сгенерировать QR код
Открытый доступ
Только для подписчиков
Оценка прочности и прогноз ресурса захватов штанг СУЗ реактора ВВЭР-440. Часть 2. Оценка прочности и обоснование сроков проведения мониторинга деградации металла захвата
https://doi.org/10.22349/1994-6716-2021-105-1-163-176
Аннотация
Проведен анализ прочности и сопротивления хрупкому разрушению захватов аварийно-регулирующих и компенсирующих кассет системы управления и защиты (СУЗ) реактора ВВЭР-440. На основе исследований металла захватов, облучавшихся в составе энергоблока № 3 Нововоронежской АЭС, показано, что прочность захватов по критерию хрупкого разрушения обеспечивается при условии, что радиационно-индуцированное упрочнение металла, измеряемое в терминах твердости, не превысит 423 единицы по шкале Виккерса.
При поддержке: Настоящая статья подготовлена в результате обобщения исследований, выполненных по проекту № 375123 «Исследование основных механических свойств и характеристик сопротивлению разрушению основного металла и металла сварных соединений элементов реакторной установки № 3 НВОАЭС в обеспечение НИОКР по материаловедческому обоснованию продления сроков эксплуатации оборудования АЭС с ВВЭР-440 до 60 лет», финансируемому АО «Концерн Росэнергоатом».
Об авторах
А. И. Минкин
НИЦ «Курчатовский институт» – ЦНИИ КМ «Прометей»
Россия
Россия
Минкин А. И.
191015, Санкт-Петербург, Шпалерная ул., 49
Б. З. Марголин
НИЦ «Курчатовский институт» – ЦНИИ КМ «Прометей»
Россия
Россия
Марголин Б. З., д-р. техн. наук
191015, Санкт-Петербург, Шпалерная ул., 49
В. Г. Федосов
ПАО «Ижорские заводы»
Россия
Россия
Федосов В. Г., канд. техн. наук
196650, Санкт-Петербург, Колпино
Список литературы
1. Зверков В. В., Игнатенко, Е. И. Ядерная паропроизводящая установка с ВВЭР-440. – М.: Энергоатомиздат, 1987, – 200 с.
2. Шмелев В. Д., Драгунов Ю. Г., Денисов В. П., Васильченко И. Н. Активные зоны ВВЭР для атомных электростанций – М.: ИКЦ «Академкнига», 2004. – 220 с.
3. Анализ условий работы штанги промежуточной в реакторе В-213 и их влияние на срок службы. – Подольск, ОКБ «Гидропресс», 1982.
4. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. ПНАЭ Г-7-002–86. – М.: Энергоатомиздат, 1989.
5. ТУ 108.11.853–87. Прутки горячекатаные и кованые.
6. Марголин Б. З., Гуленко А. Г., Фоменко В. Н., Костылев В. И. Дальнейшее развитие модели Прометей и метода Unified Curve. Часть 2. Развитие метода Unified Curve // Вопросы материаловедения. – 2016. – № 4(88). – С. 151–178.
7. ASTM E 1921–17a. Standard Test Method for Determination of Reference Temperature, T0, for Ferritic Steels in the Transition Range.
8. Исследование служебных свойств материала захватов промштанг реакторов типа ВВЭР-440. Винокуро в В. Ф., Лапин А. Н., Одинцо в Н. Е. и др. // Материалы 2-й международной научнопрактической конференции «Проблемы материаловедения при изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС». Т. 2., Санкт-Петербург, 1992.
Рецензия
Для цитирования:
Минкин А.И., Марголин Б.З., Федосов В.Г. Оценка прочности и прогноз ресурса захватов штанг СУЗ реактора ВВЭР-440. Часть 2. Оценка прочности и обоснование сроков проведения мониторинга деградации металла захвата. Вопросы материаловедения. 2021;(1(105)):163-176. https://doi.org/10.22349/1994-6716-2021-105-1-163-176
For citation:
Minkin A.J., Margolin B.Z., Fedosov V.G. Structural integrity assessment and lifetime prediction for the control rods couplings of the WWER-440 reactor. Part 2. Assessment of the coupling structural integrity and justification of its material degradation monitoring interval. Voprosy Materialovedeniya. 2021;(1(105)):163-176. (In Russ.) https://doi.org/10.22349/1994-6716-2021-105-1-163-176
Просмотров:
254
Послать статью по эл. почте 