Бесплатно скачать, заказать диплом, курсовую, диссертацию Управление ресурсом корпусов атомнык реакторов

У нас уже 176407 рефератов, курсовых и дипломных работ

Сделать закладку на сайт

Заказать диплом, курсовую, диссертацию

Быстрый переход к готовым работам

Мнение посетителей:

Книга жалоб
и предложений

Название	Управление ресурсом корпусов атомнык реакторов

Количество страниц	101

ВУЗ	МГИУ

Год сдачи	2010

Бесплатно Скачать	23171.doc

Содержание	Содержание 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 ВВЕДЕНИЕ На десяти АЭС России находятся в эксплуатации 30 энергоблоков общей мощностью 22,2 ГВт [1]. Суммарное производство электроэнергии атомными станциями в 2003 году составило 148,6 млрд. кВт.ч, или 16,5% объема производства электроэнергии при доле АЭС в общей установленной мощности ~11%. Темп роста к 2002 г. - 6,3%. В 2004 и 2005 г. выработка электроэнергии на АЭС должна составить 148,8 и 152,5 млрд. кВт.ч. соответственно. В программе развития атомной энергетики России на 1998-2005 годы и на период до 2010 года [2], предусмотрено продолжение эксплуатации энергоблоков АЭС после окончания проектного 30-летнего срока службы за счет выполнения комплекса работ, обеспечивающих безопасность их дальнейшей эксплуатации. Проблема обеспечения проектных сроков службы энергоблоков АЭС и их продления в настоящее время весьма актуальна не только в России, но и во многих странах мира [3]. Решение этой проблемы позволяет повысить эффективность АЭС без дополнительных вложений на замещение выводимых из эксплуатации мощностей. В рамках подготовки к продлению срока эксплуатации была выполнена крупномасштабная модернизация блоков №3,4 Нововоронежской и блоков №1,2 Кольской АЭС: проведено комплексное обследование энергоблоков и обоснован остаточный ресурс оборудования, выполнены испытания модернизированных систем и оборудования и энергоблоков в целом. Продление срока эксплуатации блоков на Нововоронежской и Кольской АЭС показало высокую эффективность данного инвестиционного проекта. Удельные затраты на модернизацию и продление срока эксплуатации (в период с 1991 по 2003 г.г.) составили по данным [1] от 170 до 190 долларов США на 1 кВт установленной мощности. Для сравнения, при строительстве нового энергоблока данный показатель составляет более 1000 долларов США на 1 кВт. Актуальность и эффективность работ по продлению сроков службы АЭС с обеспечением безопасности их эксплуатации очевидны. В настоящее время работы по продлению ресурса АЭС регламентированы документом «Основные требования к продлению срока эксплуатации блока атомной станции» НП-017-2000 , а также рядом методик для оценки технического состояния и остаточного ресурса элементов конструкций энергоблоков [4-7]. Главным конструктивным элементом энергоблока с ядерной энергетической установкой, определяющим его ресурс, является корпус реактора [8]. Если другие конструктивные элементы (парогенератор, трубопроводы, подогреватели и др.) могут быть заменены или отремонтированы в случае обнаружения в них повреждений, то корпус реактора должен безотказно выполнять свои функции в течение всего проектного или запроектного (в случае продления) срока службы. Очень важно иметь возможность адекватно оценивать реальный ресурс корпусов реакторов по сравнению с проектным и управлять им, т.е. увеличивать его при необходимости путем применения ряда специальных мер. Таким образом, разработка методов управления ресурсом корпусов атомных реакторов представляется весьма актуальной. Ресурс корпуса реактора определяется характеристиками материала, способами изготовления [8] и условиями эксплуатации. Основными факторами, воздействующими на корпус реактора при эксплуатации и определяющими его ресурс, являются: внутреннее давление, усилия на патрубках от присоединенных трубопроводов [9], температурное воздействие, радиация. Первые три фактора чаще всего взаимосвязаны, и можно говорить о термосиловом нагружении корпуса. Эти нагрузки могут иметь как статический, так и динамический характер и приводят к возникновению напряжений и деформаций в конструкции и накоплению повреждений в зонах концентрации напряжений. Степень поврежденности в конце срока эксплуатации зависит от количества повторений