Влияние особенностей эксплуатации и параметров поля повреждающего излучения на срок службы графита в канальных реакторах

• Автор: Нестеров, Владимир Николаевич
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2005
• Место защиты: Томск
• Количество страниц: 156 с. : ил.

1 ВЛИЯНИЕ ЭКВИВАЛЕНТНОЙ ТЕМПЕРАТУРЫ ОБЛУЧЕНИЯ И ПЛОТНОСТИ ПОТОКА СОПУТСТВУЮЩЕГО ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ
НА ЗНАЧЕНИЕ СРОКА СЛУЖБЫ РЕАКТОРНОГО ГРАФИТА
1.1 Состояние проблемы
1.2 Свойства реакторного графита и его работоспособность в уран-графитовых реакторах
1.3 Влияние условий облучения реакторного графита на значение критического флюенса
1.4 Типы дефектов и их классификация
1.5 Исследования по формоизменению графитовых кладок реакторов РБМК-1 ООО
1.6 Методика обработки экспериментальных данных по формоизменению графита
1.7 Экспериментальные данные по формоизменению графита
1.8 Экспериментальные данные, интерполяция каноническим полиномом
Выводы
2 ПРОСТРАНСТВЕННО-РАСПРЕДЕЛЕННЫЙ ИСТОЧНИК ТЕПЛОВЫДЕЛЕНИЯ В ГРАФИТОВЫХ КОНСТРУКЦИЯХ И ЭКВИВАЛЕНТНАЯ ТЕМПЕРАТУРА ОБЛУЧЕНИЯ
2.1 Составляющие пространственно-распределенного источника тепловыделения в графитовых конструкциях
2.2 Плотность потока нейтронов и эквивалентная температура облучения
2.3 Функция, характеризующая степень повреждения структуры и свойств графита
2.4 Использование средних интегральных значений плотности потока повреждающих нейтронов и соответствующей эквивалентной температуры облучения
Выводы

3 ОЦЕНКИ СРОКА СЛУЖБЫ РЕАКТОРНОГО ГРАФИТА С УЧЕТОМ ОСОБЕННОСТЕЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ И ДЕГРАДАЦИИ ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИХ СВОЙСТВ
3.1 Методика обработки массивов эксплуатационных параметров
3.2 Радиальное и аксиальное распределение температурных полей
3.3 Распределение значения срока службы реакторного графита по активной зоне
3.4 Распределение значения срока службы реакторного графита по радиусу эквивалентной ячейки
3.5 Оценка срока службы реакторного графита в топливных каналах с учетом деградации теплофизических свойств и формоизменения элементов
конструкции
Выводы
4 СРОК СЛУЖБЫ РЕАКТОРНОГО ГРАФИТА В НИЗКО- И ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОЙ ОБЛАСТИ
4.1 Состояние проблемы
4.2 Оценка срока службы графита каналов системы управления и защиты (СУЗ)
4.2.1 Распределение плотности потока повреждающих нейтронов по радиусу ячейки системы управления и защиты
4.2.2 Энерговыделение в колонне системы управления и защиты за счет рассеяния и поглощения у-квантов
4.2.3 Эквивалентная температура облучения графита
4.2.4 Критический флюенс и распределение значения срока службы графита
4.3 Оценка срока службы графита топливных блоков в
высокотемпературной области на примере реактора ГТ-МГР
4.3.1 Активная зона реактора ГТ-МГР
4.3.2 Определение значения флюенса повреждающих нейтронов

4.3.3 Определение значения критического флюенса
4.3.4 Результаты расчета
Выводы
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
ЛИТЕРАТУРА

Результаты статистической обработки данных позволяют утверждать, что наибольшая усадка графита наблюдается в районе высотных отметок центра АЗ, а также на 1,5 м выше и на 2,5 м ниже центра АЗ (рисунок 1.15). Таким образом, частично подтверждаются сделанные ранее выводы о наибольшей усадке графитовых блоков на уровне отметок 1,5 м выше и ниже центра АЗ.
О 10 20 30 40 50
Количество ГК с минимальным диаметром на соответствующей высотной отметке, шт.
Рисунок 1.15 Распределение минимальных диаметров отверстия ГК по высоте АЗ по данным измерений 354 ГК в 2000, 2002 и 2003 г.
Кроме этого, практически на каждой профилограмме встречаются несколько ГБ как с заметно большим, так и с заметно меньшим диаметром отверстия относительно соседних ГБ (см. рисунок 1.16, ГБ № 5, 7 и 12), далее по тексту - “ГБ с аномальным диаметром (усадкой)”.