Рекомендуемая категория для самостоятельной подготовки:
Дипломная работа*
| Код |
570970 |
| Дата создания |
2019 |
| Страниц |
55
|
Мы сможем обработать ваш заказ (!) 18 ноября в 12:00 [мск] Файлы будут доступны для скачивания только после обработки заказа.
|
Содержание
Содержание
Введение
1. Водо-водяной энергетический реактор ВВЭР-1000
1.1. Общая характеристика
1.2. Устройство реактора ВВЭР-1000
1.3. Основные технические характеристики и конструкция корпуса
1.4. Образцы-свидетели корпусной стали
1.5. Материалы корпуса реактора
1.6. Выводы по главе 1
2. Радиационное охрупчивание материалов корпусов водо-водяных реакторов
2.1. Физические основы радиационного повреждения
2.2. Виды и механизм радиационного охрупчивания
2.3. Факторы, влияющие на эффект высокотемпературного радиационного
охрупчивания
2.4. Способы уменьшения высокотемпературного радиационного охрупчивания
2.5. Выводы по главе 2
3. Методика определения дозовременных зависимостей радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000
3.1. Описание методики
3.2. Выводы по главе 3
4. Использование программы Mathcad
4.1. Описание Mathcad
4.2. Выводы по главе 4
5. Определение критериев радиационного охрупчивания корпусных сталей марок 15Х2НМФА-А и 15Х2НМФА и металла их сварных швов
5.1. Расчет сдвига критической температуры хрупкости, обусловленного термическим старением при нейтронном облучении, для материалов корпусов ВВЭР-1000
5.2. Оценка радиационного охрупчивания конструкционных материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000
5.2.1. Расчет коэффициента радиационного охрупчивания
5.2.2. Расчет сдвига критической температуры хрупкости, обусловленного нейтронным облучением, в зависимости от флюенса нейтронов
5.3. Расчет нормативных дозовременных зависимостей для описания радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000
5.4. Анализ полученных дозовременных зависимостей радиационного охрупчивания для основного металла и металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000
5.5. Выводы по главе 5
Заключение
Список литературы
Приложение 1. Основные проектные параметры ВВЭР-1000 в номинальном режиме
Приложение 2. Основные технические характеристики корпуса
Приложение 3. Материалы, применяемые для изготовления корпуса и крышки
реактора
Приложение 4. Химический состав основного металла корпуса, %
Приложение 5. Химический состав сварочных (наплавочных) металлов при автоматической сварке и наплавке под флюсом, %
Приложение 6. Расчет ∆T_t (t) для основного металла и металла швов
Приложение 7. Расчет коэффициента A_F для образцов металла швов
Приложение 8. Расчет ∆T_F для основного металла и металла швов
Приложение 9. Расчет ∆T_к (F,t) для основного металла и металла швов
Введение
Начало проектов по реакторным установкам типа ВВЭР было положено в 1955 году в Институте атомной энергии под руководством академика И.В. Курчатова. А в 1964 году на Нововоронежской АЭС был введен первый в мире водо-водяной энергетический реактор мощностью 210 МВт. Полученный опыт эксплуатации способствовал дальнейшему освоению и распространению технологии ВВЭР, в том числе за рубежом.
Разработка нового проекта ВВЭР-1000 берет начало в 1969 году. Первый такой реактор был пущен в составе пятого энергоблока Нововоронежской АЭС в 1980 году. В дальнейшем с сохранением основных технических решений производилась разработка модификаций реактора. На настоящий момент реакторы ВВЭР-1000 эксплуатируются на блоках Нововоронежской, Балаковской, Калининской, Ростовской и Смоленской АЭС.
По мере становления отечественной ядерной энергетики совместно с реализацией программ строительства новых АЭС разрабатывались технологии, ориентированные на повышение эффективности и продление ресурсов действующих электростанций, обоснованного, в первую очередь, с позиции безопасности и надежности.
Корпус реактора является основной незаменяемой составляющей всей ядерной энергетической установки и определяет ресурс энергоблока. В области ядерной энергетики России наблюдается тенденция к продлению срока эксплуатации как проектируемых, так и эксплуатирующихся на базах атомных электростанций реакторов. Такой вектор развития отрасли предполагает проведение исследований деградации свойств корпусных сталей и их сварных швов, а также осуществление обязательного тщательного контроля состояния материалов по образцам-свидетелям, которые идентичны по химическому составу и технологическим параметрам материалам корпуса.
Фрагмент работы для ознакомления
В настоящей работе было исследовано радиационное охрупчивание конструкционных материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 посредством определения дозовременных зависимостей для основного металла и металла сварных швов.
Расчет критериев радиационного охрупчивания произведен с помощью программы Mathcad. Полученные дозовременные зависимости представлены в виде трехмерных графиков.
На основе расчетов в работе также проведен анализ радиационного охрупчивания корпусных сталей и металла их сварных швов.
Данная работа была защищена в филиале МАГУ в г. Апатиты (Мурманская обл.) на оценку "отлично" в 2019 г.
Уровень оригинальности составил более 80%.
Список литературы
1. Амаев, А.Д. Радиационная повреждаемость и работоспособность конструкционных материалов / А.Д. Амаев. – СПб.: Политехника, 1997. – 312 с.
2. Бекман, И.Н. Ядерная индустрия. Курс лекций / И.Н. Бекман. – М.: Московский государственный университет им. М.В. Ломоносова, 2005. – 511 с.
3. Герасимов В.В., Монахов А.С. Материалы ядерной техники: учебник для вузов / В.В. Герасимов, А.С. Монахов. – М.: Энергоиздат, 1982. – 288 с.
4. Денисов В.П., Драгунов Ю.Г. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций / В.П. Денисов. – М.: ИздАТ, 2002. – 480 с.
5. ПНАЭ Г-7-010-89 Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок. Сварные соединения и наплавки. Правила контроля. – М.: НТЦ ЯРБ, 2000.
6. РД ЭО 1.1.2.09.0789-2012 «Методика определения вязкости разрушения по результатам испытаний образцов свидетелей для расчета прочности и ресурса корпусов реакторов ВВЭР-1000»
7. Резепов В.К., Денисов В.П. Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций / В.К. Резепов. – М.: Гидропресс, 2004. – 333 с.
8. Углов, В.В. Радиационные процессы и явления в твердых телах: учеб. пособие / В.В. Углов. – Минск: Вышэйшая школа, 2016. – 188 с.
Пожалуйста, внимательно изучайте содержание и фрагменты работы. Деньги за приобретённые готовые работы по причине несоответствия данной работы вашим требованиям или её уникальности не возвращаются.
* Категория работы носит оценочный характер в соответствии с качественными и количественными параметрами предоставляемого материала. Данный материал ни целиком, ни любая из его частей не является готовым научным трудом, выпускной квалификационной работой, научным докладом или иной работой, предусмотренной государственной системой научной аттестации или необходимой для прохождения промежуточной или итоговой аттестации. Данный материал представляет собой субъективный результат обработки, структурирования и форматирования собранной его автором информации и предназначен, прежде всего, для использования в качестве источника для самостоятельной подготовки работы указанной тематики.
bmt: 0.00493