Управление ресурсом корпусов атомных реакторов
Диссертация
Исследовать радиационное охрупчивание корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения, влияние отжига и повторного облучения на свойства реакторных материалов. Разработать регламент работ по реализации выявленной возможности управления ресурсом атомных реакторов с применением отжига для восстановления свойств реакторных материалов, охрупченных в результате нейтронного облучения. Реализовать… Читать ещё >
Содержание
- 1. Режимы эксплуатации и сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов ВВЭР
- 1. 1. Анализ условий и режимов эксплуатации корпусов реакторов
- 1. 2. Возможные подходы к разработке методики расчета сопротивления хрупкому разрушению корпусов реакторов
- 1. 3. Принятая методика расчета сопротивления хрупкому разрушению 17 корпусов реакторов
- 1. 4. Анализ характеристик, определяющих сопротивление хрупкому разрушению корпусов ВВЭР
- 2. Исследование деградации свойств стали 15Х2МФА в процессе эксплуатации
- 2. 1. Материалы, используемые для изготовления корпусов реакторов типа ВВЭР
- 2. 2. Влияния радиационного воздействия на механические свойства реакторных материалов
- 2. 3. Влияние радиационного воздействия на вязкость стали 15Х2МФА
- 2. 4. Влияние облучения на свойства сталей при повторно-статическом нагружении
- 3. Разработка способов продления ресурса корпусов реакторов
- 3. 1. Возможные подходы к управлению ресурсом корпусов реакторов
- 3. 2. Разработка методологии определения степени восстановления характеристик материалов в процессе отжига
- 3. 3. Определение критической температуры хрупкости при испытаниях нестандартных образцов
- 4. Обоснование ресурса корпуса реактора ВВЭР-440 после отжига 57 4.1 Влияние отжига и повторного облучения в исследовательских реакторах на Тк стали 15Х2МФА и металла шва
- 4. 2. Радиационное охрупчивание и восстановление свойств металла реактора блок 1 Нововоронежской АЭС
- 4. 3. Исследования металла темплетов, вырезанных из корпусов реакторов блоков 2, 3 и 4 Нововоронежской АЭС
- 4. 4. Испытания металла темплетов, вырезанных из корпусов реакторов
- АЭС «Козлодуй» 79 5 Организация работ на АЭС по реализации отжига корпусов реакторов
- ВВЭР
- 5. 1. Оборудование для отжига ф 5.2 Выполнение отжига корпусов реакторов на АЭС
- Выводы
Список литературы
- Постановление Правительства России № 815 от 27.07.98 г. «О введении в действие программы развития атомной энергетики на 1998−2005 г. г. и на период до 2010 г.». Москва, 1998 г.
- Нормы расчёта на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. ПНАЭ Г-7−002−86
- Сосуды и аппараты. Нормы и методы расчёта на прочность. ГОСТ 14 249–89
- Методика оценки технического состояния и остаточного ресурса трубопроводов энергоблоков АЭС. РД ЭО 0185−00
- Методика оценки технического состояния и остаточного ресурса сосудов энергоблоков АЭС. РД ЭО 0186−00
- Патент № 2 069 900 (Российская Федерация). «Способ изготовления корпуса атомного энергетического реактора типа ВВЭР». 17 декабря 1990 г., В. А. Игнатов, Г. П. Карзов, Ю. Г. Драгунов, М. Ф. Рогов и др.
- M.Rogov, Y. Dragunov, Y.Maksimov. «Cyclic Strength Analysis of Main Nozzle». IAEA CRP «Ageing Management of MAIN Nozzles» meeting. 15−16 October 1996, Eriangen, Germany
- Временная методика расчета хрупкой прочности корпусов ядерных реакторов. ГКАЭ, 1981
- Горынин И. В. и др. Радиационное повреждение стали корпусов водо-водяных реакгоров. М., Энергоатомиздат, 1981
- Горынин И. В., Баландин Ю. Ф., Звездин Ю. И. и др. Энергомашиностроение, 1977, № 9, с. 18—21
- Радиационное повреждение стали корпусов водо-водяных реакторов. Н. Н. Алексеенко, А. Д. Амаев, И. В. Горынин, В. А. Николаев- Под общей редакцией И. В. Горынина. М., Энергоиздат, 1981.— 192 с.
