Корпуса ядерных реакторов

Обычный корпус ядерного реактора, изготовленного в США имеет высоту 9,1 м, диаметр 4,3 м,толщину стенки 30 см и массу 400 т. Длина его сварных швов составляет 152 м. Общий объем контролируемого металла составляет более 243 м . [c.339]

Книга состоит из семи глав. В первой из них рассматривается современное состояние вопроса, классифицируются явления, характеризующие высокотемпературную прочность материалов, анализируются факторы, определяющие разрушение. Здесь же приведены составы сталей и сплавов для котлов, корпусов ядерных реакторов, химического оборудования, паровых и газовых турбин. Рассмотрены основы расчета прочности конструкций при высоких температурах. [c.8]

Корпуса ядерных реакторов [c.24]

ХРУПКАЯ ПРОЧНОСТЬ - сопротивление разрушению после малой пластической деформации. X. п. — собирательное понятие, связанное с сопротивлением отрыву, с низким сопротивлением распространению трещины, с высокой чувствительностью к надрезу и с упругой энергии запасом. Обеспечение высокой X. п. необходимо для надежной работы сварных судов, сосудов, мостов, корпусов ядерных реакторов, ракет и др. я. Б. Фридман. [c.424]

Преимуш ества термического снятия напряжений отмечались выше в данной главе. Помимо уменьшения напряжений, способ-ствуюш их зарождению неустойчивой треш ины, термообработка также уменьшает или ликвидирует местное охрупчивание материала у сварных швов. Технология термического снятия напряжений хорошо разработана даже для больших корпусов ядерных реакторов (Браун и др., 1957 г.). [c.249]

Теоретические работы [9—16] постепенно прояснили роль динамических факторов. В результате возникла в более явном виде динамическая ЛМР, которая учитывает кинетическую энергию, инерцию и изменение трещиностойкости со скоростью трещины. Динамическая ЛМР отчетливо фигурирует в последних попытках проанализировать явление остановки трещины в трубопроводах [17—20], корпусах ядерных реакторов [21J, лабораторных образцах [22]. Влияние пластической деформации в больших объемах на развитие динамического процесса до сих пор исследовано мало [23]. В предлагаемой статье дан обзор существующих методов анализа, методов испытаний, свойств материала и применений концепции остановки трещины. [c.223]

Барабаны, сепараторы, корпуса ядерных реакторов, циркуляционные трубопроводы и паропроводы реакторных установок с водяным охлаждением и других ответственных аппаратов, работающих при высоком давлении и температурах водной среды [c.173]

Обычный корпус ядерного реактора в США имеет высоту 9,1 м диаметр [c.309]

В процессе эксплуатации должен осуществляться контроль за состоянием металлоконструкций и корпуса ядерного реактора, состоянием оборудования контуров ЯППУ, а также контроль за креплением опор всего оборудования в соответствии с инструкциями. [c.361]

Контролю течеисканием подвергают изделия, у которых на протяжении заданного времени либо должно сохраняться заданное давление рабочего вещества, либо утечка рабочего вещества не должна превышать допустимой величины. К таким изделиям в основном относятся корпуса кораблей и подводных лодок в судостроении, корпуса летательных аппаратов и космических объектов в авиационной промышленности и космонавтике, корпуса ядерных реакторов и оболочки тепловыделяющих элементов в атомной промышленности, технологическое оборудование (различного рода емкости, цистерны и т, п.) в химическом машиностроении, изделия холодильной и вакуумной техники, агрегаты и соединяющие их элементы функциональных гидравлических и газовых систем машин, трубопроводы и т. п. [c.224]

При использовании четырех комплектов преобразователей контроль патрубка корпуса ядерного реактора занимает не более 1 ч. При рабочей частоте 4 МГц и отношении сигнал/шум 12 дБ (в 4 раза по амплитуде) выявляются трещины глубиной 4 мм. При наличии кластеров (скоплений) снижается точность измерения размеров отдельных трещин. [c.146]

Разновидностью теневого метода является зеркально-теневой метод (см. рис. 7.3), в котором регистрацию изменений интенсивности упругих волн осуществляют после их отражения от противоположной поверхности изделия, что удобно при одностороннем доступе к нему, например, в случае контроля корпусов ядерных реакторов. [c.147]

Установлено, что амплитуда АЭ-сигналов при деформировании надрезанных образцов из нержавеющих и малоуглеродистых сталей на два порядка меньше, чем из углеродистых, что затрудняет применение АЭ-метода для эксплуатационного контроля корпусов ядерных реакторов. [c.174]

