Методика определения срока службы корпуса реактора интегрального типа в зоне раздела фаз теплоносителя

• Автор: Наседкин, Андрей Алексеевич
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2005
• Место защиты: Санкт-Петербург
• Количество страниц: 133 с. : ил.

СОДЕРЖАНИЕ
Введение
1. Анализ исследований в области определения и управления сроком службы корпусов реакторов 9

1.1 Конструктивные особенности реакторных установок интегрального типа АЭС

1.2 Исследования в области определения и управления сроком службы АЭС

2. Методика определения срока службы корпусов реакторов

интегрального типа

2.1 Общие принципы методики

2.2 Определение приведенных затрат

2.3 Определение ограничений по долговечности

2.4 Определение ограничений по безопасности

3. Исследование напряженного состояния зоны корпуса
в районе границе раздела фаз теплоносителя
3.1 Расчетные режимы эксплуатации
3.2 Определение граничных условий
3.3 Определение температурных полей
3.4 Определение полей напряжений
4 Анализ долговечности зоны корпуса в районе раздела фаз
теплоносителя
4.1 Модель эксплуатации
4.2 Определение долговечности зоны корпуса в районе раздела фаз
теплоносителя
5. Заключение
Список использованных источников


Создание такой методики является основной задачей проблемы определения срока службы. Актуальность темы: обусловлена необходимостью определения рационального срока службы корпуса реактора интегрального типа в зоне раздела фаз теплоносителя при минимизации затрат за период жизненного цикла и ограничениях по прочности и безопасности. Разработка методики определения срока службы зоны корпуса реактора интегрального типа в районе раздела фаз теплоносителя, исходя из минимизации затрат на создание и эксплуатацию корпуса при заданных ограничениях по прочности (долговечности) и безопасности. Разработать рекомендаций по повышению срока службы рассматриваемой зоны корпуса. Научная новизна работы. Разработана методика определения срока службы зоны корпуса реактора интегрального типа с встроенным паровым (парогазовым) КД в районе раздела фаз теплоносителя на стадиях проектирования и эксплуатации, исходя из минимизации затрат на создание и эксплуатацию корпуса при заданных ограничениях по прочности (долговечности) и безопасности. Выполнены аналитические исследования циклической прочности рассматриваемой зоны корпуса. Надежность и достоверность полученных результатов обеспечиваются применением физически обоснованных расчетных методик и верификацией программного комплекса (ПК) расчета температурных полей и напряжений, а также сопоставлением отдельных результатов расчета с имеющимися экспериментальными данными. Практических ценность работы. Морские информационные технологии, » (СПб, ), VI молодежной научной технической конференции «Молодые специалисты об актуальных вопросах атомной энергетики-» (СПб, ), межвузовских научных конференциях: «XXXI неделя науки в СПбГПУ» (СПб, ), «XXXII неделя науки в СПбГПУ» (СПб, ), заседаниях кафедры «Реакторо- и парогенераторостроение» СПбГПУ (СПб, -). Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и списка литературы. Содержит таблиц и рисунков. Список литературы включает наименований. К настоящему времени преимущественное развитие в мировой ядерной энергетике получили корпусные легководные реакторы. Созданная машиностроительная база и освоенная технология могут определить их доминирующую роль на ближайшую перспективу. Учитывая возрастающие требования к безопасности, можно считать, что для перспективных АЭС могут использоваться интегральные реакторные установки, в которых основное оборудование размещено в одном корпусе. В настоящее время имеется значительное количество работ в области реакторных установок (РУ) с интегральной компоновкой. Создана и непродолжительное время эксплуатировалась РУ рудовоза Отто-Ган (рис. На Белоярской АЭС с г. БН-0 [3]. ОКБМ им. И.И. Африкантова разработан рабочий проект и начато, а затем остановлено, строительство атомной станции теплоснабжения АСТ-0 с реактором интегрального типа. ОКБМ также выполнен значительный объем проектных работ по реакторным установкам АБВ и ВПБЭР-0 (см. Основные характеристики ВПБЭР-0 приведены в приложении табл. П1-1. Подтверждением актуальности применения водо-водяного интегрального реактора в составе перспективных АЭС является международной проект IRIS (см. Министерством энергетики США (DOE) как часть программы NERI (Инициативные исследования в области атомной энергии), а в настоящее время он принят в качестве международного модульного реактора для первоочередного строительства в рамках деятельности Международного Форума по реакторам IV поколения (GIF). IRIS рассчитан на удовлетворение повышенных требований к безопасности, при улучшении экономических показателей и минимизации отходов. Мощность модуля составляет 5 МВт. В основном корпусе размещены парогенераторы, компенсатор давления и насосы. Эго позволяет повысить безопасность. Предусмотрено снижение затрат на обслуживание благодаря увеличению интервалов между перефузками активной зоны до 4 лет. В международный консорциум, осуществляющий разработку реакторной установки, во главе с фирмой Westinghouse Electric Со входят ряд американских и международных компаний, университетов, национальных лабораторий и организаций, в том числе из России. Рис.