Совершенствование расчетно-экспериментального обоснования прочности оборудования АЭС

Тип работы:
Диссертация
Предмет:
Ядерные энергетические установки
Страниц:
157


Узнать стоимость

Детальная информация о работе

Выдержка из работы

Концепция федеральной целевой программы & quot-Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007−2010 годы и на период до 2015 года& quot- [1] предполагает ускоренное развитие ядерно-энергетического комплекса как внутри страны, так и за рубежом. Основной идеей концепции является интенсивное серийное строительство унифицированных энергоблоков АЭС с ядерными реакторами типа ВВЭР электрической мощностью 1100−1200 МВт для производства электроэнергии и тепла. Помимо строительства новых блоков актуализируется задача модернизации и продления ресурса действующих АЭС с реакторами различного типа.

Уникальность конструкции ядерных реакторов, обладающих высоким энергическим потенциалом и несущих серьезный риск негативного воздействия на окружающую среду, предопределяет повышенные требования к безопасной эксплуатации энергетических установок как в период проектного срока их службы [2−4], так и в особенности за его пределами [5]. В качестве основного способа удовлетворения требований безопасности реакторного оборудования является обеспечение его прочности. Обоснование прочности реакторного оборудования выполняется в соответствии с требованиями положений нормативных документов верхнего уровня [3,6−7] и с соблюдением требований руководящей технической документации второго уровня [8−11], восполняющей и дополняющей отдельные требования основных нормативных документов. Наряду с прочностными расчетами для наиболее ответственных узлов выполняется экспериментальные работы по исследованию уровня их нагруженности. Общие подходы к проектированию и обоснованию прочности оборудования для атомной энергетики приведены в [12−15. ]

Главным вопросом обоснования прочности реакторного оборудования является вопрос достоверности полученных результатов. В значительной степени его острота снижается за счет применения консервативных подходов в методиках расчетов и дублирования другими методами исследования (эксперименты на реальных объектах, а также на натурных и масштабных моделях). Существенная дороговизна экспериментальных исследований, обусловленная как сложностью их постановки и проведения, так и необходимостью удовлетворения требований по репрезентативности, выдвигает на первый план задачу повышения качества расчетных обоснований и, в первую очередь, степени их достоверности.

Очевидно, что экономически эффективное проектирование корпусного оборудования ЯЭУ и, в частности, корпусов ядерных реакторов типа ВВЭР, базируется в первую очередь на оптимизации конструкции по массово-габаритным характеристикам, существенным образом влияющим как на стоимость изготовления, так и на затраты на транспортировку и монтаж оборудования на площадке АЭС. С этой точки зрения альтернатива расчетным методам исследования прочности практически отсутствует. Кроме того, следует признать, что без использования при проектировании адекватных виртуальных моделей существенно повысить качество проектов, физических моделей и, в конечном счете, самих изделий не представляется возможным. Численные модели — практически единственное средство для исследования поведения таких энергонасыщенных объектов, как корпуса ядерных реакторов, в реальных условиях эксплуатации.

Еще одним фактором повышения значимости расчетов является устойчивая тенденция продления срока службы действующих блоков АЭС сверх первоначально назначенного в проекте. Экономическая выгода такого решения очевидна. Однако бесспорно, что при этом должны обеспечиваться условия безопасной эксплуатации блоков. Обеспечение баланса экономических интересов и условий безопасности возможно в основном за счет выявления и использования резерва по прочности, заложенного в конструкцию при проектировании. Этот резерв, как правило, образовывался вследствие применения консервативных методов расчета, возмещавших невозможность достаточно адекватного моделирования реальных объектов, и повышенных (для компенсации неопределенности исходной информации и достигнутого уровня знаний) запасов прочности.

