Корпус - ядерный реактор
Cтраница 1
 |
Расчетные выбросы в атмосферу, среднегодовая доза внешнего и внутреннего облучения лиц из населения в районе АЭС с двумя ВВЭР-440. [1] |
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. [2]
Примером могут служить корпуса ядерных реакторов, для которых установлены максимально жесткие нормы. [3]
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. [4]
В случае стали А533В, которая представляет особый интерес для корпусов ядерных реакторов, существенна динамическая трещиностойкость при температурах выше ТНП - J-300 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. [5]
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. [6]
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. [7]
В процессе эксплуатации допустимая температура металла при ГИ ( в том числе после ремонта) устанавливается предприятием-владельцем оборудования на основе данных расчета на прочность, паспортов оборудования и трубопроводов, чисел циклов нагружения, зафиксированных в процессе эксплуатации, фактических флюенсов нейтронов с энергией Е 0 5 МэВ, данных испытаний образцов-свидетелей, устанавливаемых в корпуса ядерных реакторов. [8]
Позже установили, что проектирование корпусов ядерных реакторов на основе части VIII не вполне удовлетворяет требованиям безопасности и для проектирования новых реакторов на легкой воде стали применять нормы, указанные в части III. Здесь в отличие от части VIII включены не только сосуды давления, но все металлические детали ядерных установок. [9]
В виде проката пластин толщиной 1 мм успешно использовался как поглотитель нейтронов в конструкциях контейнеров для отработанного ядерного горючего в США. Характерные для него скорости указывают на возможность использования этого сплава для элементов корпуса ядерного реактора. [10]
Если предположить, что вследствие термомеханической усталости и коррозии произошла утечка теплоносителя, возникает опасность перегрева активной зоны в корпусе ядерного реактора. [11]
Конструкторы стоят перед дилеммой, когда начало распространения трещины в изделии не может быть предотвращено 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. [12]
Для многих объектов свойство восстанавливаемости целесообразно рассматривать однозначно ( безусловно) на всем периоде их существования. Например, элементы ЯЭУ типа труб парогенераторов ( ПГ) в случае их прожога, тепловыделяющие элементы ( твэлы) при разгерметизации, кинескопы дисплейных модулей рабочих мест операторов-технологов ( РМОТ) в автоматизированных системах управления технологическими процессами ( АСУ ТП) ЯЭУ и другие практически всегда относятся к невосстанавливаемым объектам, а корпус ядерного реактора, ГЦН, трубопроводы большого диаметра и т.п. - к восстанавливаемым. [13]
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. [14]
История аналитических применений электрохимических методов, которая началась с появления рН - метра, очень длинна. Твердотельные ячейки, микропроцессоры, миниатюризация приборов и повышение чувствительности позволяют проводить непрерывный анализ в отдельной живой клетке с помощью электродов, площадь которых составляет всего несколько квадратных микрон. Электроаналитические методы с успехом применяются в таких особо сложных случаях, как анализ движущихся водных потоков в реках, неводных потоков, возникающих в ходе химических процессов, изучение расплавов солей и охлаждающих жидкостей в корпусах ядерных реакторов. [15]
Страницы: 1 2