+
Действующая цена700 499 руб.
Товаров:
На сумму:

Электронная библиотека диссертаций

Доставка любой диссертации в формате PDF и WORD за 499 руб. на e-mail - 20 мин. 800 000 наименований диссертаций и авторефератов. Все авторефераты диссертаций - БЕСПЛАТНО

Расширенный поиск

Исследование прочности материалов плакированных корпусов атомных энергетических реакторов с технологическими дефектами

  • Автор:

    Чернявский, Олег Андреевич

  • Шифр специальности:

    01.02.06

  • Научная степень:

    Кандидатская

  • Год защиты:

    2002

  • Место защиты:

    Москва

  • Количество страниц:

    148 с. : ил

  • Стоимость:

    700 р.

    499 руб.

до окончания действия скидки
00
00
00
00
+
Наш сайт выгодно отличается тем что при покупке, кроме PDF версии Вы в подарок получаете работу преобразованную в WORD - документ и это предоставляет качественно другие возможности при работе с документом
Страницы оглавления работы

СОДЕРЖАНИЕ
Введение
]. Современное состояние проблемы продления ресурса элементов
оборудования АЭУ и перспективы ее решения. (Обзор литературы)
1.1. Некоторые основные факторы, влияющие на работоспособность сосудов высокого давления
1.1.1. Технологические дефекты в наплавленных и сварных соединениях оборудования АЭУ, их типы и методы контроля
1.1.2. Влияние нейтронного облучения на сопротивление конструкционных сталей хрупкому разрушению
1.2. Научные основы оценки влияния технологических дефектов на прочность элементов оборудования АЭУ
1.2.1. Экспериментальные методы определения характеристик статической и циклической трепщностойкости моно- и биметаллов
1.3. Методы расчетного обоснования прочности и долговечности элементов конструкций при наличии дефектов
1.4. Выбор метода расчета коэффициентов интенсивности напряжений для поверхностных и внутренних дефектов
1.5. Актуальность проблемы продления ресурса элементов оборудования АЭУ и основные задачи исследования
2. Методика экспериментальных исследований. Материалы, образцы,
испытательное оборудование
2.1. Материал и его свойства, выбор типоразмеров образцов
2.2. Испытательное оборудование
2.3. Методика испытаний образцов на статическую трещиностой-кость
2.4. Методика экспериментального определения периода зарождения трещин от концентраторов при циклическом нагруже-

3. Анализ результатов испытаний
3.1. Выбор режима охрупчивающей термической обработки и оценки механических характеристик плакированной корпусной стали
3.2. Сравнительная оценка статической трещиностойкости корпусного материала и материала с наплавкой в исходном и ох-рупченном состояниях
4. Предложения по совершенствованию методов обоснования допустимых размеров технологических дефектов корпуса реактора АЭУ
4.1. Оценка периода до возникновения усталостных трещин от концентраторов
4.2. Разработка таблицы допустимых размеров дефектов для сварных соединений элементов оборудования АЭУ на стадии эксплуатации
4.3. Приведение переменных режимов нагружения, возможных при эксплуатации корпуса реактора, к номинальному режиму
4.4. Расчетная оценка допустимых размеров дефектов в активной зоне корпуса реактора ВВЭР-1
5. Заключение и общие выводы
Библиографический список использованной литературы
Приложение

ВВЕДЕНИЕ
Характерной особенностью современного этапа развития атомного энергомашиностроения является увеличение единичных мощностей агрегатов. Такая тенденция экономически выгодна, поскольку позволяет уменьшить удельную металлоемкость, трудоемкость изготовления и эксплуатационные расходы. Однако с повышением мощности увеличиваются габариты изделия, вес и напряженность его основных элементов, а также ужесточаются условия работы материалов.
В нашей стране серийно выпускаются атомные энергоблоки электрической мощностью 440, 1000 МВт и разрабатываются проекты энергоустановок мощностью до 1500 МВт, причем предпочтение отдается водо-водяным реакторам (ВВЭР) / 1, 22, 26 /.
К числу наиболее ответственных элементов атомных энергетических установок (АЭУ) относятся корпуса реакторов и парогенераторов, компенсаторов объема, сепараторов пара, представляющие собой сосуды высокого давления. Эти сосуды изготавливают из низколегированных перлитных сталей с широким использованием различных сварочных процессов.
Оборудование первого контура АЭУ типа ВВЭР для защиты от теплоносителя (реакторной воды высоких параметров) подвергается облицовке изнутри антикоррозионными плакирующими покрытиями из сталей аустенитного класса. Активная зона корпуса реактора подвержена интенсивному нейтронному облучению, вследствие чего происходит охрупчивание основного материала, приводящее к изменению исходных механических характеристик.
Несмотря на жесткие требования к технологическому процессу, при создании плакирующего покрытия электродуговой наплавкой возможно появление различных технологических дефектов. Кроме того, в процессе эксплуатации конструкция подвергается периодически изменяющейся во времени нагрузке, в связи с чем существующие дефекты и микротрещины могут расти и достигнуть таких размеров, при которых возможно разрушение изделия.
Такие крупногабаритные конструкции обладают при эксплуатации значительными запасами упругой энергии, определяемой как высоким уровнем рабочих напряжений, так и внутренней энергией рабочей среды, которая в ряде случаев бывает радиоактивной. Все это предопределяет высокий уровень требований к прочности и долговечности указанных конструкций. В связи с этим возникает необходимость обеспечения эксплуатационной надежности

схематизированных индикаций дефектов. Основным источником этих норм является приложение О части III кода АБМЕ, в котором изложен расчет на сопротивление хрупкому разрушению корпуса реактора. Этот расчет определяет целостность корпуса при наличии в стенке сосуда условно введенной полуэл-липтической поверхностной трещины глубиной, равной 25% толщины стенки 1 и длиной по поверхности 2с, равной шести глубинам. Нормы допустимости части XI были установлены путем выбора введенной поверхностной трещины с размерами 1/10 от той, которая установлена в приложении О части III, т.е.
Ух = 0,25 и У2с = У6 (рис. 1.7).
Рис. 1.
Допустимые индикации в сварных соединениях корпусов реакторов по коду АБМЕ, часть XI.
1- введение трещины по коду АБМЕ часть III;
2- допустимые размеры внутренних эллиптических трещин;
3- отказ от постоянства величин К1 для поверхностных трещин
в области £/2с = 0,3 - 0,5 в связи с большим ростом глубо-
ких трещин в длину, чем в высоту при растяжении.
Введенная трещина послужила основой для составления таблиц допустимых размеров дефектов поверхностных и внутренних схематизированных индикаций, вычисленных с использованием закономерностей механики раз-

Рекомендуемые диссертации данного раздела

Время генерации: 0.187, запросов: 967