Содержание материала

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.