режимов разных типов в течение проектного срока службы. Параллельно процессу накопления повреждений от термосиловых нагрузок происходит деградация свойств материала корпусов реакторов от температурно-радиационного воздействия, выражающееся в его упрочнении и охрупчивании. Известно, что эти изменения зависят от энергии облучающих частиц, их интегральной дозы и температуры облучения. Опыт эксплуатации действующих реакторов типа ВВЭР показал, что важнейшей характеристикой корпусов, во многом определяющей ресурс, является их сопротивляемость хрупкому разрушению. Разработке способов повышения хрупкой прочности и управления на этой основе ресурсом корпусов реакторов является целью предлагаемой диссертационной работы. В задачи работы входили: 1 Провести анализ условий и режимов эксплуатации, в том числе возможных нарушений нормальных условий эксплуатации и аварийных ситуаций, влияющих на ресурс корпусов реакторов. Выполнить расчет ожидаемых значений критической температуры хрупкости основного металла и металла сварного шва, расположенного на уровне активной зоны, на различных стадиях эксплуатации. Предложить методические подходы к расчету хрупкой прочности корпусов реакторов при эксплуатации. 2 Исследовать влияние длительного эксплуатационного нагрева, усталостного нагружения, радиационного воздействия на механические свойства и вязкость реакторных материалов. Оценить возможные подходы к управлению ресурсом корпусов реакторов. 3 Разработать методологию определения степени восстановления свойств материалов в процессе отжига. Установить корреляционные соотношения значений критической температуры хрупкости, определенной на малоразмерных и стандартных образцах, для оценки Тк металла сварных швов при эксплуатации корпусов реакторов. 4 Исследовать радиационное охрупчивание корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения, влияние отжига и повторного облучения на свойства реакторных материалов. Разработать регламент работ по реализации выявленной возможности управления ресурсом атомных реакторов с применением отжига для восстановления свойств реакторных материалов, охрупченных в результате нейтронного облучения. Реализовать указанный регламент на реакторах АЭС. 1 Режимы эксплуатации и сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов ВВЭР-440 1.1 Анализ условий и режимов эксплуатации корпусов реакторов Корпус энергетического реактора типа ВВЭР (рисунок 1.1) представляет собой толстостенный цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем и плоской или сферической крышкой, снабженной отверстиями для органов управления реактором. В верхней части сосуда расположена зона патрубков, к которым привариваются трубопроводы для подачи и отвода теплоносителя. Целостность корпуса реактора должна сохраняться на протяжении всего срока службы АЭС, так как осуществимых мер по борьбе с последствиями катастрофического разрушения корпуса не имеется. Соответствующий подход к оценке целостности корпуса реактора служит основой для безопасной эксплуатации и, в случае необходимости, своевременного проведения профилактических и корректирующих мероприятий. Таблица 1.1 Некоторые параметры и условия работы корпусов ВВЭР Характеристика ВВЭР-365 ВВЭР-440 ВВЭР-1000 Масса, т 241 252 304 Внутренний диаметр, м 3,56 3,60 4,07 Наружный диаметр, м 3,80 3,84 4,50 Высота корпуса (без крышки), м 12,00 11,80 10,88 Температура воды на входе в реактор, °С 250 269 289 Средний подогрев воды в активной зоне, °С 25 31 35 Давление теплоносителя на выходе из активной зоны, МПа 10,5 12,5 16,0 Целостность корпуса реактора обеспечивается запасом между несущей нагрузочной способностью, являющейся функцией его конструкции и свойств реакторных материалов, и действующих нагрузок во время эксплуатации. Свойства материалов при эксплуатации ухудшаются в результате термического старения, усталости, нейтронного облучения, снижающих способность корпуса реактора противостоять хрупкому разрушению. Нагрузки, учитываемые при оценке целостности корпуса, связаны, главным образом, с событиями, приводящими к термоудару, при быстром охлаждении первого контура при высоком давлении в системе. Оценка ресурса и расчеты на прочность корпусов реакторов проводятся в соответствии