Характерные особенности расчетного обоснования прочности элементов конструкций ядерных реакторов на стадии эксплуатации и при создании новых установок




НазваниеХарактерные особенности расчетного обоснования прочности элементов конструкций ядерных реакторов на стадии эксплуатации и при создании новых установок
страница1/7
Дата конвертации13.01.2013
Размер0.81 Mb.
ТипАвтореферат
  1   2   3   4   5   6   7
Российский научный центр «Курчатовский институт»

ИНСТИТУТ

РЕАКТОРНЫХ МАТЕРИАЛОВ И ТЕХНОЛОГИЙ


На правах рукописи


УДК 621.039.531




Сергеева Людмила Васильевна

ХАРАКТЕРНЫЕ ОСОБЕННОСТИ РАСЧЕТНОГО ОБОСНОВАНИЯ ПРОЧНОСТИ ЭЛЕМЕНТОВ КОНСТРУКЦИЙ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ НА СТАДИИ ЭКСПЛУАТАЦИИ И ПРИ СОЗДАНИИ НОВЫХ УСТАНОВОК




Специальность: 05.14.03- «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»


Автореферат

диссертации на соискание ученой степени

доктора технических наук


Москва-2007


Работа выполнена в Российском научном центре «Курчатовский институт»


Официальные оппоненты:


доктор технических наук, профессор Бараненко Валерий Иванович

доктор технических наук Хмелевский Михаил Яковлевич

доктор технических наук, профессор Щепинов Валерий Павлович


Ведущая организация:


ФГУП ОКБМ им. И.И. Африкантова (603074, г. Нижний Новгород, Бурнаковский пр.,15)


Защита диссертации состоится_________2007г. в ____ч.____мин.

на заседании диссертационного совета Д 520.009.06 в Российском научном

центре «Курчатовский институт» по адресу 123182, г. Москва, пл. Курчатова, д.1.


С диссертацией можно ознакомится в библиотеке РНЦ «Курчатовский институт»


Автореферат разослан_____________2007г.


Ученый секретарь диссертационного совета,

доктор технических наук, профессор В.Г.Мадеев


Актуальность проблемы


Учет характерных особенностей расчетов на прочность элементов конструкций ядерных реакторов актуален, как при продлении срока эксплуатации этих реакторов, так и при создании новых установок. К числу таких особенностей относится существенная пластичность и ползучесть, связанные с высокими температурами и длительными сроками эксплуатации, анизотропия свойств реакторных материалов, в частности, таких широко используемых, как графит и сплавы циркония; изменение механических свойств под действием облучения, влияние активной разрушающей среды, особенно коррозионной. Существенную роль могут сыграть такие специфические виды коррозии, как, например, нодульная коррозия, рассмотрение которой также представляется весьма актуальным. Кроме того, важной и актуальной проблемой является снижение и исчерпание прочности вследствие эрозионно-коррозионного износа трубопроводов - элементов второго контура.

Уточнение всех расчетных прогнозов, в частности, предполагаемого ресурса в настоящее время приобретает всё большую актуальность. На первых энергоблоках РБМК уже встал вопрос о продлении срока службы сверх проектного тридцатилетнего до сорока пяти лет, поэтому весьма актуальными представляются расчеты на прочность графитовой кладки, которая является несменяемой частью реактора.


Эти расчеты предполагают рассмотрение всего процесса деформирования кладки вплоть до стадии образования и роста трещин.

Актуальными являются также расчеты на прочность в свете концепции “течь перед разрушением”, удовлетворение положений которой позволяет отказаться от рассмотрения возможности крупномасштабного разрушения, важно лишь своевременно обнаружить течь и безопасно остановить реакторную установку.

Не менее актуальными являются расчеты на прочность элементов конструкций вновь создаваемых реакторных установок. Важнейшей составляющей дальнейшего развития цивилизации становится водородная энергетика. В данной работе представлены расчеты на прочность элементов графитовых отражателей ВГ-400. Проведен сравнительный анализ прочности блоков графитового отражателя трех типов.

Цели и задачи работы


Целью работы является разработка методик, алгоритмов и расчетных программ для проведения вариантных расчетов, позволяющих рассчитать напряженно-деформированное состояние и прочностные характеристики, закладываемые в критерии прочности, необходимые для оценки целостности и работоспособности реакторных конструкций.

