ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ
ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы


Расширенное продолжение серии: Ядерные константы c 1971 года
ISSN 2414-1038 (online)

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. – ведущий инженер-конструктор, АО "Опытное конструкторское бюро машино-строения имени И.И. Африкантова". Контакты: 603074, г. Нижний Новгород, Бурнаковский проезд, 15. Тел.: (831)246-94-95; e-mail: Этот адрес электронной почты защищен от спам-ботов. У вас должен быть включен JavaScript для просмотра.
Виленский О.Ю. – к.т.н., начальник отдела прочности, АО "Опытное конструкторское бюро машино-строения имени И.И. Африкантова".
Кайдалов В.Б. – д.т.н., главный специалист, АО "Опытное конструкторское бюро машино-строения имени И.И. Африкантова".
Бучатский А.А. – к.т.н., старший научный сотрудник, ФГУП "Центральный научно-исследовательский институт конструкционных материалов "Прометей".
Гуленко А.Г. – к.т.н., ведущий научный сотрудник, ФГУП "Центральный научно-исследовательский институт конструкционных материалов "Прометей".

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