с ПНАЭ Г-7-002-86 «Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок» [4] для всего спектра условий эксплуатации, включая эксплуатационные нарушения и проектные аварии. Большинство нарушений нормальной эксплуатации и аварийных режимов приводит к нестационарным термосиловым воздействиям. Все они должны быть подвергнуты тщательному анализу на основе теплогидравлических и механических расчетов или экспериментальных измерений. Выбор переходных режимов с термоударом должен учитывать различные пути протекания аварий, включая влияние отказов оборудования. Основная цель состоит в том, чтобы выбрать исходные события, сами по себе являющиеся термоударом, или совместно с другими событиями могущими привести к термоудару. При детерминистском выборе переходных режимов важно рассмотреть несколько факторов, определяющих механизмы тепловых и механических нагрузок в опускном канале при событиях с захолаживанием. Этими факторами являются: • конечная температура в опускном канале; • скорость снижения температуры; • неравномерное охлаждение корпуса реактора, характеризующееся холодными струями и их взаимодействием, а также неравномерностью коэффициента теплоотдачи теплоноситель-стенка в опускном канале; • - величина давления в первом контуре. Также должна быть учтена возможность внешнего охлаждения корпуса реактора. В некоторых ситуациях шахта реактора может заливаться раствором из системы аварийного охлаждения зоны или спринклерной системы. Другим источником для внешнего охлаждения корпуса на блоках с ВВЭР-440/230 может быть холодная вода в баке биологической защиты. На основе вышеуказанных механизмов нагружения могут быть выбраны режимы для рассмотрения в расчетах термоудара. • Согласно руководству МАГАТЭ [10] при выборе наиболее опасных режимов следует рассматривать следующие группы исходных событий: Аварии с потерей теплоносителя Необходимо рассматривать аварии с потерей теплоносителя с различными величинами течей как из холодной нитки, так и из горячей, характеризующиеся быстрым охлаждением. Следует уделить внимание сценариям, приводящим к образованию застойных зон, что приводит к дальнейшему росту скорости охлаждения и «холодным языкам» в опускном канале. Следует рассмотреть разрывы вспомогательных трубопроводов первого контура. В эксплуатационных инструкциях для реакторов ВВЭР повторный подъем давления в корпусе реактора в холодном состоянии обычно запрещен в принципе, но, так как изолированию разрывов придается высокий приоритет, необходимо рассматривать возможность изолирования течи и, как результат, повторный подъем давления [11]. Непосадка предохранительного или сбросного клапанов компенсатора давления После переходного режима с переохлаждением, вызванного непосадкой предохранительного или сбросного клапана компенсатора давления, возможное их закрытие может вызвать сильный повторный подъем давления. Даже без закрытия клапана давление в системе может оставаться высоким по достижении конечной температуры. Кроме того, низкая мощность остаточных тепловыделений может привести к стагнации потока в главный циркуляционный трубопровод. Аварии с протечками из первого контура во второй Необходимо рассматривать различные величины протечек, вплоть до полного открытия крышки коллектора первого контура парогенератора, что соответствует течи через сечение около 100 см2. Следует уделить внимание открытию крышки коллектора первого контура парогенератора, что оказывает значительное влияние, т.к. от оператора требуется изолирование поврежденного ПГ всеми возможными способами. Успешное изолирование приводит к повторному подъему давления. Большие течи второго контура Переходные режимы с потерей давления со стороны второго контура могут привести к значительному захолаживанию первого контура. В результате, можно ожидать срабатывания системы впрыска высокого давления при низком давлении в первом контуре и/или уровне теплоносителя в компенсаторе давления с повторным подъемом давления. Степень падения давления со стороны второго контура сильно зависит от конфигурации станции (главным образом, от наличия быстродействующих отсечных клапанов главного парового коллектора и от принятых критериев отсечки паропровода). Возможными причинами падения