Проектирование реакторов первого и второго поколений основывалось фактически на использовании в расчетах прочности аналитических зависимостей и достаточно примитивных расчетных моделей. Методы расчетов на прочность, применявшиеся к реакторному оборудованию первого поколения, подробно описаны в [16]. Они базировались на использовании в расчетах моделей, разработанных в рамках теории оболочек и пластин и во многом использовали опыт, накопленный при проектировании паровых котлов и сосудов под давлением для нефтехимии [17−21]. Аналогичный подход применялся и при оценке результатов расчета (нормирование запасов). В дальнейшем нормативные требования к выполнению расчетов сосудов под давлением и реакторного оборудования развивались с некоторым различием. А именно, в атомном энергомашиностроении увеличение количества нормативных категорий напряжений, по которым требовалось обеспечить условия прочности, сопровождалось освобождением инженера-расчетчика от излишней регламентации в выборе методов определения расчетных нагрузок, напряжений и деформаций, в то время как в части проектирования сосудов под давлением все более совершенствовалось нормирование методов расчетов отдельных узлов и изделий [22−23].

При разработке проектов ядерных реакторов второго поколения, когда в практику инженерных расчетов достаточно интенсивно стала внедряться вычислительная техника, все более широкое распространение получило использование численных методов [24]. Однако ограниченные возможности электронно-вычислительных машин и относительная неразвитость сервисных программ не позволяли моделировать конструктивные особенности оборудования с достаточной точностью.

Интенсивно развивающиеся в последние годы программные средства и вычислительная техника в сочетании со все возрастающими требованиями по повышению степени надежности и безопасности оборудования для атомной энергетики выдвинули на первый план необходимость применения для расчетов прочности все более сложных расчетных моделей, которые могли бы позволить достаточно адекватно моделировать сложные конструктивные узлы корпусов реакторов и другого оборудования, обеспечивая тем самым удовлетворение требований МАГАТЭ по безопасности и, в конечном итоге, конкурентоспособность отечественных проектов АЭС за рубежом (АЭС в Иране, Китае и Индии).

Достижению этой цели способствует применение в расчетах прочности объемных расчетных моделей. Первоначально трехмерные модели были востребованы в основном в расчетах на сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов [25], где существенен учет несимметрии в условиях нагру-жения корпуса при заливах & quot-холодной"- водой. Относительно не широкое применение трехмерных моделей в практике расчетов статической и циклической прочности до недавнего времени было связано в первую очередь со сложностью разработки и значительными временными затратами на тестирование и верификацию моделей. И если сложности применения трехмерных моделей для определения напряженно-деформированного состояния конструкций обусловлены лишь техническими аспектами (возможности вычислительной техники, наличие специальных конечных элементов, программная реализация граничных условий и т. д.), то сложности, связанные с интерпретацией полученных на трехмерных моделях результатов и оценкой прочности и долговечности конструкции на основе этих результатов, в значительной мере носят методологический характер. Поскольку нормы расчета на прочность оборудования АЭС [7] создавались фактически под применение аналитических методов расчета и использование простых двумерных моделей, разработка корректной методологии оценки прочности по результатам расчетов на трехмерных моделях является весьма актуальной задачей.

Одной из проблем, возникающих при обосновании прочности и долговечности корпусов ядерных реакторов типа ВВЭР, является задача обеспечения заданного ресурса корпуса и крышки реактора и, в частности, резьбовых соединений узла главного разъема. Проблемам, связанным с выполнением расчетов прочности узла главного разъема реактора типа ВВЭР, в последние годы уделяется большое внимание [26−27]. Очевидно, что это соединение является одним из наиболее нагруженных и ответственных узлов конструкции ядерного реактора. Уникальность резьб большого диаметра при сравнительной немногочисленности теоретических разработок по обоснованию их прочности и долговечности предопределяет особое внимание к этой проблеме. И если статическая прочность резьбовых соединений большого диаметра наряду с расчетными оценками подтверждается также натурными испытаниями и опытом эксплуатации, то обеспечение назначенного ресурса, как правило, базируется в основном на расчетах циклической прочности, выполняемых в соответствии с требованиями норм расчета на прочность [7]. Основным вопросом при проведении расчета резьбового соединения на циклическую прочность является обоснованный выбор теоретического коэффициента концентрации в резьбе.