- Томпсон M. Дефекты и радиационные повреждения в металлах. Перевод с английского. М., Мир, 1971
- Карпухин В. И., Николаенко В. А. Измерение температуры с помощью облученного алмаза. М., Атомиздат, 1971
- Вайнер Л. А. Влияние нейтронного облучения и коррозионной среды на трещиностойкость корпусов ВВЭР. Атомная энергия, т.62, вып.5, 1987 г., с.348−350
- АмаевА. Д., Правдюк Н. Ф. Исследование напряжений и прочности корпуса реактора. М., Атомиздат, 1968, с. 241—^255
- Бондарев Ю. Е. Изв. вост. фил. АН СССР, 1957, № 3, с. 63—71
- Burghard Н. С, Norris Е. В. — ASME Paper N 67—Met,—1, 1967
- Coffin L. — Prod. Engng, 1957, v. 28, N 6, p. 175—179
- Мэнсон Температурные напряжения и малоцикловая усталость. Перевод с английского. М., Машиностроение, 1974
- Амаев А. Д., Филатов В. М., Анихимовский Ю. А. и др. — Вопросы атомной науки и техники. Серия — реакторостроение. 1977, вып. 2 (16), с. 37—42
- Wood D. W., Johnson Е. R. — J. Iron and steel Inst., 1967, v. 205, p. 305−308
- Патент № 2 041 418 (Российская Федерация). «Способ повышения стойкости конструкций к распространению трещин». 12 августа 1992 г., В. В. Покровский, Ю. Г. Драгунов, Г. П. Карзов, М.Ф.Рогов
- Патент № 2 068 177 (Российская Федерация). «Устройство для испытания образца на трещиностойкость». 20 октября 1996 г., А. Г. Мазепа, А. А. Попов, М. Ф. Рогов и др.
- Платонов П. А. В кн. Тр. I Всесоюзного совещания (Москва I960) с. 106−120
- Hinkle N. Е., Ohr S. М., Wechsler М. S. — ASTM STP, 1967 № 426, р. 573−593
- Kunz F. W., Holden А. N. — Acta metallurgica, v. 2, N 6, p. 816—822
- Ибрагимов Ш. Ш., Ляшенко В. — ФММ, 1960, т. 10, вып. 2, с. 183—186
- Методика определения критической температуры хрупкости металла корпуса реактора после его отжига, № 60/618. ИАЭ им .И. В. Курчатова, Москва, 1989
- Методика определения критической температуры хрупкости металла корпуса реактора ВВЭР-440 после его отжига. № 62−1674. ИРТМ РНЦ «Курчатовский институт», Москва, 1993
- Yu.Dragunov. V. Fedorov, A. Getmantchuk, M.Rogov. «Practical Experience of Annealing to Extend WWER Reactor Vessels Lifetime». Transactions of the 11th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology, volume F, p.267−272
- Обоснование методики определения критической температуры хрупкости корпусной стали при испытании малоразмерных образцов на ударный изгиб. ИАЭ им. И. В. Курчатова, ЦНИИКМ «Прометей», Москва, 1990
- Корреляционные соотношения между значениями критических температур хрупкости, определенными на стандартных и малоразмерных образцах. ИАЭ им. И. В. Курчатова, Москва, 1992
- Randy Lott, Mager Т., Shogan R., Yanichko S. Annealing and Reirradiation Response of Irradiated Pressure Vessel Steels. An International Review Second Volume, Steele L., editor, ASTM STP 909, 242−259
- Ривкин Е.Ю., Попов A.A., Рогов М. Ф., Карзов Г. П., Драгунов Ю. Г. и др. Методика определения ресурса корпусов атомных реакторов ВВЭР-440 (В-179. В-230) в процессе эксплуатации, МКР-01−97