давления во втором контуре являются: • разрыв паропровода; • разрыв главного парового коллектора; • ложное открытие и непосадка клапана байпаса турбины (БРУ-К), клапана сброса в атмосферу (БРУ-А) и предохранительного(ных) клапана(ов) парогенератора; • разрыв трубопровода питательной воды. После опорожнения поврежденного парогенератора разогрев первого контура может привести к открытию предохранительного или сбросного клапана компенсатора давления, которые могут не закрыться в условиях истечения воды. Следствием этого также являются эффекты термоудара. Несанкционированное срабатывание системы впрыска высокого давления или системы подпитки. Такие аварии могут привести к быстрому повышению давления в первом контуре. Необходимо рассмотреть при холодном и горячем состояниях и при расхолаживании. Аварии, приводящие к охлаждению корпуса реактора снаружи В этой группе аварий следует рассмотреть разрыв бака биологической защиты или другие возможные причины залива шахты реактора (САОЗ или спринклерная система). В аварийных ситуациях, связанных с разрывами трубопроводов первого и второго контуров, происходит падение температуры теплоносителя и возникает опасность хрупкого разрушения корпуса реактора. Особенно затруднено обеспечение хрупкой прочности корпуса в аварийных ситуациях с потерей теплоносителя первого контура, после срыва циркуляции. В соответствии с принятой противоаварийной защитой, стратегией которой до недавнего времени были лишь критерии сохранности твэлов активной зоны, в главный циркуляционный контур аварийными подпиточными насосами подается холодная борированная вода в максимально возможных количествах. Заполнение холодной водой разогретого до номинальной температуры и нагруженного номинальным давлением корпуса реактора оказывает на него значительное термосиловое воздействие. При достаточно быстром падении температуры теплоносителя, что имеет место при затоплении горячей стенки холодной водой, на внутренней поверхности стенки возникают растягивающие окружные и осевые напряжения, пропорциональные градиенту температуры по, толщине стенки. Опасность хрупкого разрушения определяется соотношением величин градиента температуры по толщине стенки и температуры в вершине расчетного поверхностного дефекта: чем ниже температура в вершине трещины, тем больше опасность хрупкого разрушения при том же градиенте температуры по толщине стенки. Наиболее опасным является быстрое и глубокое захолаживание теплоносителя при интенсивном его движении, что обеспечивает высокие значения коэффициента теплоотдачи от стенки. Из вышесказанного ясно, что с точки зрения хрупкой прочности корпуса желательно дозировать подачу холодной воды и подавать ее в количествах, минимально необходимых для сохранения твэлов активной зоны. Попадание холодной воды в реактор с горячим теплоносителем при срабатывании системы охлаждения активной зоны создает угрозу чрезмерных тепловых ударов. Особенно неблагоприятная ситуация возникает, когда холодная вода проникает в опускной канал в виде струи, вызывая несимметричное охлаждение облучаемой части корпуса - образование так называемых «холодных языков». При наличии «холодного языка» к растягивающим осевым напряжениям от градиента температуры по толщине стенки добавляются растягивающие осевые напряжения от градиента температуры по периметру корпуса, обусловленного существованием холодных и горячих зон стенки. В отличие от напряжений, вызванных градиентом температуры по толщине, эти напряжения растут по мере остывания стенки под «холодным языком». После исчезновения «холодных языков» напряжения от градиента температуры по периметру корпуса постепенно уменьшаются. Кроме напряжений, обусловленных градиентом температуры, в стенке корпуса действуют напряжения от внутреннего давления. При сохранении давления на уровне номинального корпус реактора, независимо от темпа расхолаживания, нельзя расхолаживать ниже некоторой минимально допустимой температуры, определяемой из условия его хрупкой прочности. В связи с этим при анализе хрупкой прочности корпусов следует учитывать наличие высокого давления в первом контуре. Период существования высокого давления и его максимальное значение даже для конкретной установки зависят от большого количества факторов (исходное состояние РУ, число включившихся каналов безопасности, действия оперативного персонала и т.