В числе задач данной работы следует назвать:

- разработку математической модели и вывод определяющих уравнений для расчета напряженно-деформированного состояния в элементах реакторных конструкций, материалы которых обладают существенной анизотропией, в частности, такие как сплавы циркония и графит;

- разработку методик и программ, с помощью которых можно рассчитать такие прочностные характеристики как функция повреждаемости, коэффициент интенсивности напряжений, J-интеграл, раскрытие трещины в вершине;

- создание трехмерной оболочечной программы для расчета сосудов давления, трубопроводов, патрубков и других оболочечных конструкций и проведение расчетов по ней;

- разработку двух и трехмерных программ для расчетного исследования элементов графитовой кладки с учетом анизотропии свойств, образования и роста трещин и других особенностей внутриреакторного поведения;

- исследование устойчивости оболочек твэлов;

- математическое моделирование роста трещин в трубопроводах в условиях коррозионно-активной среды;

- проведение расчетов напряженно-деформированного состояния в трубопроводах второго контура АЭС с ВВЭР, имеющих утонения вследствие эрозионно-коррозионного износа;

- разработку математической модели и вычислительной программы нодульной коррозии канальных труб;

- разработку методики расчета кинетики роста трещин в трубопроводах по механизму водородного охрупчивания;

- создание методики, программы и проведение вариантных расчетов для определения площади проходного сечения сквозных трещин, как кольцевых, так и продольных, в стенке корпуса ВВЭР, для вероятностной программы, а также вывод аппроксимирующей зависимости площади трещины от характеристик материала, размеров трещины и напряжений;

- создание методики расчета кинетики развития микротрещин в особо тонкостенных оболочках, в которой учитываются индивидуальные процессы роста и слияния субмикротрещин в микротрещины.

- написание программы и расчеты на прочность элементов графитовых отражателей ВТГР.
  1   2   3   4   5   6   7

Добавить в свой блог или на сайт

Похожие:

Характерные особенности расчетного обоснования прочности элементов конструкций ядерных реакторов на стадии эксплуатации и при создании новых установок iconМетоды расчетного обоснования прочности и динамика конструкций реакторных установок для аэс с ввэр
Охватывает весь макет, и дальнейшее увеличение поперечной силы не сопровождается уменьшением жесткости твс на поперечный изгиб. Результаты...

Характерные особенности расчетного обоснования прочности элементов конструкций ядерных реакторов на стадии эксплуатации и при создании новых установок iconНерешенность проблемы вывода из эксплуатации энергетических ядерных реакторов в России – глобальный тупик атомной энергетики
Твовало 438 ядерных реакторов в 33 странах мира, которые вырабатывали 353. 298 Мвт электроэнергии, что составляет 17% общей мировой...

Характерные особенности расчетного обоснования прочности элементов конструкций ядерных реакторов на стадии эксплуатации и при создании новых установок iconСварка широко используется при изготовлении строительных металлических конструкций в заводских условиях и при возведении их на стадии укрупнения и
Нститутами по организации строительства. Эти документы конкретизируются применительно к малым размерам конструкций и их элементов...

Характерные особенности расчетного обоснования прочности элементов конструкций ядерных реакторов на стадии эксплуатации и при создании новых установок iconЭкологические последствия аварии на Чернобыльской аэс
Франции – 70%, Бельгии – 66%, Южной Кореи – 53%, Тайваня – 48,5%. Кроме ядерных реакторов было 326 исследовательских ядерных установок,...

Характерные особенности расчетного обоснования прочности элементов конструкций ядерных реакторов на стадии эксплуатации и при создании новых установок iconКомиссия по регулированию безопасности атомных станций, исследовательских ядерных установок, ядерных энергетических установок и радиационно-опасных объектов ядерного топливного цикла, надзору за учетом и контролем ядерных материалов
Исполнительный вице-президент Общероссийской общественной организации «Ядерное общество России»

Характерные особенности расчетного обоснования прочности элементов конструкций ядерных реакторов на стадии эксплуатации и при создании новых установок iconТермоакустический метод контроля чистоты гелия в твэлах ядерных реакторов
...

Характерные особенности расчетного обоснования прочности элементов конструкций ядерных реакторов на стадии эксплуатации и при создании новых установок iconГазохимические методы и их применение для исследования свойств новых элементов и получения радионуклидов
Работа выполнена в Лаборатории радиоизотопного комплекса Института ядерных исследований ран и в Лаборатории ядерных реакций Объединенного...

Характерные особенности расчетного обоснования прочности элементов конструкций ядерных реакторов на стадии эксплуатации и при создании новых установок iconГосударственная корпорация по атомной энергии «Росатом»
С 25 по 30 мая 2009 года в г. Димитровграде в Научно-исследовательском институте атомных реакторов будет проводиться 11-ое Российское...

Характерные особенности расчетного обоснования прочности элементов конструкций ядерных реакторов на стадии эксплуатации и при создании новых установок iconНикиэт. Инновационные проекты ядерных реакторов
На реакторах рбмк-1000 конструкции никиэт в настоящее время вырабатывается около 45% атомного электричества России. Всего по проектам...

Характерные особенности расчетного обоснования прочности элементов конструкций ядерных реакторов на стадии эксплуатации и при создании новых установок iconПамятка потребителю тепловой энергии при эксплуатации теплоиспользующих установок и тепловых сетей
«Правил технической эксплуатации теплоиспользующих установок и тепловых сетей потребителей» и «Правил техники безопасности при эксплуатации...


Разместите кнопку на своём сайте:
lib.convdocs.org


База данных защищена авторским правом ©lib.convdocs.org 2012
обратиться к администрации
lib.convdocs.org
Главная страница