Архив статей журнала
Определение минимально необходимого времени выдержки профилированных кассет на Армянской АЭС с учетом графика нагрузки, является необходимым условием безопасной эксплуатации профилированных кассет, используемых в активном энергетическом процессе, протекающем на атомной станции. При осуществлении вышеуказанного процесса, учет и контроль факторов, связанных с изменениями в электроэнергетической нагрузке на станцию в различные периоды времени, является обязательным условием безопасной эксплуатации. В рамках данного научного исследования проводится анализ технических характеристик профилированных кассет, а также рассматривается влияние их технических характеристик на производительность АЭС. Важными аспектами, на которые оказывает влияние время выдержки, являются: безопасность эксплуатации, соответствие нормативным требованиям, расчет отвода тепла в соответствии с графиком нагрузки. Эта работа нацелена на обеспечение оптимальной и безопасной эксплуатации отработавших тепловыделяющих сборок, адаптированной к условиям выдержки и отраженную в графике нагрузки, что в свою очередь способствует более эффективному функционированию атомной станции. Данное исследование направлено на обоснование минимально необходимого времени выдержки профилированных ядерных кассет, характеризующихся средним обогащением урана на уровне 3,82% и средним выгоранием по высоте, составляющим 45,7 мегаватт-суток на килограмм урана (МВт сут./кгU). Расчеты проводились с использованием программы ORIGEN-ARP, входящей в пакет программ SCALE, предназначенный для анализа и моделирования протекания ядерных процессов. Для обоснования минимального времени выдержки кассет были, в первую очередь, учтены следующие параметры: состав ядерных кассет и выгорание топлива. Также было произведено моделирование описываемого процесса на основании полученных расчетных данных и анализ безопасности и эффективности исследуемого процесса. Цель настоящего научного исследования заключается в анализе результата, достигнутого при определенном времени выдержки ядерных кассет, с учетом установленных параметров. Для достижения заявленной цели используются современные методы вычислений, предоставляемые программой ORIGEN-ARP, входящей в состав программного комплекса SCALE. Полученные в ходе исследования результаты способны внести значительный вклад в процесс улучшения эффективности и безопасности эксплуатации ядерных энергетических установок
В статье рассматриваются вопросы оптимизации работы механизма поворота телевизионной штанги машины перегрузочной при проведении перегрузочной кампании в периоды планового предупредительных ремонтов на АЭС. Рассматриваемая задача состоит в том, чтобы минимизировать затраты времени на повороты телевизионной штанги при проведении перегрузочной кампании для экономии времени и денежных средств на проведение технологических операций, и, тем самым, сократить время простоя энергоблока АЭС. Приводится описание конструкции и назначения рабочей зоны, машины перегрузочной и других объектов, участвующих в технологических операциях. Во всех участках рабочей зоны есть определенное количество «проблемных» ячеек, в которых могут возникнуть помеха и/или блокировка поворота телевизионной штанги. Выявлены точное расположение всех «проблемных» ячеек и допустимые для них углы перемещения и наблюдения. Список операций представлен в качестве таблицы, содержащей: номера операции, маркировки соответствующего кластера, а также первоначального и целевого положения в координатах. Таблица дополнена картограммой с координатами и маркировками ячеек. Рассчитано, сколько времени занимает поворот из одного допустимого угла наблюдения в другой. Проведен пример расчета времени для операции с машиной перегрузочной.
Цель исследования – показать существенное влияние учета фактических значений остаточных напряжений на прочность и ресурс безопасной эксплуатации объектов атомной энергетики. Для определения прочности и ресурса использовались общепринятые подходы физики прочности и механики разрушения. Исследована степень влияния остаточных напряжений на прочность и ресурс элементов трубопроводов в случае циклически действующей нагрузки, при статической нагрузке, когда есть опасность хрупкого разрушения, и в случае коррозионного воздействия. Объектами исследования являлись трубопроводы атомных электростанций. Отмечено, что современное состояние науки и техники позволило создать методику неразрушающего контроля механических напряжений, действующих в металлоконструкциях, основанную на использовании метода акустоупругости. В настоящее время на базе этого метода разработана и аттестована для применения в области использования атомной энергии методика выполнения измерений остаточных сварочных и монтажных напряжений в трубопроводах. Методика измерений предусматривает определение мембранных и изгибных напряжений в кольцевых сечениях, расположенных на прямолинейных участках трубопроводов. Значения напряжений в конструктивных элементах трубопроводов и остаточных сварочных напряжений в наплавленном металле сварных соединений определяются с применением соотношений, основанных на использовании принципе уравновешивания. Показана актуальность введения в порядок контроля технического состояния трубопроводов и оборудования атомных электростанций процедуры определения фактического уровня остаточных напряжений, позволяющей существенно повысить достоверность оценки их прочности и ресурса. Обосновано, что для реализации процедуры определения фактического уровня остаточных напряжений необходимо использовать систему неразрушающего контроля остаточных сварочных и монтажных напряжений с использованием метода акустоупругости, основанную на методике измерений, позволяющей определять фактические значения остаточных напряжений с установленными характеристиками погрешности.
. В процессе эксплуатации паропроводов на атомных станциях основными повреждающими факторами являются не только коррозия и эрозия, приводящие к утончению стенки трубы, но и усталостные повреждения, возникающие как из-за температурных усилий самокомпенсации, так и вследствие высокой вибрационной нагрузки. Как показывает практика, наиболее перспективным направлением обеспечения вибростойкости паропроводов в настоящее время является расчетно-экспериментальное исследование напряженно-деформированного состояния трубопроводов при вибрационном нагружении. В данной работе определена прочность наиболее применяемых типоразмеров стальных трубопроводов при воздействии вибрационных нагрузок в соответствии с ГОСТ Р 59115.9-2021. Для принятых в рассмотрение 4-х вариантов расчетных схем были определены амплитуды условных упругих приведенных напряжений с учетом концентрации напряжений. Определена допускаемая амплитуда напряжений из условия эксплуатации 60 лет. Показано, что для трубы, изготовленной из 12Х18Н10Т, допускаемая амплитуда напряжений для расчетной температуры t = 350oC составит не более 46,4 Мпа. Применительно к трубопроводам атомных станций нормируемые параметры вибрации в нормативной документации не были установлены до 2022 г., когда для трубопроводов атомных станций в ГОСТ Р 59115.11-2021 были приняты следующие предельные значения виброскорости, не требующие выполнение проверки вибропрочности: max до 15 мм/с, скз до 7 мм/с. Таким образом, в настоящее время в российской нормативной документации на трубопроводы отсутствуют нормируемые значения параметров вибрации (как правило виброскорости), выбираемые в зависимости от частоты вибрационного воздействия. Предлагается разработать и внести в нормативную документацию частотно-зависимые критерии предельных параметров вибрации для трубопроводов атомных станций, уточненные в соответствии с реальными условиями работы данных трубопроводов.