флюенса нейтронов на величину сдвига ДТР. Исследования последних десятилетий свидетельствуют, что сдвиг АТр зависит также от величины плотности потока флакса нейтронов. При одном и том же флюенсе нейтронов различие в сдвигах ДТР или в коэффициентах охрупчивания АР может существенно увеличиваться с уменьшением флакса нейтронов, воздействующих на опорные конструкции реактора. Этот эффект, называемый низкопоточным охрупчиванием, необходимо достаточно точно оценить, чтобы с установленными условиями облучения опорной конструкции реактора достоверно определить величину Тк как для проектного срока ее эксплуатации, так и в прогнозе Тк при продлении эксплуатации на лет. Оценить результаты расчета плотности потока нейтронов затруднительно также и по причине неполной адекватности расчетной модели состав, геометрия реальной опорной конструкции реактора. Экспериментальное определение плотности потока быстрых нейтронов на опорной конструкции реактора осложнено изза ее труднодоступности. В 1 на основе опубликованных отечественных и зарубежных экспериментальных данных был произведен анализ дозовой зависимости радиационного охрупчивания углеродистых сталей и металла их сварных швов в условиях низкотемпературного облучения. Отмечено, что в этих условиях на образцахсвидетелях металла опорной конструкции реактора НИК. Е1МэВ было обнаружено более значительное увеличение сдвига температуры хрупкости АТр и прироста предела текучести по сравнению с результатами, полученными на тех же материалах при облучении в исследовательских реакторах с большими мощностями нейтронного потока. По мнению исследователей, обнаруживших этот эффект, его причиной является вклад тепловой части нейтронного спектра в образование точечных дефектов и формирование системы дислокационных барьеров в структуре облучаемой стали. В итоге анализа, выполненного в ЦНИИ КМ Прометей и РНЦ Курчатовский институт 1, для прогноза радиационного охрупчивания углеродистых сталей в оценках работоспособности опорных конструкций, предложены сходные экспоненциальные дозовые зависимости АТр, из которых одна является верхней огибающей имеющейся совокупности экспериментальных данных, включая данные по образцамевидетелям защитного бака реактора НЕЖ. Другая зависимость, в целях обеспечения консервативности расчетов на прочность, предусматривает учет фактора плотности потока быстрых нейтронов Е0,5МэВ, посредством чего прогнозируется усиление охрупчивания вследствие уменьшения скорости создания атомных смещений при рекомбинации структурных дефектов. Крайне ограниченным был также и объем экспериментов по измерению вязкости разрушения облученных материалов. Результаты исследований радиационной стойкости стали марки СтЗспб, а также исследование механических характеристик ее сварных соединений предназначались для экспериментальной проверки предложенных в 1 соотношений. Эти результаты также послужили основой для верификации используемых в 2 соотношений для расчетов на сопротивление хрупкому разрушению опорных конструкций согласно 2. Указанный комплекс задач применительно к особенностям изготовления и эксплуатации опорной конструкции не был решен. Цель работы Разработка методологии обоснования продления срока службы ПСС опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР0 первого поколения по критерию сопротивления хрупкому разрушению и обоснование ПСС опорных конструкций до лет.

Рекомендуемые диссертации данного раздела

28.06.2016

+ 100 бесплатных диссертаций

Дорогие друзья, в раздел "Бесплатные диссертации" добавлено 100 новых диссертаций. Желаем новых научных ...

15.02.2015

Добавлено 41611 диссертаций РГБ

В каталог сайта http://new-disser.ru добавлено новые диссертации РГБ 2013-2014 года. Желаем новых научных ...


Все новости

Время генерации: 0.181, запросов: 237