Электронная библиотека Веда
Цели библиотеки
Скачать бесплатно
Доставка литературы
Доставка диссертаций
Размещение литературы
Контактные данные
Я ищу:
Библиотечный каталог российских и украинских диссертаций

Вы находитесь:
Диссертационные работы России
Технические науки
Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Диссертационная работа:

Баллестерос Антонио. Анализ современного состояния проблемы радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов и перспектив повышения надежности оценок их эксплуатационного ресурса (На примере испанских реакторов PWR) : Дис. ... канд. техн. наук : 05.14.03 : Москва, 2003 125 c. РГБ ОД, 61:04-5/154-5

смотреть содержание
смотреть введение
Содержание к работе:

1. ВВЕДЕНИЕ 5

2. МЕТОДОЛОГИЯ И ФАКТОРЫ, ОПРЕДЕЛЯЮЩИЕ ПРОГНОЗИРОВАНИЕ ЭКСПЛУАТАЦИОННОГО РЕСУРСА КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ 10

2.1 Инструкции, руководства, коды и стандарты. 12

2.2. Программы мониторинга за состоянием корпусов реакторов PWR 14

2.3 Условия облучения. . 18

2.4. Корреляция данных по охрупчиванию материалов КР 20

2.5 Концепция «Мастер-кривая» 22

2.6 Задачи и цели исследования 26

3. БАЗА ДАННЫХ ПО ОБРАЗЦАМ-СВИДЕТЕЛЯМ ИСПАНСКИХ РЕАКТОРОВ PWR 29

3.1 Спецификация базыданньек. 30

3.1.1 Идентификация материала 30

3.1.2 Условия облучения 34

3.1.3 Механические испытания 36

3.2 Общая характеристика базы данных 40

3.3 Представительность данных по образцам-свидетелям. 44

3.4 Методики определения условий облучения образцов-свидетелей 45

3.4.1 Дозиметрия быстрых нейтронов на образцах-свидетелях испанских реакторов PWR 45

3.4.2 Методика определения температуры облучения на образцах-свидетелях испанских реакторов PWR 50

3.5 Выводы. 53

4. АНАЛИЗ РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ И ОЦЕНКА РЕСУРСА ИСПАНСКИХ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ 54

4.1. Обзор корреляционных соотношений и анализ погрешностей получаемых с их помощью оценок параметров

РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ материалов КР. 55

4.1.1 Анализ погрешностей, обусловленных ошибкой определения флюенса 59

4.1.2 Применение методологии «распространения погрешностей» к определению погрешностей параметров, получаемых при использовании корреляционных соотношений 61

4.2 Усовершенствованные корреляционные соотношения и их ПРИМЕНЕНИЕ К АНАЛИЗУ ИСПАНСКИХ ДАННЫХ ПО ОБРАЗЦАМ-СВИДЕТЕЛЯМ 68

4.2.1 Корреляционное соотношение для RTndt .70

4.2.2 Корреляционное соотношение для USE 72

4.2.3 Метод оценки надежности данных по образцам-свидетелям 72

4.2.4 Анализ данных по образцам-свидетелям и прогнозные оценки применительно к испанским реакторам типа PWR 74

4.3 Использование усовершенствованных корреляционных соотношений при анализе некоторых специфических задач мониторинга испанских корпусов реакторов 76

4.3.2. Анализ температурной аномалии на образцах-свидетелях77

4.3.3. Анализ влияния фосфора на радиационное охрупчивание материалов корпусов испанских реакторов PWR 80

4.4 Выводы. 84

5. ПРИМЕНЕНИЕ КОНЦЕПЦИИ "МАСТЕР-КРИВАЯ" ДЛЯ АНАЛИЗА РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ МАТЕРИАЛОВ ИСПАНСКИХ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ 87

5.1. Традиционный подход (ASME) 88

5.2 Подход, ОСНОВАННЫЙ НА ИСПОЛЬЗОВАНИИ концепции "Мастер-кривая". 90

5.3. Сравнительный анализ результатов применения ASME-"Мастер-кривая"-подходов ДЛЯ ИСПАНСКИХ РЕАКТОРОВ PWR 91

5.4 Выводы. 94

6. ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПРЕДЕЛЬНЫХ КРИВЫХ «ДАВЛЕНИЕ-ТЕМПЕРАТУРА» ДЛЯ ИСПАНСКИХ РЕАКТОРОВ PWR НА ОСНОВЕ УСОВЕРШЕНСТВОВАННОЙ РАСЧЕТНОЙ МЕТОДИКИ 97

