Методика определения срока службы корпуса реактора интегрального типа в зоне раздела фаз теплоносителя
Диссертация
Интерес к проблеме определения срока службы АЭС обусловлен, прежде всего, экономическими соображениями. Как в нашей стране, так и за и рубежом разрабатываются программы определения и управления сроком службы АЭС, предусматривающие комплекс мероприятий на различных стадиях жизненного цикла, направленных на решение проблемы обеспечения срока службы при высоком уровне безопасности и требуемых… Читать ещё >
Содержание
- 1. Анализ исследований в области определения и управления сроком службы корпусов реакторов
- 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 эксплуатацииПО
- 4. 2. Определение долговечности зоны корпуса в районе раздела фаз теплоносителя
Список литературы
- Кузин Ф.А. Диссертация: Методика написания. Правила оформления. Порядок защиты: Практическое пособие для докторантов, аспирантов и магистрантов. 2-е изд., доп. — М.: Ось-89, 2001. — 320 с.
- Митенков Ф.М., Куликов Е. В., Сидоренко В. А. и др. Реакторная установка атомной станции теплоснабжения АСТ-500.- Атомная энергия, 1985, т.58, вып. 5, с. 308−313.
- Савченко В.А. Управление сроком службы АЭС в развитых странах-Атомная техника за рубежом, 2004, № 2, с. 3−14
- Карелли Марио Д. Усовершенствованный международный реактор повышенной надежнотси-IRIS: Подход к возрождению ядерной энергетики. Часть 1- Атомная техника за рубежом, 2004, № 1, с. 3−14.
- Карелли Марио Д. Усовершенствованный международный реактор повышенной надежнотси-IRIS: Подход к возрождению ядерной энергетики. Часть 2 Атомная техника за рубежом, 2004, № 2, с. 22−28.
- Стратегии развития атомной энергетики России до 2030 года и на период до 2050 года. Вестник концерна «РОСЭНЕРГОАТОМ»: Министерство по атомной энергетики российской федерации № 4.-М., 2000
- Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы: Учебник для вузов.-М.: Энергоатомиздат, 1984. -208 с
- Митенков Ф.М. Концепция и проектные решения реакторов нового поколения. Атомная энергия, 1993, т.74, вып. 4, с. 290−298
- Шаманов Н. П., Пейч Н. П., Дядик А. Н. Судовые ядерные паропроизводящие установки: Учебник.-JI.: Судостроение, 1990.-368с
- Программа развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998—2005 годы и на период до 2010 г, утвержденная постановлением Правительства РФ № 815 от 21 июля 1998 г.
- Савченко В. А. Управление сроком службы российских АЭС-Теплоэнергетика, 2001, № 1, с. 10−14.
- Бор С.М., Наседкин A.A. Энергетический реактор повышенной безопасности ВПБЭР-600 для АЭС нового поколения // XXXI Неделя науки СПбГПУ: Материалы межвузовской научной конференции. Ч.П.-СПб.: Изд-во СПбГПУ, 2003.- С. 94−97.
- Махутов H.A., Фролов К. В., Драгунов Ю. Г. и др. Модельные исследования и натурная тензометрия энергетических реакторов.-М: Наука, 2001.-293 с.-(Серия «Исследования напряжений и прочности ядерных реакторов»).
- П.Махутов H.A., Стекольников В. В., Фролов К. В. и др. Конструкции и методы расчета водо-водяных энергетических реакторов.-М: Наука, 1987.-232 с.-(Серия «Исследования напряжений и прочности ядерных реакторов»).
- Махутов H.A., Стекольников В. В., Фролов К. В. и др. Прочность и ресурс водо-водяных энергетических реакторов.-М: Наука, 1988.-310 с.-(Серия «Исследования напряжений и прочности ядерных реакторов»).
- Махутов H.A., Стекольников В. В., Фролов К. В. и др. Экспериментальные исследования деформаций и напряжений в водо-водяных энергетических реакторах.-М: Наука, 1990.-246 с.-(Серия «Исследования напряжений и прочности ядерных реакторов»).
- Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7−002−86) / Госатомэнергонадзор СССР.-М: Энергоатомиздат, 1989 г.-525с.
- Нигматулин Б.И. Стратегия и основные направления развития атомной энергетики России в первой половине XXI в.- Теплоэнергетика, 2001, № 1, с. 2−9.
- Жирков О.В. Продление ресурса АЭС международная задача. Вестник концерна «РОСЭНЕРГОАТОМ»: Министерство по атомной энергетики российской федерации № 1—М., 2000.
- Стратегии развития атомной энергетики России до 2030 года и на период до 2050 года. Вестник концерна «РОСЭНЕРГОАТОМ»: Министерство по атомной энергетики российской федерации № 4.-М., 2000.
- Савченко В.А. Некоторые концептуальные вопросы управления сроком службы российских АЭС Теплоэнергетика, 2000, № 5, с. 2−8.
- Савченко В.А. Управление сроком службы российских АЭС-Теплоэнергетика, 2001, № 1, с. 10−14.
- Сидоренко В.А. Атомная энергетика России — состояние и перспективы. Теплоэнергетика, 1997, № 8, с. 2—5.
- Бараненко В.И., Нигматуллин Б. И., Блинков В. И. и др. Тематическая направленность международных конференций по продлению срока службы и управлению ресурсными характеристиками оборудования энергоблоков АЭС.- Атомная техника за рубежом, 1997, № 8, с. 3—7.
- Савченко В.А., Гаврилов С. Д., Кремнев В. А. Продление срока службы блоков АЭС. Атомная энергетика, 1991, Т. 8.
- Воронин JIM., Березин Б. Я., Кисиль И. М. Продление срока эксплуатации энергоблоков АЭС России. Теплоэнергетика, 1997, № 8,с. 31—34.
- Савченко В., Былкин Б. Некоторые проблемы завершения эксплуатации российских АЭС. Мировая электроэнергетика, 1995, № 3, с. 41—43.
- Самсонов Ю.А. Прочность судовых ядерных реакторов.-JI: Судостроение, 1979.
- Махутов H.A., Бурак М.И.,. Гаденин М. М и др. Механика малоциклового разрушения.-М.: Наука, 1986.
- Махутов H.A., Гаденин М. М. Проблемы циклической прочности энергетического оборудования.-С-Петербург, Труды ЦКТИ, Выпуск 293, 2004 г.- с. 8−24.
- Судаков A.B., Трофимов A.C. Напряжения при пульсациях температур-М.: Атомиздат, 1980.-64 с.
- Судаков A.B. Пульсации температур и долговечность энергооборудования. -СПб.: Труды ЦКТИ, 2004, вып. 293- с. 76−92.
- Судаков A.B., Трофимов A.C. Приближенный расчет установившихся температурных напряений при колебаниях температуры поверхности.-Л.: Труды ЦКТИ, 1977, вып. 145.- с. 79−83.
- Вереземский В.Г. Вероятностная оценка ресурса для анализа безопасности при подготовке к продлению срока эксплуатации блока АЭС Атомная энергия, 2002, т.93, вып. 4, с. 264−271.
- Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ 88/97): Федеральные нормы и правила ИИАЭ Г-1−011−97. М.: Энергоатомиздат, 1997.
- Бахметьев A.M., Самойлов О. Б., Усынин Г. Б. Методы оценки и обеспечения безопасности ЯЭУ: Библиотека эксплуатационника АЭС, вып. 23. М.: Энергоатомиздат, 1988. — 136 с.
- Клемин А.И. Инженерные вероятностные расчеты при проектировании ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1973. — 304 с.
- Основные требования к продлению срока эксплуатации блока атомной станции Федеральные нормы и правила НП-017−2000. М., 2000.
- Судаков A.B., Полупан A.B. Методика определения периодов диагностирования технических устройств на опасных производственных объектах при конкурирующих рисках СПб.: Труды ЦКТИ, 2004, вып. 293.-с. 215−232.
