Стартовая >> Архив >> Генерация >> Реакторные установки ВВЭР для АЭС

Конструкционная прочность оборудования в условиях воздействия потока нейтронов - Реакторные установки ВВЭР для АЭС

Оглавление
Реакторные установки ВВЭР для АЭС
Введение
Первая реакторная установка ВВЭР
Механизмы управления и защиты ВВЭР-1
Парогенераторы ПГВ-1
Трубопроводы и задвижки Ду 500
Научно-исследовательские и экспериментальные работы по ВВЭР-1
Исследовательские работы по топливным сборкам и их материалам ВВЭР-1
Исследовательские работы по механизмам и электрооборудованию СУЗ ВВЭР-1
Исследования механической прочности гибов труб Ду 500, парогенератора ВВЭР-1
Монтаж и наладка 1-го блока НВАЭС
Итоги эксплуатации 1-го блока НВАЭС
Опыт проведения капитальных ремонтных работ на реакторной установке
ВВЭР для АЭС Райнсберг
Реакторная установка ВВЭР-365 (В-3М)
Научно-исследовательские и экспериментальные работы по РУ В-3М
Основные этапы создания реакторных установок ВВЭР-440 и ВВЭР-1000
Реакторная установка ВВЭР-440 (В-179)
Основные технические решения реактора В-179
Биологическая защита реактора и оборудование шахтного объема В-179
Основное оборудование реакторной установки В-179
Система перегрузки активной зоны В-179, обоснование проекта
Работы для обоснования конструктивных решений В-179
Реакторная установка ВВЭР-440 (В-230) для головной АЭС
Установка реактора и оборудование шахтного объема ВВЭР-440 (В-230)
Оборудование первого контура ВВЭР-440 (В-230)
Расчетное обоснование проекта ВВЭР-440 (В-230)
Результаты монтажа, пусконаладки и начальной эксплуатации (В-230)
Реакторная установка ВВЭР-440 (В-213) для АЭС Ловииза
Описание основного оборудования РУ В-213
Расчетное обоснование проекта ВВЭР-440 (В-213) для АЭС Ловииза
Экспериментальное обоснование проекта ВВЭР-440 (В-213) для АЭС Ловииза
Результаты пуско-наладочных работ на 1 и 2 блоках АЭС Ловииза
Дополнительные мероприятия по безопасности на АЭС Ловииза
Реакторная установка ВВЭР-440 (В-270) для АЭС в сейсмическом районе
Обеспечение безопасности АЭС в условиях сейсмичности, пуск и ввод в эксплуатацию
Реакторная установка ВВЭР-440 (В-318) для АЭС Хурагуа
Мероприятия по повышению безопасности АЭС с РУ ВВЭР-440
Оценка основных технических решений РУ ВВЭР-Ф40
Реакторные установки ВВЭР-1000
Основные решения в проекте РУ В-187
Расчетное обоснование проекта РУ В-187
Сравнение реакторной установки ВВЭР-1000 (В-187) с зарубежными аналогами
Результаты пуско-наладочных работ и первого этапа эксплуатации реакторной установки ВВЭР-1000 5 блока НВАЭС
Реакторные установки ВВЭР-1000 (В-302 и В-338) для АЭС малой серии
Реакторная установка ВВЭР-1000 (В-320) для АЭС большой серии
Описание оборудования и систем - реакторная установка ВВЭР-1000 (В-320)
Система компенсации давления - реакторная установка ВВЭР-1000 (В-320)
Системы нормальной эксплуатации, управления и защиты реакторной установки ВВЭР-1000
Системы безопасности реакторной установки ВВЭР-1000
Мероприятия по повышению эксплуатационной надежности и ресурса парогенераторов РУ ВВЭР-1000
Поисковые работы по реакторной установке ВВЭР-500 (В-271)
Поисковые работы по реакторным установкам типа ВВЭР
Поисковые работы по реакторным установкам ВВЭР-2000, ВВЭР-1500, ВВЭР-1100
Новые проекты реакторных установок ВВЭР
Краткое описание основного оборудования РУ В-407
Реакторная установка ВВЭР-1000 (В-392)
Разработка систем управления запроектными авариями в проекте РУ В-392
Реакторная становка ВВЭР-1500
Реакторные установки ВВЭР-1000 для АЭС в Китае, Иране и Индии
Сравнительные характеристики реакторных установок ВВЭР-1000
Обоснование нейтронно-физических характеристик активной зоны ВВЭР-1000
Подходы к обоснованию нейтронно-физических характеристик реактора ВВЭР-1000
Результаты расчета нейтронно-физических характеристик топливных загрузок активной зоны ВВЭР-1000
Обоснование теплогидравлических характеристик реакторной установки ВВЭР
Основные результаты теплогидравлического расчета системы охлаждения реактора ВВЭР
Расчетное обоснование прочности реакторных установок ВВЭР
Современная практика расчетного обоснования прочности, основные критерии и методы
Экспериментально-исследовательское обоснование проектов РУ ВВЭР
Конструкционные материалы основного оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР
Конструкционные материалы основного оборудования и трубопроводов первого контура ВВЭР
Обоснование конструкционной прочности - продление срока службы РУ ВВЭР
Современные подходы к обоснованию конструкционной прочности оборудования реакторных установок
Исследования напряжений в оборудовании АЭС и обоснование нормативных подходов
Обоснование прочности конструкций при нестационарных термических воздействиях
Обоснование работоспособности оборудования в условиях коррозионной среды
Конструкционная прочность оборудования в условиях воздействия потока нейтронов
Участники создания реакторных установок ВВЭР
Список литературы

