Оптимизация условий эксплуатации оборудования и сооружений реакторных установок

Оптимизация условий эксплуатации оборудования и сооружений реакторных установок

Автор: Рясный, Сергей Иванович

Шифр специальности: 05.14.03

Научная степень: Докторская

Год защиты: 2006

Место защиты: Москва

Количество страниц: 320 с. ил.

Артикул: 3313023

Автор: Рясный, Сергей Иванович

Стоимость: 250 руб.

Оптимизация условий эксплуатации оборудования и сооружений реакторных установок  Оптимизация условий эксплуатации оборудования и сооружений реакторных установок 

СОДЕРЖАНИЕ
Перечень принятых сокращений и условных обозначений
Введение.
Глава 1. Условия эксплуатации и ресурс оборудования и сооружений
1.1. Виды нагрузок и нагружаемые элементы РУ
1.2. Проектные ограничения и учет циклов нагружения
оборудования РУ.
1.3. Испытания и ресурс узлов и элементов РУ
1.4. Совершенствование объема и состава испытаний.
1.5. Эксплуатационный контроль ресурса
1.6. Оптимизация условий эксплуатации оборудования и
сооружений при испытаниях.
1.7. Цели и условия эксплуатации РУ в период пусконаладочных
испытаний.
1.8. Критерии оптимальности процесса ввода в эксплуатацию
1.9. Натурные исследования нагрузок и напряженного состояния
реакторной установки в режимах эксплуатации и испытаний
1 Основные направления и задачи диссертационного
исследования
Глава 2. Управление ресурсными характеристиками оборудования и
сооружений АЭС после длительного простоя и хранения
2.1. Обследование и управление ресурсными характеристиками
оборудования и сооружений после длительного простоя и хранения
2.2. Визуальное обследование
2.3. Сопоставительный анализ и компенсирующие мероприятия
2.4. Инструментальное обследование текущего технического
состояния
2.5. Анализ результатов визуального и инструментального
обследования
2.6. Установление определяющих параметров технического
состояния и критериев предельного состояния.
2.7. Оценка остаточного ресурса элементов оборудования
2.8. Управление ресурсными характеристиками при вводе в
эксплуатацию энергоблоков 1 и 2 Ростовской АЭС
Глава 3. Оптимизация условий эксплуатации термонапряженных узлов
реакторной установки ВВЭР при вводе в эксплуатацию.
3.1. Термонапряженное состояние оборудования РУ
3.2. Патрубок питательной воды парогенератора
3.3. Узлы подпитки 1 контура РУ В0.
3.4. Анализ термоциклов в узлах подпитки 1 контура по
результатам теплогидравлических измерений.
3.5 Исследование тепловой эффективности регенеративного
теплообменника подпиткипродувки
3.6. Оптимизация условий эксплуатации узлов подпитки и
продувки 1 контура РУ В8.
3.7. Сравнение условий эксплуатации системы компенсации давления и пассивной части САОЗ реакторных установок
В0 и В8.
3.8. Влияние различных факторов на повреждаемость
термонагруженных узлов РУ.
Глава 4. Исследование условий эксплуатации системы компенсации
давления.
4.1. Теплогидравлические процессы в узле впрыска в
компенсатор давления
4.2. Тепло и массообмен на свободной поверхности пленочного
потока жидкости.
4.3. Расчетноэкспериментальное обоснование оптимизации
термонапряженного состояния дыхательного патрубка КД
4.4. Влияние и значение точности поддержания постоянной
протечки в КД.
4.5. Поддержание уровня в компенсаторе давления.
Глава 5. Экспериментальное исследование и оптимизация режимов с
тепловыми ударами в оборудовании РУ
5.1. Тепловые удары в оборудовании РУ.
5.2. Охрупчивание корпуса реактора
5.3. Экспериментальный контроль в режиме аварии непредусмотренное открытие предохранительного клапана
КД с последующей непосадкой
5.4. Смягчение теплового удара при пуске систем аварийного
охлаждения активной зоны реактора ВВЭР.
5.5. Тепловые удары в оборудовании РУ в режимах обесточивания собственных нужд и полного обесточивания АЭС
Глава 6. Оптимизация процессов конденсации пара в аварийных
режимах с потерей теплоносителя 1 контура.
6.1. Локализация аварии с потерей теплоносителя первого
контура
6.2. Система оболочки с ледовым конденсатором
6.3. Система понижения давления с сухим конденсатором
6.4. Расчет конденсации насыщенного пара в керамической
засыпке
6.5. Повышение эффективности систем понижения давления с сухими конденсаторами
6.6. Сравнение эффективности различных теплопоглотителей i
для систем локализации аварий на АЭС.
6.7. Исследование сравнительной эффективности теплопоглотителей в присутствии воздуха и в зависимости
от условий распределения пара в конденсаторе.
6.8. Расчет конденсации насыщенного пара в емкости с эндотермически растворимым теплопоглотителем.
6.9. Экспериментальное исследование конденсации насыщенного пара в емкости с эндотермически
растворимым теплопоглотителем
Заключение
Литература