Рис. 11.2. Низкочастотный участок спектральной плотности колебаний верхней крышки корпуса ядерного реактора

Рис. 11.3. Характеристики движения нижнего конца топливной сборки, реконструированные по нейтронному шуму ионизационных камер, расположенных за пределами корпуса ядерного реактора, и акустических датчиков

Главное преимуш,ество жидких металлов — хорошие, а в ряде случаев отличные теплофизические свойства, позволяющие осуществить в ядерном реакторе интенсивный теплосъем. Высокая температура кипения жидких металлов обеспечивает возможность получения в энергетических установках водяного пара высоких параметров при низких давлениях в корпусе реактора, и в первом контуре. Применение жидкометаллических теплоносителей обеспечивает достаточно высокий к. п. д. АЭУ. Ядерные реакторы с жидкометаллическим теплоносителем способны работать как на тепловых, так и на быстрых нейтронах. В последнем случае коэффициент воспроизводства ядерного горючего мон ет существенно превысить единицу. [c.9]

В настояш ее время, в связи с коренной перестройкой топливно-энергетической базы нашей страны в направлении резкого повышения роли ядерного горючего вместо природного газа, и, особенно, жидкого органического топлива, существенно возросла потребность в атомных энергетических установках. Организация их производства может быть основана на выпуске конструкций в многослойном исполнении, что в значительной степени будет способствовать решению всей проблемы. При этом, однако, следует иметь в виду, что атомные установки работают в более сложных и тяжелых условиях, чем сосуды химической промышленности и степень их ответственности значительно выше. Отсюда возникает необходимость в проведении комплекса работ, направленных на обеспечение надежности, долговечности п экономичности изготовления корпусов атомных реакторов, пароперегревателей, емкостей безопасности, защитных корпусов и др. Особое внимание должно быть обращено на вопросы, связанные с установлением напряженно-деформированного состояния многослойных стенок и сварных узлов конструкций, сопротивляемостью их хрупким и квазихрупким разрушениям, расчетами температурных полей в многослойных элементах, оценкой циклической прочности, изучением динамической и термоциклической стойкости конструкций, методам контроля, разработкой нормативных материалов по расчету на прочность. [c.23]

В качестве примера ядерной подводной ПТУ можно привести двухконтурную установку мощностью 3000 кВт [25], теплоносителем реакторного контура которой служит натрий-калиевая эвтектика, а контура прямого цикла — толуол. Эффективный КПД ПТУ составляет 30 %, а удельная стоимость электрической энергии (включая затраты на ядерный реактор, внешний корпус для глубоководной постановки и систему донных труб для отвода теплоты) сравнительно невелика и составляет порядка 23 ООО долл./кВт. [c.179]

На рис. 38 показана схема высокотемпературного ядерного реактора с активной зоной, выполненной в виде шаровой насадки. Подобные реакторы уже созданы, успешно работают [4, 48], и они могут быть использованы для нагрева парогазовой смеси, а также других газовых теплоносителей с окислительной и восстановительной средой до ИОО К и выше (предельная температура нагрева 2000 К). Реактор представляет собой сравнительно простое устройство цилиндрический сосуд с полусферическими днищами, футерованный изнутри и наполовину заполненный (в активной зоне) шаровой насадкой. Для футеровки сосуда применяются обычные промышленные огнеупоры внутренние стены, служащие одновременно тепловой изоляцией и отражателем нейтронов, выложены огнеупорным кирпичом из двуокиси циркония, а наружные стены выполнены из шамотного кирпича. Между корпусом и шамотной кладкой проложен асбестовый лист толщиной 10—15 мм. Как во внутренней, так и в наружной кладке предусмотрены швы для компенсации температурных расширений. [c.69]

В главном корпусе атомной электростанции расположено ее основное оборудование ядерные реакторы, парогенераторы с циркуляционными петлями, турбогенераторы, вентиляционная установка и водоочистка специального назначения, вспомогательное оборудование, бассейны выдержки отработавшего топлива и др. Компоновка главного корпуса отражает также особенности АЭС, связанные с повышенными требованиями радиационной защиты и надежности. [c.224]

Водный теплоноситель по многим показателям наиболее приемлем для использования в ядерных реакторах. Основной недостаток водного теплоносителя — низкая температура кипения. Для повышения температуры кипения приходится существенно повышать давление водного теплоносителя, что, в свою очередь, требует использования толстостенных корпусов. [c.136]