д.). Поэтому при принципиальном подходе к проблеме хрупкой прочности следует допустить существование максимально-возможного высокого давления в любой момент аварии. С точки зрения расчета хрупкой прочности это как раз и означает постоянство давления на весь анализируемый период аварии. 1.2 Возможные подходы к разработке методики расчета сопротивления хрупкому разрушению корпусов реакторов Радиационное охрупчивание металла в процессе эксплуатации приводит к опасности хрупкого разрушения корпуса реактора. Определение радиационного ресурса корпуса проводили с позиций сопротивления хрупкому разрушению в соответствии с предложенной нами «Временной методикой» [12]. Сопротивление хрупкому разрушению в выбранном эксплуатационном или аварийном режиме считается обеспеченным, если для расчетного дефекта выполняется условие Кх<Р[Ккр] (1.1) где К\ - расчетный коэффициент интенсивности напряжений; [Ккр] - номинальный допускаемый коэффициент интенсивности напряжений; р - коэффициент, учитывающий изменение запаса прочности. В качестве расчетного дефекта принимали поверхностную полуэллиптическую трещину с соотношением полуосей а/с = 2/3. В соответствии с методикой расчет проводился для трещин различной глубины а,- вплоть до а = 0,25S (S - толщина стенки корпуса реактора). Значения коэффициента р принимались в зависимости от рассматриваемого режима: • разогрев-расхолаживание /?= 1; • гидроиспытания на прочность и плотность р- 1,3; • нарушение нормальных условий эксплуатации р = 1,3; • аварийная ситуация р = 2. Величина допускаемого коэффициента интенсивности напряжений [ Ккр] для данного материала определяется разностью Т- Тк, где Т- температура материала, а Тк - критическая температура хрупкости. Зависимости допускаемого коэффициента интенсивности напряжений [Ккр] =/(t - и) для корпусных сталей и их сварных соединений приведены в [4]. Для определения радиационного ресурса в рассматриваемом режиме строятся графики зависимости расчетного коэффициента интенсивности напряжений К\ для трещин различной глубины от температуры в вершине трещины (кривые 1 на рисунке 1.1). На зависимости K\(t) накладывается кривая допускаемых значений Р[Ккр] при критической температуре Тк = О (кривая 2 на рисунке 1.2). Положение этой кривой не зависит от характеристик сопротивления хрупкому разрушению (Гко, AF) конкретного корпуса. Критическая температура хрупкости вычисляется по формуле Тк = Тко+АТспг+АТм+А TF (1.2) где Тко - критическая температура хрупкости в исходном состоянии; А Тст - сдвиг критической температуры хрупкости от температурного старения; A Tn - сдвиг критической температуры хрупкости от усталостных повреждений; A Tf - сдвиг критической температуры хрупкости от флюенса нейтронов. Сдвиг критической температуры хрупкости от температурного старения А Тст и усталостных повреждений A Tn принимаются равными нулю. Сдвиг критической температуры хрупкости от флюенса нейтронов F с энергией выше 0,5 Мэв определяется по формуле ATf = Af(RW18)1/3 (1.3) где Af - коэффициент радиационного охрупчивания, зависящий от содержания примесей. В исходном состоянии (при F = 0) положение допускаемой кривой fi[Ккр] задается величиной Тко (кривая 3 на рисунке 1.2). Кривая 3 получается переносом КрИВОЙ 2 ВДОЛЬ ОСИ t ВПраВО {Тко > 0) ИЛИ ВЛеВО (Тко < 0) На ВеЛИЧИНу Тк = Тко. ЕСЛИ при Тк=Тко условие (1.1) выполняется, т.е. допускаемая кривая не пересекает расчетных и не имеет с ними общих точек, то радиационный ресурс определяется величиной сдвига A Tf, необходимого для того, чтобы произошло касание допускаемой кривой расчетной. Такое положение допускаемой кривой (кривая 4 на рисунке 1.2) соответствует моменту исчерпания радиационного ресурса в результате сдвига критической температуры, обусловленного флюенсом нейтронов F, на величину Л Tf. 1 — расчетные кривые Kj(T) для трещин различной глубины; 2 - допускаемая кривая $[Ккр] при Т= 0; 3 - допускаемая кривая @[Ккр] при Тк = Тко; 4 - допускаемая кривая Р[Ккр] на момент исчерпания ресурса при Тк = Тк (F = F) Рисунок 1.2 - Определение критической температуры на момент исчерпания радиационного ресурса (схема) Флоенс F находится по формуле F = (ATf/Af)3x1018 (1.4) Радиационный ресурс N в годах определяется по формуле: N = F/kAF (1.5) где к - коэффициент, учитывающей ослабление флюенса по толщине стенки от поверхности до вершины расчетной трещины; AF - приращение флюенса эа год эксплуатации. При анализе радиационного ресурса удобно использовать критическую температуру хрупкости Тк на момент исчерпания радиационного ресурса т.