Обоснование прочности контейнеров для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива с корпусом из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом

• Автор: Радченко, Михаил Владимирович
• Шифр специальности: 01.02.06
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2007
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 145 с. : ил.

1. Хранение и транспортировка отработавшего ядерного топлива
2. Структура и механические характеристики чугуна с шаровидным графитом (ВЧШГ)
2.1 Особенности формирования структуры и механических свойств
в крупнотоннажных отливках корпуса контейнера из ВЧШГ
2.2 Статическая и динамическая трещиностойкость ВЧШГ
2.3 Электронно-фрактографическое исследование излома образцов высокопрочного чугуна
2.4 Моделирование распределения напряжений в образцах ВЧШГ
3. Расчет НДС и прочности ТУК-128 для нормальных и аварийных условий эксплуатации
3.1 Расчет НДС для нормальных условий эксплуатации
3.2 Расчет полей температур и температурных напряжений при
пожаре
3.3 Определение динамических нагрузок и напряжений при падении упаковки на жесткое основание и штырь
3.3.1 Удар о жесткое основание
3.3.2 Падение на штырь
3.4 Оценка допустимых и критических размеров дефектов в корпусе

4. Динамические испытания контейнеров ТУК
4.1 Методика и результаты натурных испытаний
4.2 Сопоставление результатов расчета и эксперимента
Основные выводы
Литература

В настоящее время в нашей стране остро стоит проблема обеспечения объектов, использующих ядерное топливо, (атомных электростанций, атомных подводных лодок и других) высококачественными транспортноупаковочными комплектами (ТУК) для хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). В пристанционных хранилищах накопилось значительное количество отработавшего ядерного топлива АЭС, что создает реальную угрозу экологической безопасности регионов, где эти станции расположены.
Принятая в свое время и действующая до сих пор на единственном заводе (Ижорский машиностроительный завод) в нашей стране технология изготовления контейнеров из кованой легированной стали является весьма дорогой и не обеспечивает потребности в таких контейнерах. Определенными недостатками обладают также железобетонные контейнеры. Существенной экономии затрат использование бетона не дало. Уменьшилась стоимость материалов, но возросли производственные издержки. Очевидно, что и утилизация таких контейнеров в будущем будет существенно дороже, чем цельнометаллических. Кроме того, из-за низкой теплопроводности бетона область применения контейнеров такого типа ограничена.
В большинстве индустриально-развитых стран наиболее перспективным материалом по безопасности и технико-экономическим показателям для корпусов ТУКов признан высокопрочный чугун с шаровидным графитом с ферритной металлической основой (ВЧШГ).
Наряду с созданием и развитием отечественной технологии производства корпусов контейнеров из ВЧШГ, актуальной является рассматриваемая в данной работе проблема обеспечения в процессе изготовления необходимых прочностных характеристик контейнеров, соответствующих отечественным и международным требованиям, предъявляемым к таким изделиям.

1. Хранение и транспортировка отработавшего ядерного топлива
Одной из наиболее важных проблем, решение которых необходимо для развития атомной энергетики является проблема хранения и транспортировки облученного ядерного топлива (ОЯТ). Большое количеств факторов свидетельствует о том, что относить ОЯТ к категории отходов слишком расточительно. В то же время извлечение продуктов деления, отдельных радионуклидов, наработанного плутония, т.е. продуктов рецикла, является весьма дорогостоящей уникальной технологией переработки ОЯТ, которая в свою очередь приводит к образованию вторичных радиоактивных отходов (РАО). При этом образовавшие РАО необходимо компактировать, обеспечивать их безопасное хранение или контролируемое захоронение.
Если исходить из мнения, что ОЯТ это высокорадиоактивные отходы, которые необходимо утилизировать, то до сегодняшнего дня ни одна из стран-владельцев АЭС не приступила к реализации технологии удаления ОЯТ из сферы деятельности человека или окончательного захоронения.
Такие программы существуют, ведутся исследования, но дата начала реализации постоянно откладывается для решения будущими поколениями. Для будущих поколений, по всей видимости, с учетом темпов исследований и открытий, это будет ценное сырье для воспроизводства энергии. Поэтому задачей ближайшей перспективы является обеспечение экологически безопасного и надежного транспортирования и хранения ОЯТ.
Сегодня конечный этап ядерного топливного цикла (ЯТЦ), т.е. обращение с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) и радиоактивными отходами (РАО) представляет одну из самых насущных проблем для всех стран, располагающих действующими ядерными реакторами. В ряде стран этот аспект, может даже играть сдерживающую роль в развитии ядерной энергетики.
В масштабах всего мира ежегодно из реакторов АЭС выгружается около 10 500 Т U в виде облученных тепловыделяющих сборок (ОТВС). К началу 2003 г. общий объем выгруженного ОЯТ достиг 255 - 260 тыс. тонн (ежегодно вы-

т,°с
Рис. 2.22 Обобщенные данные по вязкости разрушения ВЧШГ. KIm-данные Мотца; К!Ь- Бредли; К^г-результаты испытаний чугуна контейнера Castor, Кн-данные испытаний образцов толщиной 5СМ-300мм (чугун GNS). Остальные обозначения по рис.2.21.
Испытания по определению характеристик Kid проводились в соответствии с нормативными документами [41-44]. Первоначально в ударных образцах с надрезом типа Шарпи были выращены усталостные трещины. Затем осуществлялись испытания на ударный изгиб с записью диаграмм разрушения. Обработка последних позволила получить необходимые характеристики разрушения.
Наведение усталостных трещин в ударных образах с надрезом Шарпи проводилось на вибраторе Дроздовского, рис.2.6 в соответствии с описанной в п.2.1 процедурой. В связи с тем, что прикладываемая к образцу нагрузка не измерялась, ее величина (амплитуда перемещения подвижного конца образца) подбиралась из условия обеспечения числа циклов нагружения на уровне не менее 50000 циклов. Как показали оценки, величина коэффициента напряжений