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
Атомное реакторостроение, машины, агрегаты и технология материалов атомной промышленности

Диссертационная работа:

Кайдалов Виктор Борисович. Обоснование концепции "течь перед разрушением" и ее реализация применительно к корпусам основного оборудования АЭС : диссертация ... доктора технических наук : 05.04.11.- Нижний Новгород, 2000.- 361 с.: ил. РГБ ОД, 71 01-5/158-9

смотреть содержание
смотреть введение
Содержание к работе:

Глава 1 СОСТОЯНИЕ ВОПРОСА. ЗАДАЧИ ИССЛЕДОВАНИЙ 9

  1. Характеристика нормативных подходов к обеспечению целостности и работоспособности элементов АЭУ 10

  2. Методы расчетного исследования работоспособности корпусного оборудования и трубопроводов 16

  3. Влияние эксплуатационных факторов на

трещиностойкость материалов корпусов и трубопроводов 26

1.4 Методы расчетного анализа целостности элементов АЭУ

по критериям механики разрушения 33

1.5 Методы анализа процессов динамического
взаимодействия элементов АЭУ с «летящими»

(падающими) предметами 40

  1. Вероятностные методы оценки работоспособности 48

  2. Характеристика расчетных процедур концепции «течь

перед разрушением» трубопроводов АЭУ 54

1.8 Выводы и задачи исследований 65

Глава 2 МЕТОДОЛОГИЯ РАСЧЕТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОГО
ОБОСНОВАНИЯ КОНЦЕПЦИИ «ТЕЧЬ ПЕРЕД
РАЗРУШЕНИЕМ» АЭУ 70

  1. Общие положения 72

  2. Методология детерминистского обоснования концепции

«течь перед разрушением» 74

  1. Анализ объекта исследований. Проверка соответствия требованиям НТД 74

  2. Экспериментальные исследования материалов 75

  3. Расчетные исследования в обоснование концепции ТПР 76

2.2.4 Методы расчетного анализа несущей способности

корпусного оборудования при контактных динамических
воздействиях 84

2.3 Вероятностный анализ потери работоспособности

элементов АЭУ по критериям механики разрушения 86

  1. Основные положения 86

  2. Математические модели расчетного анализа 87

  3. Методы механики разрушения, применяемые в

расчетных анализах 93

  1. Критерии оценки предельных состояний 98

  2. Алгоритм расчетного анализа потери работоспособности

по критериям механики разрушения 105

  1. Модель оценки вероятностных показателей 106

  2. Описание программы "АНКОРТ" 108

2.4 Выводы 113

Глава 3 ИССЛЕДОВАНИЯ ЗАКОНОМЕРНОСТЕЙ РАЗВИТИЯ
ТРЕЩИН В КОРПУСНЫХ СТАЛЯХ. ОПРЕДЕЛЕНИЕ
ХАРАКТЕРИСТИК ТРЕЩИНОСТОЙКОСТИ 116

3.1 Определение механических свойств корпусного материала 117

  1. Механические свойства 117

  2. Результаты испытаний на ударную вязкость 117

  3. Исследование влияния технологии изготовления по сопротивлению разрушению 118

  4. Определение характеристик трещиностойкости 123

3.2 Исследование механизмов развития сквозных и
поверхностных трещин при статическом и циклическом
нагружениях 126

  1. Постановка испытаний 126

  2. Результаты испытаний 129

3.3 Анализ результатов циклических испытаний 155

  1. Анализ результатов статических испытаний 158

  2. Выводы 168

Глава 4 ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ УСЛОВИЙ

РЕАЛИЗАЦИИ КРИТЕРИЯ ТЕЧИ В КОРПУСАХ СОСУДОВ 169

  1. Технические решения и задачи испытаний 170

  2. Особенности усталостного развития трещин в корпусах и образование локальной нестабильности 175