Радиационное охрупчивание

Обеспечение безопасности эксплуатации атомных электростанций в значительной мере зависит от гарантии сопротивления хрупкому разрушению корпуса реактора, с учетом эффекта радиационного охрупчивания стали. Изменение вязкости разрушения материалов в процессе эксплуатации в расчете на сопротивление хрупкому разрушению учитывается введением сдвига исходной температурной зависимости вязкости разрушения на величину сдвига критической температуры хрупкости вследствие облучения.
В результате исследований было установлено, что склонность металла корпуса реактора к радиационному охрупчиванию определяется содержанием примесных элементов, в первую очередь меди и фосфора, а также зависит от структурного состояния металла.
На основании обработки имевшихся данных по радиационной стойкости стали 15Х2МФА и металла сварного шва (корпуса ВВЭР-440) была установлена эмпирическая зависимость коэффициентов радиационного охрупчивания от содержания примесей:
для основного металла
Af = 1100%Р-2, где % Р - процент содержания фосфора в металле;
для металла шва
Аf= 800%(Р+0,07%Си), где %Р и % Сu — процент содержания фосфора и меди в металле шва.
Анализ предлагаемых на основе приведенных зависимостей коэффициентов радиационного охрупчивания показал, что для основного металла значения Аf не ограничивают радиационный ресурс корпуса реактора. Значения коэффициентов радиационного охрупчивания металла сварного шва существенно превышают принятые в проекте, что требует внедрения дополнительных мероприятий для обеспечения безопасности эксплуатации корпусов реакторов в течение проектного ресурса и создания возможности продления срока службы корпусов реакторов.
Для корпусов реакторов ВВЭР-1000 используется сталь 15Х2НМФА-А (в области активной зоны) и сварочные проволоки Св-09ХГНМТА и Св- 12Х2Н2МАА, имеющие ограничение на содержание примесей.
По результатам исследований, проведенных при аттестации стали, коэффициент радиационного охрупчивания стали 15Х2НМФА-А подсчитывается по формуле:
AF=57,5(Cu+10P)+5±6,3
При содержании Сu менее 0,1% и Р менее 0,01% коэффициент Аf не превышает 23°С.
Для металла сварных швов стали 15Х2НМФА-А обеспечивается высокое сопротивление радиационному охрупчиванию (АР=20°С) при ограничении в наплавленном металле фосфора до 0,01 %-0,012% и меди до 0,18-0,1% при (Cu+10P)J0,2%.
Выполненный анализ результатов испытаний образцов-свидетелей материалов корпусов ВВЭР-1000 показал, что в настоящее время фактические значения критической температуры хрупкости не превышают предсказываемых по нормативным документам, однако охрупчивание металла сварного шва может быть в будущем фактором, ограничивающим срок эксплуатации корпуса реактора. В связи с этим, для новых проектов в нормативную документацию введено ограничение по содержанию никеля (NiJ 1,3%).
Принципиальная возможность повышения сопротивления корпусов реакторов хрупкому разрушению открывается при использовании термической обработки (отжига). Термодинамическая неустойчивость различных радиационных дефектов облученного металла приводит к устранению этих дефектов при нагреве и восстановлению свойств облученного металла. Использование отжига позволяет обеспечить эксплуатацию корпусов реактора без достижения потенциально опасного рубежа охрупчивания металла, что существенно повышает безопасность эксплуатации АЭС в течение проектного срока службы и открывает возможность продления эксплуатации корпуса реактора сверх проектного срока службы.
На восстановление свойств металла при термической обработке влияют эксплуатационные факторы (температура облучения, флюенс, спектр и плотность потока нейтронов), металлургические (состав легирующих элементов, содержание примесей, в первую очередь, Сu, Р), вид полуфабриката (поковка, лист, сварной шов), параметры отжига (температура и длительность).
Экспериментальные данные по степени восстановления свойств облученного материала путем отжига свидетельствуют о том, что, несмотря на имеющееся различие в степени восстановления для материалов с различным содержанием примесей, заданная степень восстановления свойств облученного металла может быть определена путем выбора необходимого температурно-временного режима термической обработки. В мае 1987г. выполнен первый опытно-промышленный отжиг сварного шва корпуса реактора ВВЭР-440 блока №3 Нововоронежской АЭС.
Принципиально важным вопросом для обоснования и продления ресурса корпусов ВВЭР является вопрос о соответствии изменения свойств материала корпуса при длительной эксплуатации при относительно низкой плотности потока нейтронов с результатами оценок изменения свойств на основе ускоренных испытаний при высокой плотности потока нейтронов на степень восстановления свойств металла корпуса реактора при отжиге. Выполненный анализ экспериментальных данных позволил установить эмпирическое соотношение, связывающее параметра отжига и эксплуатации, включая плотность потока нейтронов.
С учетом результатов анализа было принято решение о проведении последующих коммерческих отжигов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 при температуре 475±15°С, что позволило получить высокую степень восстановления их свойств.
Реализация отжига корпусов реакторов ВВЭР-440, типа 320 совместно с другими мероприятиями по повышению безопасности позволяет обеспечить надежную и безопасную эксплуатацию корпусов реакторов в течение проектного срока службы и создать основу для продления срока службы сверх проектного.



 
« Расчетная обеспеченность работы гидроэлектростанции   Реакторы-размножители на быстрых нейтронах »
электрические сети