6.1 Общая методика определения предельных кривых давление-температура 98

6.1.1. Режим разогрева реактора 101

6.1.2 Режим расхолаживания реактора 103

6.2 Аттестация компьютерной программы OPERA 96 104

6.5 Выводы. 110

7. ПРОГРАММА УСОВЕРШЕНСТВОВАНИЯ СУЩЕСТВУЮЩЕГО МОНИТОРИНГА КОРПУСОВ ИСПАНСКИХ РЕАКТОРОВ 112

7.1 Цели программы 112

7.2 Основные задачи программы. 112

8. ЗАКЛЮЧЕНИЕ 115

9. СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ 119

АББРЕВИАТУРА И ОБОЗНАЧЕНИЯ 124

ВЫРАЖЕНИЕ БЛАГОДАРНОСТИ 125 

Введение к работе:

Разработка и производство корпуса реактора (КР) должны удовлетворять требованию обеспечения его целостности в течение всего срока эксплуатации. Он должен эксплуатироваться в режиме, обеспечивающим вязкое состояние материалов, из которых он изготовлен, и исключающим возможность возникновения в них хрупкого состояния. Это связано с тем, что хрупкое разрушение такого сложного и массивного объекта, как КР, может быть неожиданным и катастрофическим за счет быстрого освобождения большого количества запасенной Р упругой энергии, причем происходить на фоне отсутствия каких-либо V предупреждающих признаков. Таким образом, сопротивление разрушению, или вязкость разрушения, является важнейшим свойством материала КР в оценке его структурной целостности. Следует отметить, что в перспективе структурная целостность КР зависит от ,, многих факторов. До ввода в эксплуатацию она определяется качеством проектно конструкторских разработок, которые должны проводиться на основе известных и «. »• хорошо апробированных машинных программ, использованием тщательно . подобранных и испытанных высококачественных материалов, хорошо отлаженными и испытанными технологиями изготовления, гарантирующими, в частности, малую вероятность образования исходных трещин [1,2], всесторонней качественной и надежной программой предпусковых испытаний, включающей расширенньш действенный ультразвуковой контроль и эффективную гидростатическую холодную / опрессовку [3-6]. "Ч

В период эксплуатации целостность КР зависит от исходного качества его изготовления, от деградации в процессе облучения механических свойств корпусных материалов (прежде всего радиационного и теплового охрупчивания, деформационного старения), от предыстории работы КР, включающей частоты и величины изменений температуры и давления в переходных режимах и связанных с ними теплопереносом и перераспределением напряжений, эффективности инспекционного контроля в процессе эксплуатации.. Существенную роль играет также уровнь знания соответствующих законов развития усталостных трещин как функции условий среды и структуры материала, определяющий точность предсказания скорости их роста в корпусе реактора.

Условия в штатных режимах эксплуатации любого конкретного энергетического реактора устанавливаются в терминах допустимых пределов по температуре и давлению (Р-Т) теплоносителя, которые должны выдерживаться для обеспечения достаточного запаса надежности, позволяющим предотвратить хрупкое разрушение КР. Для определения этих предельных эксплуатационных параметров используются расчетные методы линейно-упругой механики разрушения при постулируемых допущениях, обеспечивающих консервативность оценок, соответствующих требуемому запасу надежности. Другой ряд ограничений на давление и температуру теплоносителя связан с необходимостью исключения кавитации в теплоносителе, приводящей к повреждению лопастей насосов.

Таким образом, реактор запускается, работает и расхолаживается в пределах ограничений по давлению и температуре теплоносителя, определяющих так называемое «операционное окно». В результате деградации свойств материала под облучением происходит смещение соответствующей кривой предельных значений температуры и давления, что приводит к уменьшению «операционного окна». В предельном случае, когда кривая (Р-Т), обусловленная механическими свойствами, совмещается с операционной кривой насоса (которая имеет нижний предел по давлению, чтобы предотвратить возникновение кавитации), безаварийная эксплуатация реактора становится невозможной. Поэтому важно заранее установить корреляционную зависимость свойств материалов КР от дозы (флюенса) быстрых нейтронов посредством их облучения при более высокой их плотности (флаксе), чем на внутренней поверхности КР. Таким образом предварительный анализ может предвосхитить необходимость проведения технических мероприятий для нейтрализации этих эффектов.

При проведении прочностных расчетов необходимо учитывать влияние облучения на вязкость разрушения материалов КР, которое в первом приближении проявляется в параллельном сдвиге температурной зависимости вязкости разрушения в сторону более высоких температур. Величина температурного сдвига этой зависимости определяется экспериментально на основе данных по облучению и испытанию образцов-свидетелей (ОС), изготовленных из тех же материалов, что и корпус реактора. Для этой цели на каждом энергетическом реакторе корпусного типа реализуется так называемая программа мониторинга за состоянием КР (программа образцов-свидетелей) [7,8,9]. В рамках этих программ образцы-свидетели облучаются внутри действующего реактора при флаксе, превосходящем флакс на стенке корпуса. Для прогнозирующей оценки параметров радиационного охрупчивания (РО) используются специально разрабатываемые для этой цели корреляционные соотношения.

