АНАЛИЗ ПРОЧНОСТИ КОРПУСА РЕАКТОРА ТИПА БН ПРИ ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЯХ, СВЯЗАННЫХ СО ЗНАЧИТЕЛЬНЫМ ПОВЫШЕНИЕМ ТЕМПЕРАТУРЫ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ

Авторы

Виленский О.Ю.¹, Кайдалов В.Б.¹, Пристром С.А.¹, Бучатский А.А.², Гуленко А.Г. ²

Организация

¹АО «Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова», Нижний Новгород, Россия
² ФГУП «Центральный научно-исследовательский институт конструкционных материалов «Прометей», Санкт-Петербург, Россия

Пристром С.А.¹ – ведущий инженер-конструктор. Контакты: 603074, г. Нижний Новгород, Бурнаковский проезд, 15. Тел.: (831) 246-94-95; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript.
Виленский О.Ю. ¹ – начальник отдела прочности, кандидат технических наук.
Кайдалов В.Б.¹ – главный специалист, доктор технических наук.
Бучатский А.А.² – старший научный сотрудник, кандидат технических наук.
Гуленко А.Г.² – ведущий научный сотрудник, кандидат технических наук.

Аннотация

Актуальность исследования прочности корпуса быстрого натриевого (БН) реактора на быстрых нейтронах в условиях запроектных аварий обусловлена важностью этого элемента для выполнения требований безопасности. Особенностью реакторов этого типа является высокий уровень температур как в режимах нормальной эксплуатации, так и в запроектных авариях, что в совокупности с продолжительностью этих режимов определяет требования к методическому подходу и, в особенности, к расчётно–экпериментальным исследованиям кратковременных и длительных механических характеристи конструкционных материалов корпуса в диапазоне температур 600-800ºС на временной базе до 1000 ч.

Для выбранной в качестве расчётной запроектной аварии со значительным повышением температуры теплоносителя первого контура до уровня порядка 800ºС в результате проведённого анализа получены временные интервалы сохранения целостности корпуса реактора БН-600 в наиболее нагруженных сечениях для различных значений повышенных температур в диапазоне 600 - 800ºС. Выполненный анализ необходим для оценки времени, достаточного для принятия мер по управлению аварией и снижению температуры корпуса реактора до приемлемой по условиям безопасной эксплуатации величины.

Консервативность выполненных оценок, которая заключается в определении только стадии зарождения трещины без учёта процесса её развития до критических размеров, предполагает дальнейшее совершенствование использованной методики в части разработки модели оценки роста образовавшейся трещины по механизму усталости.

Ключевые слова
характеристики, напряженной-деформированное состояние, длительная статическая прочность, зарождение трещины корпус реактора, запроектная авария, кратковременные и длительные механические

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

УДК 539.3

Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2016, вып. 4, 4:10