Применяемые в настоящее время при вводе в эксплуатацию РУ ВВЭР системы внутриреакторного контроля вибраций и пульсаций давления в элементах ВКУ и в имитаторах ТВС достаточно сложны по конструкции и по технологии монтажа на реакторе, вследствие чего вероятность повреждения элементов этих систем в процессе монтажа на реакторе достаточно высока. Как показывает опыт, в данных системах возможно наличие дефектов и повреждений, не выявляемых в процессе гидроиспытаний, но проявляющихся позднее в процессе горячей обкатки в виде течи, видимо, изза накопления к моменту образования течи повреждения вследствие имевших место циклов термосиловых нагрузок. Появление течей в защитных трубах и узлах вывода данных систем приводит к необходимости расхолаживания реакторной установки для ремонта и устранения течей и прерывания процесса горячей обкатки. ВВЭР. В перспективе ставится задача осуществления контроля вибрационного отклика и динамической нагруженности внутрикорпусных устройств реактора по виброшумовым характеристикам крышки реактора, что позволит отказаться от внутрикорпусных измерений. РУ и его остаточного ресурса с помощью систем внешнереакторного контроля. Ранее осуществлявшийся на АЭС ручной способ фиксации реализованных режимов нагружения оборудования является неудовлетворительным не только с точки зрения точности определения полученных нагрузок и повреждения оборудования, но и может обладать существенной степенью недостоверности вследствие субъективных факторов отношения персонала к процессу регистрации, в том числе часто изза желания скрыть недостатки в эксплуатации оборудования. Из практики наблюдений за процессом ввода в эксплуатацию известны случаи, когда в процессе гидроиспытаний оборудования РУ циклы нагружения неоднократно повторялись вследствие неудачного устранения протечек, однако гидроиспытания учитывались как один цикл. Распространенным является приуменьшение числа повторных пусков ГЦН. Обычно не регистрируются превышения допустимых температурных градиентов корпусного оборудования, термоциклы, возникающие вследствие периодической подпитки ПГ при неработающих регуляторах, подпитки ПГ через патрубок аварийной питательной воды, применения режима работы регулятора давления в
автоматическом режиме при постоянно включенных вручную ТЭН КД, при котором происходят периодические впрыски в КД. В связи с указанными обстоятельствами весьма актуальным следует считать применение на АЭС инструментальных автоматизированных систем контроля истории термосилового нагружения и на их основе систем автоматизированного контроля остаточного ресурса. Только с применением таких систем возможен объективный контроль истории эксплуатации, позволяющий перейти от преобладающего в настоящее время контроля по фактическому состоянию металла к контролю остаточного ресурса по наработке и при этом снизить трудо и дозозатраты на контроль и техническое обслуживание, повысить надежность и безопасность эксплуатации. Наибольший эффект от применения таких систем может достигаться при использовании проектных элементов температурного контроля СПНИ. Это позволяет производить контроль ресурса от начала эксплуатации оборудования, автоматизировать процесс температурного контроля и использовать предназначенные для пусконаладочных работ кабели, материалы и оборудование не только в период ввода в эксплуатацию, но и в период дальнейшей эксплуатации. В качестве первых примеров непосредственного использования систем температурного контроля СПНИ в период дальнейшей эксплуатации можно привести решения об использовании при дальнейшей штатной эксплуатации РУ систем термоконтроля СПНИ на энергоблоке 6 АЭС Козлодуй и на энергоблоке 1 Волгодонской АЭС см. Таким образом, важнейшей тенденцией эволюции пусконаладочных испытаний РУ с использованием СПНИ и контроля ресурса на этапе ввода в эксплуатацию является перерастание их в непрерывный эксплуатационный контроль ресурса по наработке. За рубежом системы автоматизированного контроля и учета циклов нагружения оборудования на АЭС начали активно применяться с х годов прошлого века. Известна система контроля температурных циклов и наблюдения за усталостью Фамос, разработанная фирмой i 4.

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: 0.231, запросов: 237