Стартовая >> Архив >> Генерация >> Материалы ядерных энергетических установок

Образование коррозионных и усталостных трещин и течей в каналах для теплоносителей, трубопроводах - Материалы ядерных энергетических установок

Оглавление
Материалы ядерных энергетических установок
Ядерная энергия и материалы
Легководный реактор LWR
Тяжеловодный реактор HWR
Реактор типа LMFBR
Перспективы использования термоядерной энергии
Радионуклидное производство энергии и ее использование
Требования, предъявляемые к выбору ядерных материалов
Свойства реакторных материалов
Анализ специфических свойств материалов при их выборе для ядерных реакторов
Выбор материалов и анализ конструкции с помощью ЭВМ
Компоненты и материалы ядерных реакторов деления
Ядерные топливные материалы
Конструкционные материалы
Материалы органов регулирования, теплоносители
Материалы защиты, системы аварийной защиты
Атомная электростанция (с реактором деления)
Фундаментальные радиационные явления в материалах
Радиационное повреждение нейтронами
Влияние облучения на реакторные материалы
Влияние облучения на физические свойства материалов
Влияние облучения на механические свойства материалов
Влияние облучения на коррозию, свелинг
Отжиг радиационных повреждений, влияние облучения на свойства при низких температурах
Металлический уран
Коррозия урана
Сплавы урана
Влияние облучения на урановое топливо
Керамический уран
Диоксид урана
Радиационное распухание оксидного топлива
Радиационная ползучесть оксидного топлива
Выделение газообразных продуктов деления из оксидного топлива
Монокарбид урана
Нитрид, силицид и сульфиды урана
Коррозия керамического урана, техника безопасности
Плутоний
Металлические сплавы плутония
Керамические соединения плутония
Смешанное керамическое уран-плутониевое топливо
Коэффициент воспроизводства, избыточный коэффициент и время удвоения плутония
Радиационные эффекты плутония
Коррозионные эффекты плутония
Меры безопасности при работе с плутонием
Торий
Свойства тория
Получение и сплавы тория
Керамические соединения тория
Радиационные и коррозионные эффекты тория
Радиоактивный распад в торий-урановом топливном цикле
Конструкционные материалы: металлы
Конструкционные материалы: бериллий и его соединения
Конструкционные материалы: магний
Конструкционные материалы: алюминий
Конструкционные материалы: цирконий
Конструкционные материалы: нержавеющая сталь и никелевые сплавы
Конструкционные материалы: керамика и керметы
Влияние облучения на конструкционные материалы
Коррозия конструкционных материалов
Материалы замедлителя и отражателя
Графит
Материал бланкета
Материал теплоносителя
Материалы систем регулирования, защиты и аварийной защиты
Защита реактора
Системы аварийной зашиты реактора и используемые в них материалы
Материалы в топливных циклах, процессах обогащения и переработки топлива
Обогащение топлива
Переработка топлива
Материалы, используемые в процессах переработки отработавшего топлива
Переработка ядерного топлива
Топливные материалы, участвующие в U-Pu-топливном цикле
Тепловыделяющие элементы
Связующий материал твэлов
Материалы, применяемые при изготовлении твэлов
Каналы для теплоносителя и системы трубопроводов
Корпуса реакторов под давлением
Радиационные эффекты при работе материалов ядерного топлива и конструкционных материалов
Коррозия и трещины материалов твэлов, коррозия каналов теплоносителя
Образование коррозионных и усталостных трещин и течей в каналах для теплоносителей, трубопроводах
Материалы радионуклидных генераторов энергии и термоядерных реакторов
Радионуклидное топливо
Материалы оболочек, материалы и теплоносители радионуклидных генераторов
Концептуальные проекты термоядерных реакторов
Компоненты и материалы термоядерных реакторов
Материалы для изготовления магнитной системы и системы безопасности термоядерных реакторов
Взаимодействие материалов с первой стенкой термоядерного реактора
Материалы первой стенки термоядерного реактора и влияние на них облучения