Разработка сложных и детально проработанных расчетных моделей резьбового соединения главного уплотнения реактора типа ВВЭР позволяет достаточно корректно определить напряженно-деформированное состояние элементов резьбового соединения во всех расчетных режимах эксплуатации. Однако последующая оценка прочности с использованием нормативных методик в отдельных случаях (например в части циклической прочности шпилек) дает чрезмерно консервативный результат, который не может считаться экономически обоснованным. Выходом из этой ситуации является экспериментальное установление прочности и гарантированного ресурса узла.

Эти обстоятельства предопределили выбор темы настоящей работы: & quot-Совершенствование расчетно-экспериментального обоснования прочности оборудования АЭС& quot-, выполненной в основном в рамках работ, проводимых Главным конструктором реакторных установок типа ВВЭР — ФГУП ОКБ & quot-Гидропресс"-.

Цель работы:

1. Отработка методов построения трехмерных расчетных моделей и исследование влияния параметров разбивки на точность результатов расчета напряженно-деформированного состояния конструкций.

2. Экспериментальное исследование напряженного состояния наиболее нагруженных узлов реактора.

3. Верификация расчетных моделей по результатам термо- и тензометри-рования при испытаниях оборудования и по результатам исследований натурных моделей.

4. Разработка методики разделения напряжений, полученных на двумерных и трехмерных моделях, по нормативным категориям для оценки статической и циклической прочности конструкций.

5. Численное исследование концентрации напряжений в резьбовых соединениях большого диаметра в сравнении с данными экспериментальных исследований.

Научная новизна диссертационной работы состоит:

— в разработке, анализе и применении для практических расчетов пространственных трехмерных моделей для оценки прочности и долговечности корпусного оборудования для АЭС-

— в разработке методики разделения напряжений, полученных на двумерных и трехмерных моделях, по нормативным категориям для оценки статической и циклической прочности конструкций-

— в установлении значений коэффициентов концентрации в резьбе резьбовых соединений большого диаметра и оценке их ресурса на основе экспериментальных исследований-

Практическая ценность. Результаты проведенного анализа методов построения трехмерных расчетных моделей и проблем, возникающих при их использовании для оценки прочности и долговечности корпусного оборудования АЭС, позволяют создавать адекватные расчетные модели, дающие приемлемые по точности решения результаты. Разработанные расчетные модели верифицированы по результатам термо- и тензометрирования при испытаниях оборудования и по результатам исследований натурных моделей.

Методика разделения напряжений, полученных на двумерных и трехмерных моделях, по категориям норм расчета на прочность [7] позволяет корректно и без излишней консервативности проводить оценку статической и циклической прочности конструкций корпусного типа (корпусов реакторов ВВЭР, сепараторов пара РБМК и т. д.).

Полученные в результате численного исследования значения коэффициентов концентрации напряжений в резьбах большого диаметра применимы при проведении расчетов прочности и долговечности узлов главного разъема реакторов типа ВВЭР, а также других сосудов под давлением, где используются резьбовые соединения таких типоразмеров.

Результаты исследований натурных шпилек позволили обосновать их ресурс и сэкономить один комплект шпилек Ml 70×6 за проектный срок эксплуатации реактора ВВЭР-1000.

Разработанные методики дают возможность существенно повысить точность расчетов прочности и ресурса корпусного оборудования, в полной мере учесть особенности конструкции и условий ее нагружения и снизить неоправданный консерватизм. Это позволяет в первую очередь повысить надежность и долговечность оборудования и, при необходимости, оптимизировать конструкцию в части снижения металлоемкости.

Внедрение результатов и область применения. Материалы, представленные в диссертации, были внедрены в проекты корпусов ядерных реакторов ВВЭР-1000, изготавливаемых в ОАО & quot-Ижорские заводы& quot-, в том числе предназначенных для поставки за рубеж (АЭС в Иране, Китае и Индии), а также реализованы при проведении работ по продлению срока службы сверх проектного действующих энергоблоков АЭС с реакторами РБМК-1000 (блоки 1,2 Ленинградской АЭС и блоки 1,2 Курской АЭС) и реакторами ЭГП-6 (блоки 1−4 Били-бинской АЭС). С использованием результатов, приведенных в диссертации, был выполнен проект корпуса перспективного реактора большой мощности ВВЭР-1500.