Хотя чаще всего целью конструктора является обеспечение большой долговечности, встречаются случаи, когда малоцикловая, или деформационная, усталость приобретает существенное значение. Например, исследования малоцикловой усталости и разработка соответствующих методов расчета представляют интерес для таких изделий, как снаряды и ракеты, поскольку их полная долговечность за все время эксплуатации может определяться лишь несколькими сотнями или тысячами циклов. В ряде других элементов конструкций, таких, как лопатки и роторы авиационных газовых турбин топливные элементы и баки ядерных реакторов, роторы и корпуса паровых турбин, изредка действующие большие механические нагрузки и температурные перепады способствуют накоплению значительных повреждений за несколько сотен или тысяч таких циклов с повышенными амплитудами в течение всего срока эксплуатации, так что методы расчета малоцикловой усталости тоже приобретают для них большое значение. Даже в тех случаях, когда действующие на машину или конструкцию нагрузки номинально малы, материал в вершинах опасных вырезов или выточек будет локально пластически деформироваться, т е. будет испытывать деформационную- [c.377]

На рис. 1.6 в качестве примера показан общий вид водоохлаждаемого ядерного реактора (PWR) с разрезом, а на рис. 1.7 приведена схема установки ядерного реактора на атомной электростанции и указаны основные материалы, применяемые для различных агрегатов. Используемые материалы незначительно отличаются от материалов для электростанций с котельной установкой. Температура пара на атомной электростанции низкая, поэтому длительная прочность материалов не вызывает каких-либо проблем. Однако серьезные проблемы вызывает деформация ползучести, так как толщина стенок корпусов реакторов составляет до 200 мм. Для них следует использовать материалы с большим сечением поглощения нейтронов, не содержащие бора и кобальта, вызывающего v-излуче-ние вследствие испускания нейтронов. В будущем, когда будут применяться реакторы-размножители и высокотемпературные реакторы с газовым охлаждением, [c.24]

Вода, окружающая корпус подводной лодки, является эффективной естественной защитой от излучений и только отсек между ядерным реактором с его дополнительной аппаратурой и остальной частью лодки должен быть соответствующим образом защищен. Для стоянок лодки должны быть оборудованы специальные бассейны. [c.206]

Расчет по исходным механическим свойствам материала (Ов, <7дл, сУ-ь Фдл, Е и др.) основан на иапользовании зависимостей, аппроксимирующих опытные данные для материалов одного класса. Подобно тому, как в нор.мах общества инженеров и механиков США (ASME) использована единая кривая малоцикловой усталости для материалов корпусов ядерных реакторов, аппроксимированная Лэпджером в виде [c.165]

Корпуса и трубы. Корпуса ядерных реакторов и компенсаторов объема изготавливаются из углеродистой стали (А-302В) с наплавкой из нержавеющей стали. Трубы реакторов PWR обычно изготавливаются из стали типа 316 SS для всей установки (полученные отливкой или прокаткой) или из углеродистой стали, плакированной нержавеющей сталью. Углеродистая сталь также обычно применяется для паропроводов в BWR. Трубопроводы питательной воды могут быть изготовлены как из нержавеющей, так и из углеродистой стали. [c.227]

Корпус ядерного реактора — часть ядерного реактора, представляющая собой сосуд, предназначенный для размещения в нем активной зоны и внутрикорпус-ных устройств, имеющий патрубки для подвода и отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутриреакторно-го пространства. [c.531]

В случае стали А533В, которая представляет особый интерес для корпусов ядерных реакторов, существенна динамическая трещиностойкость при температурах выше ТНП -f 30° С. В этом температурном диапазоне толщина образцов, необходимая для реализации условий плоской деформации у фронта трещины, быстро растет с повышением температуры. Когда же толщина образца превышает 75 мм, становится трудным получать малое время нагружения (1 мс) без обращения к нагружению волнами напряжений. [c.19]

Трудности проведения динамического анализа и измерения Kid при различных скоростях трещины увеличиваются из-за сложных форм и больших значений трещиностойкости металлоконструкций [5]. Например, значения трещиностойкости, которые входят в оценки условий трещин в толстостенных корпусах ядерных реакторов, ориентировочно равны Kid 150 МПа-м /2 [6], Измерения кривой зависимости Кю от скорости трещины при таких уровнях трещиностойкости по обычной методике ASTM для испытаний по определению [c.45]