- Богачев A.B., Галиев P.C. Внедрение на энергоблоке № 1 Ростовской АЭС системы автоматизированного контроля остаточного ресурса оборудования и трубопроводов реакторной установки Теплоэнергетика, 2003, № 5, с. 16−18.
- Клемин А.И. Надежность ядерных энергетических установок: Основы расчета. — М.: Энергоатомиздат, 1987. 344 с.-(Надежность и качество).
- Овчинников Ф.Я., Семенов В. В. Эксплутационные режимы ВВЭР.-З-е изд., перераб., и доп.-М.: Энергоатомиздат, 1988.-359 с.
- Бор С.М., Наседкин A.A. К вопросу о повышении безопасности реакторных установок АЭС // XXXII Неделя науки СПбГПУ: Материалы межвуз. науч.-технич. конф. Ч.Н. СПб.: Изд-во СПбГПУ, 2004. С. 136−139.
- Федик И.И., Колесов B.C., Михайлов В. Н. Температурные поля и термонапряжения в ядерных реакторах-М: Энергоатомиздат, 1985.-280с.
- Лыков A.B. Теория теплопроводности М: Высшая Школа, 1967.-600 с.
- Ривкин C.JI., Александров A.A. Уравнения для расчета термодинамических свойств насыщенного и переохлажденного водяного пара Теплоэнергетика, 1971, № 8, с.65−67.
- Ривкин C. JL, Александров A.A. Термодинамические свойства воды и водяного пара: Справочник.-2-e изд., перераб. И доп.-М.: Энергоатомиздат, 1984−80 с.
- Тепловой и гидравлический расчет теплообменного оборудования АЭС: Методические указания. РД 24.035.05−89.-J1: НПО ЦКТИ, 1991.-212 с.
- Чиркин В. С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники- Справочник. -М.: Атомиздат, 1968.
- Бор С.М., Наседкин A.A. О нестационарных процессах в встроенных паровых компенсаторах давления моноблочных реакторов // XXXII Неделя науки СПбГПУ: Материалы межвуз. науч.-технич. конф. 4.II. СПб.: Изд-во СПбГПУ, 2004. С. 135−136.
- Теплотехнический справочник: В 2-х томах/Под ред. В. Н. Юренева и П. Д. Лебедева.-2-е изд., перераб -Т. 1—М.: Энергия, 1975.-744 с.
- Теплотехнический справочник: В 2-х томах/Под ред. В. Н. Юренева и П. Д. Лебедева.-2-е изд., перераб.-Т.2.-М.: Энергия, 1976.-896 с.
- Михеев М.А., Михеева И. М. Основы теплопередачи М.: Энергия, 1973 — ' 320 с.
- Каплун А.Б., Морозов Е. М., Олферьева М.А. ANSYS в руках инженера: Практическое руководство.- М.: Едиториал УРСС, 2003- 272 с.
- Басов К.А. ANSYS в примерах и задачах / Под общ. ред. Красовского Д.Г.- М.: КомпьютерПресс, 2002 224 с.
- Беляев М.Н. Сопротивление материалов.-М.: Наука, 1976.-608 с.
- Трофимов A.C., Судаков А.В, Козлов A.B. Прикладные решения нестационарных задач тепломассопереноса- Д.: Энергоатомиздат. Ленингр. Отд-ние, 1991. 160 с.
- Taxa X. Ведение в исследование операций— М.: Мир, 1985.
- Нормы расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторв, сосудов и трубопроводов атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок- М.: Металлургия, 1973.-408 с.
- Мельников Н.П. Конструктивные формы и методы расчета ядерных реакторов.-М.: Госатомиздат, 1963.-344 с.
- Судаков A.B. Исследование пульсаций температур и напряжений и прогнозирование ресурса элементов энергетического оборудования АЭС. Докторская диссертация. Л: НПО ЦКТИ, 1992.-584 с.
- Крейт Ф., Блэк У. Основы теплопередачи: Перевод с англ.-М.: Мир, 1983. -512с