  3. Размеры неплотности корпуса со сквозной трещиной 187

  4. Расчетный анализ кинетики трещин в корпусах и

масштабов их разгерметизации 201

4.5 Уточнение методики расчетных исследований процессов и

оценки масштабов разгерметизации корпуса реактора 214

4.6 Выводы 215

Глава 5 ИССЛЕДОВАНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ КОРПУСА

РЕАКТОРА АСТ-500 НА ОСНОВЕ КОНЦЕПЦИИ «ТЕЧЬ

ПЕРЕД РАЗРУШЕНИЕМ» 217

5.1 Принципы обеспечения безопасности реакторной

установки 218

5.2 Особенности конструктивного исполнения и изготовления

корпуса реактора 227

5.3 Конструкционные материалы корпуса. Контроль

дефектности в процессе изготовления и при эксплуатации 230

  1. Условия эксплуатации реактора. Характеристика спектра нагружений 235

  2. Анализ результатов теплогидравлических расчетов. Выбор режимов, определяющих прочность 237

  3. Расчетный анализ напряженно-деформированного

состояния в проектных условиях 239

  1. Определение уровня напряженно-деформированного состояния головного корпуса в процессе гидравлических испытаний 253

  2. Экспериментальные исследования устойчивости РУ к

внешним воздействиям 256

5.9 Анализ закономерностей распространения трещин в

корпусе реактора АСТ-500 259

5.10 Условия образования и оценка размеров разгерметизации
корпуса реактора 271

5.11 Выводы 278

Глава 6 ОБОСНОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ АЭУ РАЗЛИЧНОГО

НАЗНАЧЕНИЯ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ КОНЦЕПЦИИ

"ТЕЧЬ ПЕРЕД РАЗРУШЕНИЕМ" 281

  1. Анализ несущей способности корпуса реактора АСТ-500 в авариях с полной потерей теплоотвода 281

  2. Оценка вероятности разрушения системы "корпус

реактора- корпус страховочный" РУ АСТ-500 284

  1. Вероятностный анализ системы корпусов реакторной установки БН-600 294

  2. Анализ вероятности потери работоспособности корпусов парогенератора ПГС-1000 303

  3. Численные исследования ударного взаимодействия летящей крышки парогенератора с корпусом

страховочным ВПБЭР-600 309

  1. Анализ аварии, связанной с обрывом патрубка ГЦН 316

  2. Выводы 325

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ 327

ЛИТЕРАТУРА 331

Введение к работе:

Актуальность темы: Уровень безопасности атомных энергетических установок (АЭУ) характеризуется свойствами самозащищенности и живучести при проектных и запроектных авариях. К числу наиболее тяжелых из них относятся аварии, связанные с разгерметизацией контура циркуляции и потерей теплоносителя.

Для реакторных установок потеря герметичности опасна не только выходом радиоактивного теплоносителя за пределы контура, но и возможным нарушением теплоотвода от активной зоны, что может привести к недопустимым с точки зрения сохранения работоспособности и безопасного функционирования последствиям.

Современный подход к обоснованию безопасности АЭУ характеризуется применением концепции «течь перед разрушением» (ТПР), что позволяет отказаться от рассмотрения постулированной аварии гильотинного разрыва трубопроводов с двухсторонним истечением теплоносителя.

Автор принимал непосредственное участие в обосновании и допустимости такого подхода. Настоящая работа является обобщением исследований возможности и условий реализации концепции ТПР, проведенных при непосредственном участии автора, начиная с 70-х годов.

Доказательство в рамках концепции ТПР проектной разгерметизации элементов АЭУ ограниченными размерами снимает излишний консерватизм систем безопасности и существенно улучшает экономику АЭС.

Актуальность настоящей диссертационной работы связана с необходимостью выполнения принципиально нового требования нормативной документации 121 по обеспечению безопасности ACT «при повреждениях любого сосуда РУ в пределах возможной величины». Представленная работа соответствует планам НИОКР ОКБМ и директивным документам:

1. Распоряжение СМ СССР № 1312р от 14.0б.77г. о строительстве ACT;

2. Постановление СМ СССР № 515-179 от 09.04.83г. о повышении
эффективности, надежности и безопасности РУ ACT.