В течение многих лет важным тестом для измерения сопротивления корпусных сталей разрушению является эмпирический тест на ударную работу разрушения исходных и облученных стандартных образцов Шарпи с V-образным надрезом. На Рис. 1.1 показана типичная кривая вязко-хрупкого перехода (сериальная кривая) для образцов Шарпи. При низких температурах (в пределах нижнего шельфа) сериальная кривая соответствует режиму хрупкого разрушения, при промежуточных температурах - переходному режиму, при высоких температурах (в пределах верхнего шельфа) - режиму вязкого разрушения.

Рис.1. Влияние температуры испытания на энергию, поглощенную при разрушении образцов Шарпи (сериальная кривая).

Влияние нейтронного облучения на материалы КР проявляется в смещении сериальной кривой испытания образцов Шарпи в область более высоких температур. Определяя температуру вязко-хрупкого перехода как соответствующую данному энергетическому уровню на сериальной кривой, можно определить сдвиг этой температуры для данного флюенса нейтронов. Другой характеристикой, определяющей влияние облучения, является величина энергии «верхнего шельфа», которая снижается с ростом флюенса.

По мере усовершенствования анализа напряженного состояния и процесса разрушения стали внедряться методы определения вязкости разрушения на основе линейной механики разрушения. Это повлекло за собой развитие работ по установлению корреляции между результатами ударных испытаний образцов Шарпи и испытаний на вязкость разрушения.

В процессе эксплуатации ядерных энергетических реакторов происходит постоянное накопление новых экспериментальных данных, получаемых как в результате реализации программ образцов-свидетелей, так и исследовательских программ. При этом совершенствуются методы мониторинга условий облучения. Кроме того, осуществляется поиск и разработка новых методик анализа экспериментальных данных, включая разработку более обоснованных корреляционных соотношений, с целью получения более надежных оценок параметров РО материалов КР. Наконец, совершенствуются методики прочностных расчетов, а также проводится уточнение критериев, гарантирующих безопасную эксплуатацию КР. По мере накопления обновленной экспериментально-методической базы необходимо осуществлять переоценку предьщущих рекомендаций на основе обобщения и анализа всей совокупности данных с учетом новых методических разработок.. Такая работа периодически проводится во всех странах, в которых эксплуатируются АЭС.

В настоящей работе, применительно к испанским энергетическим реакторам, дан современный анализ ряда важных аспектов, относящихся к проблеме получения адекватных оценок эксплуатационного ресурса корпусов реакторов. Акцент сделан на применении новых подходов к определению параметров РО материалов КР и анализа экспериментальных данных, включая разработанные в последнее время универсальные корреляционные соотношения для прогнозирования параметров РО, получаемых по данным ударных испытаний образцов Шарпи, а также новую методическую разработку определения температурной зависимости вязкости разрушения на основе концепции «Мастер-кривой». Проведен анализ влияния, которое следует ожидать при внедрении этих перспективных разработок в нормативную практику оценок эксплуатационного ресурса КР испанских реакторов PWR. 

Подобные работы
Николаев Юрий Анатольевич
Радиационное охрупчивание материалов корпусов ядерных энергетических установок ВВЭР
Забрусков Николай Юрьевич
Разработка неразрушающей технологии контроля физико-механических свойств металла корпусов реакторов ВВЭР в процессе эксплуатации
Наседкин Андрей Алексеевич
Методика определения срока службы корпуса реактора интегрального типа в зоне раздела фаз теплоносителя
Пименов Василий Вениаминович
Обеспечение нейтронно-физических условий испытаний корпусных сталей в стенде КОРПУС реактора РБТ-6
Ковалев Сергей Минаевич
Конструкторские и технологические решения по повышению безопасности и надежности реакторной установки РБМК-1000
Балдин Виктор Дмитриевич
Особенности технологии изготовления графитовых кладок реакторов РБМК и разработка методологии оценки их ресурса
Антонов Станислав Николаевич
Повышение эффективности использования топлива в корпусных кипящих реакторах с естественной циркуляцией теплоносителя : на примере реактора ВК-50
Муратов Олег Энверович
Особенности создания подземных атомных электростанций и некоторые вопросы радиационной хладноломкости и работоспособности конструкционных материалов корпусов реакторов
Боровский Михаил Владимирович
Повышение надежности оценки технического состояния агрегатов трансмиссии лесозаготовительных машин на примере трактора ТБ-1М
Курдюмов Сергей Георгиевич
Методика оценки и повышения надежности строительных и путевых машин единичного и мелкосерийного производства

© Научная электронная библиотека «Веда», 2003-2013.
info@lib.ua-ru.net