Теоретические и экспериментальные исследования методов контроля динамических напряжений в элементах конструкций ЯЭУ, основанных на электрических явлениях, возникающих в металлах при ударных воздействиях теплоносителя

• Автор: Трофимов, Максим Адольфович
• Шифр специальности: 05.14.03, 05.13.06
• Научная степень: Докторская
• Год защиты: 2006
• Место защиты: Обнинск
• Количество страниц: 280 с. : ил.

Оглавление
Введение.

Глава 1. Исследование механизма динамических воздействий теплоносителя на элементы

конструкций ЯЭУ

1.1. Обзор состояния проблемы контроля динамических напряжений в металле элементов

конструкций ЯЭУ

1.2. Анализ гидравлических и тепловых ударных взаимодействий теплоносителя на элементы конструкций ЯЭУ
1.3. Механизм передачи волновой энергии и физические процессы в металле элементов конструкций ЯЭУ

при ударных воздействиях теплоносителя.

1.4. Выводы.

Глава 2. Теоретическое обоснование и экспериментальные исследования методов контроля динамических напряжений в элементах конструкций ЯЭУ
2.1. Метод, основанный на электронноинерционном
и ионноинерционном явлениях в металлах при ударных нагрузках
2.2. Метод, основанный на явлении возникновения термоэдс в паре металлов с разной плотностью электронов проводимости
при ударных нагрузках.
2.3. Выводы
Глава 3. Принципы построения автоматизированных систем контроля динамических напряжений в элементах конструкций ЯЭУ
3.1. Функциональные схемы автоматизированных систем
контроля динамических напряжений.
3.2. Устройства формирования сигналов измерительных преобразователей на основе электрометрических
средств измерений
3.3. Информационновычислительное устройство обработки
и представления измерительной информации
3.4. Метрологические характеристики автоматизированных систем контроля динамических напряжений в элементах
конструкций ЯЭУ
3.5. Выводы
Глава 4. Принципы построения ультразвуковых автоматизированных систем контроля статических напряжений в элементах конструкций ЯЭУ до и после динамических воздействий теплоносителя па основе эффекта акустоупругости
4.1. Обоснование применения ультразвукового метода контроля статических напряжений в металле элементов конструкций ЯЭУ на основе эффекта акустоупругости
4.2. Функциональная схема ультразвуковой автоматизированной системы контроля
4.3 Информационновычислительное устройство обработки и
представления измерительной информации.
4.4. Экспериментальные исследования систем контроля напряжений в металле элементов конструкций ЯЭУ.
4.5. Метрологические характеристики ультразвуковой системы контроля статических напряжений в элементах
конструкций ЯЭУ
4.6. Механизмы перемещения измерительных преобразователей автоматизированных систем контроля напряжений в металле элементов конструкций ЯЭУ
4.7. Выводы
Заключение.
Список литерату


Их соединение с центральной циркониевой частью осуществляется с помощью переходников стальцирконий, выполненных методом диффузионной сварки Более полное описание ядерного реактора РБМК и исследования состояния технологических каналов приведены в работе 8. Схема конструкции барабанасепаратора приведена на рис. Он выполнен в виде горизонтального цилиндрического сосуда из углеродистой стали СтК с плакировкой внутренней поверхности аустенитной нержавеющей сталью. Его внутренний диаметр мм, длина 0 мм. Каждая пара барабановсепараторов соединена между собой пятью паровыми и двумя водяными перемычками, выполненными из труб диаметром 0 мм. Рис. Таблица 1. Главные циркуляционные трубопроводы энергоблока с реактором РБМК содержат продольные заводские сварные швы. Трубопроводы с реакторами ВВЭР не содержат продольных сварных швов. В табл. ВВЭР и РБМК 7. Основными элементами ЯЭУ, обеспечивающими ресурс безопасной работы, являются, прежде всего, конструкции первого контура. К ним относятся ядерные реакторы, теплообменники и системы трубопроводов. Одним из наиболее напряженных элементов конструкции ЯЭУ с реакторами водоводяного типа является корпус реактора. Результаты исследований статических и динамических напряжений, возникающих за счет колебаний внутриреакторных устройств, возбуждаемых теплоносителем, приведены в отечественной , и зарубежной , литературе. Первый энеретический реакгор водоводяного типа мощноешо 0 МВт был введен в эксплуатацию на Нововоронежской АЭС в г. Второй реактор мощностью 5 МВт пущей на Нововоронежской АЭС в г. Третий и четвертый блоки Нововоронежской АЭС имеют мощность 0 МВт, пятый блок МВт. В табл. Как видно, с увеличением размеров корпуса повышается толщина сюнок и диаметр шпилек корпуса реактора. В табл. Таблица 1. Таблица 1. Силовые напряжения в цилиндрической части корпуса и в днище вьпваны внутренним давлением. В конструкции ВВЭР5 рост мощности по сравнению с ВВЭР0 достигнут без увеличения размеров за счет увеличения внутреннего давления, усиления затяга шпилек и номинальных силовых напряжений в основных несущих элементах. В конструкциях ВВЭР0 и ВВЭР рост мощности и внутреннего давления не сопровождается существенным увеличением силовых напряжений в корпусе. Номинальные напряжения в выпуклых крышках снижаются и повышаются напряжения в шпильках. Таблица 1. В табл. МПа, измеренные в основных точках наружной и внутренней поверхности наиболее нагруженных элементов корпуса реактора с учетом затяга, соответствующие работе реактора на мощности 0 давление МПа, температура 1 С 5. Как видно, в отдельных элементах корпуса температурные напряжения превышают напряжения от силовых нагрузок. При тепловом ударе действие напряжений кратковременно, но они имеют большую величину. Быстрые изменения температуры возникают, как правило, при переходных режимах и в аварийных ситуациях, например, при запуске двигателей, при аварийной остановке ядерного реактора и т. Область твердого тела, в которой резко изменилась температура, является генератором упругих волн расширения сжатия. При этом термоупругие напряжения при перепаде температур, например 0С, имеют порядок сотен МПа. Конструкция корпуса реактора как объекта исследований напряжений имеет следующие особенности сложность формы конструкции с наличием большого числа зон концентрации напряжений неравномерность распределения температур в стенках и других частях корпуса наличие антикоррозионной аустенитной наплавки с температурным коэффициентом линейного расширения, отличающимся от основного металла, что создает дополнительные температурные напряжения высокий уровень напряжений в связи с применением высокопрочных сталей значительные размеры корпуса реактора по габаритам и толщинам. Напряжения в корпусе реактора возникают в результате действия следующих силовых и тепловых нагрузок усилия при затяге крышки с цилиндрической частью корпуса давление внутри корпуса и его колебания перепады температуры при установившемся тепловом состоянии теплоносителя и при изменении мощности реактора вибрации корпуса.