Диссертация - Управление ресурсом корпусов атомных реакторов
Содержание
СОДЕРЖАНИЕ
Стр.
Введение 4
1 Режимы эксплуатации и сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов ВВЭР-440 7
1.1 Анализ условий и режимов эксплуатации корпусов реакторов 7
1.2 Возможные подходы к разработке методики расчета сопротивления хрупкому разрушению корпусов реакторов 13
1.3 Принятая методика расчета сопротивления хрупкому разрушению 17 корпусов реакторов
1.4 Анализ характеристик, определяющих сопротивление хрупкому разрушению корпусов ВВЭР-440 21
2 Исследование деградации свойств стали 15Х2МФА в процессе эксплуатации 24
2.1 Материалы, используемые для изготовления корпусов реакторов типа ВВЭР 24
2.2 Влияния радиационного воздействия на механические свойства реакторных материалов 30
2.3 Влияние радиационного воздействия на вязкость стали 15Х2МФА 35
2.4 Влияние облучения на свойства сталей при повторно-статическом
нагружении 39
3 Разработка способов продления ресурса корпусов реакторов 43
3.1 Возможные подходы к управлению ресурсом корпусов реакторов 43
3.2 Разработка методологии определения степени восстановления характеристик материалов в процессе отжига 44
3.3 Определение критической температуры хрупкости при испытаниях нестандартных образцов 49
4 Обоснование ресурса корпуса реактора ВВЭР-440 после отжига 57
4.1 Влияние отжига и повторного облучения в исследовательских
реакторах на Тк стали 15Х2МФА и металла шва 57
4.2 Радиационное охрупчивание и восстановление свойств металла реактора блок 1 Нововоронежской АЭС 63
4.3 Исследования металла темплетов, вырезанных из корпусов реакторов блоков 2, 3 и 4 Нововоронежской АЭС 66
4.4 Испытания металла темплетов, вырезанных из корпусов реакторов
АЭС «Козлодуй» 79 5 Организация работ на АЭС по реализации отжига корпусов реакторов
ВВЭР-440 90
5.1 Оборудование для отжига 90
5.2 Выполнение отжига корпусов реакторов на АЭС 93 Выводы 98 Список литературы 101