ОБРАЗОВАНИЕ КОРРОЗИОННЫХ И УСТАЛОСТНЫХ ТРЕЩИН И ТЕЧЕЙ В КАНАЛАХ ДЛЯ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕЙ, ТРУБОПРОВОДАХ И ПРОХОДКАХ В КОРПУСАХ РЕАКТОРОВ

Наиболее важным теплофизическим параметром каналов для теплоносителя ядерных энергетических реакторов, так или иначе связанным с растрескиванием под действием усталостных термических напряжений и с коррозионным растрескиванием твэлов и каналов для теплоносителя и с образованием течей в них, является коэффициент неравномерности энерговыделения F„. Понятие ’’коэффициент неравномерности энерговыделения” было введено для учета неоднородности температурных распределений в системах твэл—канал для теплоносителя ядерных реакторов и особенно легководных энергетических реакторов. Коэффициент неравномерности энерговыделения определяется следующим образом:
(14.6)
где Fn - ядерный коэффициент неравномерности энерговыделения; Fe - механический коэффициент неравномерности энерговыделения и qmах и qav - максимальный и средний тепловые потоки в твэлах или каналах для теплоносителя активной зоны соответственно. Коэффициент неравномерности энерговыделения зависит от ряда факторов и изменяется при переходе от одного реактора к другому из-за различия теплофизических и гидравлических параметров. Значение коэффициента неравномерности энерговыделения изменяется в пределах от 2 до 3, главным образом в зависимости от выбранных материалов системы твэл—канал для теплоносителя в активной зоне реактора.
Растрескивание под действием усталостных термических напряжений и коррозионное растрескивание имеют место также в участках (или вблизи участков) пересечения трубопроводов для теплоносителя с корпусом реактора (Т-образные сечения). Другими словами, растрескивание часто наблюдается вблизи выходного высокотемпературного патрубка, где имеется фланцевое соединение трубопровода для теплоносителя с корпусом реактора (см. рис. 14.38).
Растрескивание под действием усталостных термических напряжений может быть инициировано низкоскоростными тепловыми ударами и термическим цитированием, когда реактор работает в переходных режимах во время пуска, повышения и снижения мощности, остановок и повторных пусков [43]. Тепловой удар в результате быстрого нагрева или охлаждения может привести к изменению поверхностной температуры и поверхностных напряжений. Термическое циклирование в результате повторных изменений температуры может вызывать усталость от термических напряжений. Комбинация тепловых ударов и термического циклировании может в конце концов привести к растрескиванию под действием усталостных напряжений материала в участках пересечения трубопровода для теплоносителя с корпусом реактора. Поэтому к наиболее важным термическим эффектам, влияющим на твэлы, каналы для теплоносителя, трубопроводы и корпуса (металлические) реакторов, относятся тепловые удары и термическое циклирование, которые могут привести к растрескиванию под действием усталостных напряжений.
Основные данные, приведенные выше для коррозионного растрескивания оболочек твэлов, частично применимы и к случаю коррозионного растрескивания материала в участках пересечения трубопровода для теплоносителя с корпусом реактора. Высокотемпературный теплоноситель, проходя из активной зоны через выходной патрубок и трубопроводы (или теплообменник), находящиеся под действием термических и механических напряжений, может приводить к коррозионному растрескиванию материала вблизи участка фланцевого соединения трубопровода для теплоносителя с корпусом реактора. Зарождение и распространение трещин под действием усталостных напряжений и коррозии в участках с концентраторами напряжений, подверженных действию облучения, может приводить к образованию нежелательных трещин вблизи места пересечения трубопровода для теплоносителя и корпуса ядерного энергетического реактора (легководного или жидкометаллического) [50].
В соответствии с требованиями безопасности на каждой атомной электростанции осуществляются программы инспекционных проверок систем трубопроводов и изучения образцов-свидетелей корпуса реактора [51]. На основании результатов работ, выполняемых по этим программам, оцениваются и гарантируются надежность и срок службы отдельных материалов систем трубопроводов и корпуса реактора.



 
« Магнитный фильтр-сепаратор в схеме очистки производственного конденсата   Метод определения параметров тепловой изоляции паротурбинных блоков ТЭС »
электрические сети