Особенности технологии изготовления графитовых кладок реакторов РБМК и разработка методологии оценки их ресурса

Особенности технологии изготовления графитовых кладок реакторов РБМК и разработка методологии оценки их ресурса

Автор: Балдин, Виктор Дмитриевич

Год защиты: 2006

Место защиты: Москва

Количество страниц: 153 с. ил.

Артикул: 3308653

Автор: Балдин, Виктор Дмитриевич

Шифр специальности: 05.17.11

Научная степень: Кандидатская

Стоимость: 250 руб.

Особенности технологии изготовления графитовых кладок реакторов РБМК и разработка методологии оценки их ресурса  Особенности технологии изготовления графитовых кладок реакторов РБМК и разработка методологии оценки их ресурса 

СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ.
1 СОСТОЯНИЕ ВОПРОСА.
2 КОНСТРУКЦИЯ ГРАФИТОВОЙ КЛАДКИ .
3 ОСОБЕННОСТИ ТЕХНОЛОГИИ РЕАКТОРНОГО ГРАФИТА В
ЭЛЕМЕНТАХ КЛАДОК РЕАКТОРОВ РБМК. 1
3.1 Техпроцесс и изменения в нем.
3.2 Графитеакторов РБМК
3.3 Неоднородность свойств.
4 ИССЛЕДОВАНИЕ СТАРЕНИЯ ГРАФИТОВОЙ КЛАДКИ В ПРОЦЕССЕ
ЕЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ.
4.1 Процессы деградации кладки и их влияние на выполнение кладкой своих функций.
4.2 Влияние технологии изготовления на характеристики процесса старения графита.
5 ВОССТАНОВЛЕНИЕ ГАЗОВЫХ ЗАЗОРОВ
5.1 Причины и последствия исчерпания газовых зазоров.
5.2 Разработка методики прогнозирования поэтапной реконструкции ячеек.
5.2.1 Методический подход к планированию ПЗТК
5.2.2 Описание методики прогноза газового зазора в системе ТКграфитовая кладка для 1го энергоблока Смоленской АЭС.
5.3 Обоснование выбора марки графита на нетрадиционном сырье для изготовления колец и втулок ТК
5.4 Осуществление реконструкции активных зон реакторов РБМК
6 РАЗРАБОТКА МЕТОДИКИ ОЦЕНКИ ОСТАТОЧНОГО РЕСУРСА Ч Н
6.1 Разработка алгоритма оценки ресурса срока эксплуатации графитовой кладки
6.2 Предельнодопустимые значения факторов определяющих ресурс
кладки.
6.2.1 Критический флюенс нейтронного облучения графита и его прочность
6.2.2 Целостность графитовых блоков
6.2.3 Искривление графитовых колонн
6.2.4 Величина телескопического соединения трактов ТСТ.
6.3 Выбор референтных ячеек
6.4 Разработка методики оценки остаточного ресурса кладки
6.5 Рекомендации по совершенствованию методики с учетом вариации исходных свойств графита
7 ИССЛЕДОВАНИЯ В ОБОСНОВАНИЕ ПРОДЛЕНИЯ СРОКА СЛУЖБЫ ГРАФИТОВЫХ КЛАДОК.7
7.1 Первый энергоблок Ленинградской АЭС.
7.2 Второй энергоблок Ленинградской АЭС.
7.3 Первый энергоблок Курской АЭС.
7.3.1 Достижение критического флюенса.
7.3.2 Величина телескопического соединения трактов
7.3.3 Искривление колонн
7.3.4 Сопоставление и приоритезация оценок ресурса кладки выполненных по отдельным параметрам, определяющим е состояние.
7.4 Пятый энергоблок Курской АЭС
ВЫВОДЫ.
ЛИТЕРАТУРА


На базе обработки результатов исследований маломерных образцов, облучавшихся в реакторах МР, СМ-2 и БОР-, в году коллективом специалистов НИКИЭТ, ИАЭ им. И.В. Курчатова и НИИГрафит был выпущен отчет “Нормы расчета на прочность типовых узлов и деталей из графита уран-графитовых канальных реакторов” [1], обобщающий все имевшиеся данные но изменению свойств отечественных марок графитов под облучением и включающий раздел по оценке прочности графитового блока. В начале -ых годов, когда возникла реальная необходимость продления срока эксплуатации энергоблоков с реакторами РБМК, оказалось, что эти «Нормы. Нормы) не могли рассматриваться как действительно нормативный документ, поскольку не были согласованы регулирующими органами. Таким образом, несмотря на несомненную ценность этой работы, приведенные в ней данные при оценке ресурса кладок могут рассматриваться только как вспомогательный материал иллюстрирующий потенциальные тенденции изменения свойств графита и размеров образцов. После издания норм и правил НП-7- [3], требующих наличия оформленных в установленном порядке методик для обоснования ресурса невосстанавливаемого оборудования реактора, под руководством и при участии автора началась разработка методики оценки остаточного ресурса графитовой кладки реактора РБМК. Решение задачи разработки и совершенствования методической базы обоснования ресурса графитовых кладок РБМ-К ведётся в рамках отраслевой целевой программы «Обоснование предельно достижимого срока эксплуатации графитовых кладок РБМК-» 4. П, утверждённой Первым заместителем министра атомной энергии РФ Рябевым JI. Д. апреля года, инициатором и основным разработчиком которой был автор. В качестве таковых взяты 1-ые энергоблоки Ленинградской и Курской атомных станций. Выбор двух энергоблоков обусловлен в основном различием в заводах-поставщиках графитовых блоков. Отработка на головных энергоблоках методических подходов позволит существенно упростить процедуру обоснования ресурса для остальных энергоблоков. На отмеченных энергоблоках при участии автора первыми начали выполняться исследования в обоснование ПСС графитовых кладок сверх назначенных лет. В настоящее время 5-ый энергоблок Курской АЭС готовится к пуску. Конструкция его графитовой кладки, по сравнению с предшествующими энергоблоками, была существенно усовершенствована, однако срок эксплуатации энергоблока до настоящего времени окончательно не определен. Применение разработанной методологии оценки ресурса графитовой кладки позволило автору рассмотреть возможность увеличения её срока службы до лет. Начиная с года, на энергоблоках с реакторами РБМК проводится реконструкция ячеек из-за исчерпания в них диаметральных зазоров между топливными каналами и графитовыми блоками. Длительная эксплуатация графитовых блоков в контакте с каналом может привести к преждевременному растрескиванию блоков и сокращению ресурса графитовой кладки, поэтому такая ситуация является не допустимой. Реконструкция заключается в замене старых каналов на новые, расточке (калибровке) отверстий графитовых блоков до значения диаметра близкого к проектному и увеличении зацепления в телескопическом соединении верхних трактов. На первых трех энергоблоках эта работа была выполнена единовременно для всех ячеек. В дальнейшем из-за изменения в стране экономической ситуации потребовалось разбить ее на каждом энергоблоке на этапы. Одновременно возникла проблема изготовления графитовых колец и втулок для новых каналов. Из-за окончания производства кокса КНПС потребовалось проведение исследований возможности использования альтернативных графитов на основе пекового и сланцевого коксов. При проведении поэтапной реконструкции определение объемов работ на каждом этапе и допустимых сроков эксплуатации реактора между ними является научно-технической задачей связанной с безопасностью работы энергоблока и его экономическими показателями. Ее решение потребовало разработки специальной методики оценки и прогнозирования состояния ячеек реактора базирующейся на анализе результатов измерения параметров радиационно-термической ползучести графитовых блоков и циркониевых топливных каналов.

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: 0.186, запросов: 242