к. она определяется только взаимным расположением кривых 1 и 2 на рисунке 1.2 и может служить мерой опасности рассматриваемого режима для корпусов с различными характеристиками сопротивления хрупкому разрушению (Тко и Ар). Если для нескольких тепдогидравлических режимов известны Тк, то ответ на вопрос, обеспечивается ли проектный ресурс, можно получить, сравнивая величины Тк с критической температурой хрупкости корпуса на конец срока эксплуатации Га: = Тко + Af(Fnx1(T ) (1-6) Здесь FN - флюенс за проектный срок эксплуатации N. Флюенс, набираемый за проектный срок эксплуатации, в общем случае определяется по формуле Fr = F.+AF-N.+-----N, (МЛ /VI \ ts- 2 Vх'/ где Fx - флюенс набранный к настоящему моменту; N{ - время до установки кассет-экранов, год; N2 - время эксплуатации с кассетеми-экранами, год; Кк1э- коэффициент ослабления флюенса кассетами-экранами. Проектный срок эксплуатации для установок типа В-179, В-230, В-270 составляет 30 лет. Используя характеристику Тк, формулу (1.5) можно преобразовать следующим образом: ~ kAF ~ { TF ) kAF В координатах Тко, AF зависимость (1.8) изображается прямой, уравнение которой имеет вид: ^pf-f (1-9) Радиационный ресурс рассматриваемых корпусов определяется охрупчиванием сварного шва, расположенного на уровне активной зоны. Для рассматриваемых установок (В-179, В-230, В-270) приращение флюенса на сварной Величина критической температуры Тк на момент исчерпания радиационного ресурса и коэффициента к, зависящего от глубины наиболее опасной расчетной трещины, определяются только теплогидравлическим режимом и при заданном режиме зависят только от наличия антикоррозионной наплавки. Если на плоскости Тко, Af точками обозначить характеристики сопротивления хрупкому разрушению корпусов для блоков с одинаково протекающим режимом (отдельно для корпусов с наплавкой и без наплавки), то точкам, лежащими правее и выше прямой (1.9) будут соответствовать блоки, у которых для режима с параметрами Тко и к ресурс в N лет не обеспечивается (рисунок 1.3). В исходном состоянии (N=0, F=0) уравнение (1.9) представляет прямую, параллельную оси Af и отсекающую на оси Тко отрезок [0, Тк~\. С увеличением длительности эксплуатации прямая (1.9) поворачивается против часовой стрелки вокруг точки с координатами, Тко = Тк, Af = 0, отсекая на оси Af отрезок Использование параметра lk и уравнения (1.9) позволяет наглядно проиллюстрировать приемлемость того или иного теплогидравлического режима с точки зрения обеспечения радиационного ресурса. 1.3 Принятая методика расчета сопротивления хрупкому разрушению корпусов реакторов Указанные выше соображения были положены в основу методики оценки ресурса хрупкой прочности корпусов, изложенной в ГШАЭ Г-7-002-86. Эта методика отличается отдельными моментами, связанными, например, с назначением коэффициентов запаса для различных режимов работы реактора. В последние 10-15 лет были реализованы крупные программы МАГАТЭ по повышению безопасности реакторов типа ВВЭР, размещенных на территории стран Восточной Европы, а также в России и странах бывшего Советского Союза.

Список литературы

Цена, в рублях: (при оплате в другой валюте, пересчет по курсу центрального банка на день оплаты)	1425

Скачать бесплатно	23171.doc

Найти готовую работу

ЗАКАЗАТЬ

Обратная связь:

Связаться

Вход для партнеров

Регистрация

Восстановить доступ

Материал для курсовых и дипломных работ

15.04.24 Задачи, условия и этапы организации экспериментальной работы

15.04.24 Критерии качества преподавания

15.04.24 Категория нормы в обучающей деятельности

Архив материала для курсовых и дипломных работ

Ссылки:

Счетчики:

© 2006-2022. Все права защищены.
Выполнение уникальных качественных работ - от эссе и реферата до диссертации. Заказ готовых, сдававшихся ранее работ.