Возможности для измерения Кш на образцах, показанных на рис. 2, ограничены появлением больших пластических деформаций в образцах всех типов, которые проанализированы в данной статье. Поэтому размеры образцов должны оставаться большими по сравнению с размером пластической зоны у конца трещины, который является функцией (Kq/oy) , где Kq — коэффициент интенсивности напряжений в начале процесса старт — остановка трещины и oy — статический предел текучести материала, окружающего конец исходного надреза или трещины. Величина Kq может быть примерно на 10- 30% выше, чем Кш, что определяется требованиями на длину скачка трещины. В табл. 1 приведены оцёнки максимальных значений Kq, которые могут быть получены на различных образцах, имеющих предел текучести сту 500 МПа, характерный для стали А533В, используемой для изготовления корпусов ядерных реакторов. Так как для корпусов ядерных реакторов практический интерес представляют ве,-личины Кш 150 МПа-м 2 [6], то образцы для испытаний на остановку трещины позволяют получить Kq 200 МПа м 2 табл. I следует, что это может быть достигнуто только на обычных образцах чрезвычайно больших размеров (например, на компактных образцах размерами 600 мм X 20 мм). [c.48]

Конструкторы стоят перед дилеммой, когда начало распространения трещины в изделии не может быть предотвращс но при всех обстоятельствах, а катастрофическое разрушение большого масштаба не может быть допущено. Возмож- ными примерами, которые привлекли к себе внимание общественности, могут служить столкновения судов для перевозки сжиженного газ а, аварии арктических трубопроводов, аварийное состояние корпуса ядерного реактора, которое может наступить в результате возможной утечки теплоносителя. В этих случаях существенное значение приобретает вторая линия защиты — гарантия того, что трещина будет заторможена и остановлена. В других случаях экономически более эффективной может оказаться стратегия, при которой контроль за распространяющейся трещиной комбинируется с мерами для остановки трещины. Эта идея составляет основу плана мероприятий по предотвращению разрушения сварных корпусов судов, предложенного в 1974 г. в работе [1], R соответствии с которым ...основное значение придается использованию сталей с умеренной величиной ударной вязкости и применению надлежащим образом сконструированных приспособлений для остановки трещины . [c.222]

Флюс для сварки корпусов ядерных реакторов из стали 15Х2НМФА и других низколегированных сталей в энергетическом машиностроении [c.83]

Атомтеплоэлектропроектом разработан унифицированный проект АЭС с моноблоками мощностью по 1000 МВт, состоящими из ядерного реактора ВВЭР-1000 и паротурбинной установки ХТЗ К-1000-60-1500-2 или ЛМЗ К-1000-60/3000 (рис. 14.13). Особенностью этой компоновки является размещение энергоблоков в отдельных главных корпусах, что отвечает требованиям надежности и обеспечивает высокую степень индустриализащ1и строительства АЭС. [c.229]

На рис. 11.11 дан общий вид четырехблочной АЭС, построенной по модульному принципу. На рис. 11.12 представлена последовательность сооружения поточным методом главного здания, где размещается ЯППУ, с его герметичным цилиндрическим корпусом из напряженного железобетона, в котором монтируются ядерный реактор и обслуживающие его системы. [c.427]

Совокупность изменений структуры материала, вносимых облучением, называют радиационным повреждением. Отрицательное следствие радиационных повреждений — охрупчивание, а также радиационное распухание и радиационная ползучесть, вызывающие изменение формы и размеров. Поэтому одно из основных требований, предъявляемых к облучаемым материалам, — их высокая радиационная стойкость (см. п. 8.1.2). Главные конструкционные материалы энергетических ядерных реакторов — стали перлитного класса (корпуса во-до-водяпых реакторов на тепловых нейтронах) и хромоникелевые стали аустенитного класса (детали активной зоны и внутрикорпусных устройств в реакторах на тепловых и быстрых нейтронах, оболочки твэлов и корпуса быстрых реакторов). [c.341]

При разрушении почти все материалы издают звук ( 1фик олова , известный с середины XIX столетия, треск ломающейся древесины, льда и др.), т. е. испускают акустические волны, воспринимаемые на слух. Большинство конструкционных материалов (например, многие металлы и композиционные материалы) начинают при нагружении испускать акустические колебания в ультразвуковой (неслышимой) части спектра еще задолго до разрушения. Изучение и регистрация этих волн стала возможной с созданием специальной аппаратуры. Особенно интенсивно работы в этом направлении стали развиваться с середины 60-х годов XX в, в связи с необходимостью контроля особо ответственных технических объектов ядерных реакторов и трубопроводов АЭС, корпусов ракет и др. [c.159]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...