Положения, выносимые на защиту:

- методология обоснования концепции "течь перед разрушением" АЭУ;

результаты экспериментальных исследований закономерностей развития трещин и условий реализации критерия течи в элементах АЭУ;

результаты экспериментальной проверки критериев линейной и нелинейной механики разрушения, используемых для оценки работоспособности и потери несущей способности элементов АЭУ;

результаты практической реализации концепции "течь перед разрушением" применительно к корпусу реактора АСТ-500;

методика расчетного анализа потери работоспособности корпусного оборудования в вероятностной постановке;

результаты расчетных и экспериментальных исследований, выполненных в обоснование безопасности АЭУ различного назначения.

Практическая ценность работы. Основную практическую значимость в настоящей работе составляет сформулированная и обоснованная методология, давшая возможность создания инженерных методик, расчетных моделей и вычислительных программ, предназначенных для анализа безопасности проектируемых и эксплуатируемых АЭУ в рамках концепции "течь перед разрушением", а также результаты расчетных и экспериментальных исследований, полученных в настоящей работе.

Результаты выполненных исследований внедрены при обосновании безопасности реакторных установок типа ACT, АБВ, АСПТ, БН, ВГМ, ВПБЭР, ЛФ-2 и др..

Обоснованность положений, сформулированных в диссертации подтверждена комплексом представительных экспериментальных исследований и соответствующим теоретическим анализом результатов, накопленным мировым опытом проектирования, изготовления и эксплуатации объектов атомной энергетики, использованием современных достижений в области расчетного и экспериментального исследования работоспособности оборудования в проектных условиях и несущей способности в аварийных ситуациях.

При выполнении настоящей работы достоверность научных исследований и результатов обеспечена правильным выбором методик и моделей, прошедших экспериментальную проверку непосредственно на объектах путем термо- тензо- и

> 8

виброметрирования и другими методами испытаний. Методы и критерии механики

разрушения выбраны с учетом результатов испытаний крупномасштабных образцов и

моделей сосудов, изготовленных из широкоприменяемых материалов по штатной

технологии.

Результаты исследований получили поэтапное обсуждение и рассмотрение специалистами ведущих организаций и научных центров страны.

Важным мероприятием явилась экспертиза проекта АСТ-500 специалистами стран-участниц МАГАТЭ, а также российские и международные семинары по обсуждению проблем безопасности АЭУ.

Апробация результатов работы и публикации.

Основные результаты исследований по теме диссертации обсуждались на НТС и научно-технических семинарах ОКБМ, российских и международных научных конференциях и семинарах, при экспертизах проектов АЭУ.

По теме диссертации автором опубликовано свыше 30 научных трудов в виде статей в журналах, текстов докладов. Кроме того, выпущено более сорока научно-технических отчетов и обзоров в ОКБ Машиностроения.

Подобные работы
Федосов Владимир Геннадьевич
Совершенствование расчетно-экспериментального обоснования прочности оборудования АЭС
Голампур Моджтаба
Расчетно-экспериментальное обоснование акустических моделей теплоносителя в оборудовании АЭС с ВВЭР и PWR
Петренко Андрей Валерьевич
Динамика сооружений и оборудования АЭС при экстремальных внешних воздействиях
Пляскин Александр Владиславович
Разработка методов расчета резервируемых структур и оптимизации запасных элементов оборудования АЭС
Джахан Фарниа Голам Реза
Моделирование пространственного распределения примесей в парогенерирующих каналах оборудования АЭС и ТЭС
Шевейко Александр Николаевич
Регулирование процесса образования отложений в оборудовании ТЭС и АЭС с целью увеличения эффективности теплообмена
Симановский Александр Александрович
Совершенствование теплового и водно-химического режима парогенерирующего оборудования ТЭС и АЭС при использовании плёнкообразующих аминов
Габараев Борис Арсентьевич
Расчетно-экспериментальное обоснование безопасности АЭС с РБМК
Ефанов Александр Дмитриевич
Расчетно-экспериментальное обоснование безопасности АЭС с ВВЭР при авариях с потерей теплоносителя из реакторного контура
Зайцев Алексей Александрович
Теплогидравлическое обоснование защитных оболочек АЭС с ВВЭР

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