Методические разработки, выполненные в рамках диссертации, были использованы при подготовке руководящих документов эксплуатирующей организации (ОАО концерн & quot-Энергоатом"-) [9−11], регламентирующих выполнение расчетов прочности по обоснованию продления срока эксплуатации оборудования АЭС сверх назначенного в проекте

Результаты работы также используются в расчетах прочности при разработке проектов новых АЭС (АЭС-2006), при адаптации ранее разработанных проектов к современным требованиям по безопасности строящихся блоков АЭС с реакторами типа ВВЭР, а также при продлении срока службы действующих блоков с реакторами типа ВВЭР, РБМК и ЭГП.

Предмет защиты. В диссертации защищаются результаты разработки трехмерных расчетных моделей, методика разделения напряжений, полученных на двумерных и трехмерных моделях, по нормативным категориям для оценки статической и циклической прочности конструкций, результаты численного исследования концентрации напряжений в резьбовых соединениях большого диаметра, а также результаты экспериментальных исследований напряженно-деформированного состояния корпуса и шпилек реактора и обоснование их статической и циклической прочности.

Апробация. Основные результаты работы докладывались и обсуждались:

— на шестой международной конференции & quot-Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС& quot-, г. С. -Петербург, 19−23 июня 2000 г. -

— на международной научно-технической конференции & quot-Канальные реакторы: проблемы и решения& quot-, г. Москва, Федеральное Агентство по атомной энергии, 19−20 октября 2004 г. -

— на четвертой международной научно-технической конференции & quot-Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР& quot-, г. Подольск, ФГУП ОКБ & quot-Гидропресс"-, 23−26 мая 2005 г. -

— на девятой международной конференции & quot-Безопасность АЭС и подготовка кадров — 2005″, г. Обнинск, Обнинский государственный технический университет атомной энергетики, 24−27 октября 2005 г. -

— на четвертом межотраслевом семинаре & quot-Прочность и надежность оборудования& quot-, г. Москва, 21−25 ноября 2005 г. -

— на девятой международной конференции & quot-Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС& quot-, г. С. -Петербург, 6−8 июня 2006 г. -

— на международной научно-технической конференции & quot-Конструкционная прочность материалов и ресурс оборудования АЭС& quot-, г. Киев, Институт проблем прочности НАН Украины, 19−21 сентября 2006 г. -

— на четвертой российской научно-технической конференции & quot-Методы и программное обеспечение расчетов на прочность& quot-, г. Геленджик, 2−7 октября 2006 г.

— на пятой международная научно-техническая конференция & quot-Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР& quot-, г. Подольск, ФГУП ОКБ & quot-Гидропресс"-, 29 мая — 01 июня 2007 г.

Диссертационная работа состоит из введения, пяти глав, заключения и списка литературы. Работа включает в себя 157 страниц текста, 82 рисунка, 15 таблиц, список литературы из 54 наименований.

10. Результаты работы также используются в расчетах прочности при разработке проектов новых АЭС (АЭС-2006), при адаптации ранее разработанных проектов к современным требованиям по безопасности строящихся блоков АЭС с реакторами типа ВВЭР, а также при продлении срока службы действующих блоков с реакторами типа ВВЭР, РБМК и ЭГП.

Заключение

Уникальность конструкции ядерных реакторов, обладающих высоким энергическим потенциалом и несущих серьезный риск негативного воздействия на окружающую среду, предопределяет повышенные требования к безопасной эксплуатации энергетических установок как в период проектного срока их службы, так и за его пределами. В качестве основного способа удовлетворения требований безопасности реакторного оборудования является обеспечение его прочности. Прочность оборудования обосновывается соответствующими расчетами, а прочность его наиболее ответственных узлов & mdash-дополнительно экспериментальными работами.

Экономически эффективное проектирование корпусного оборудования ЯЭУ и, в частности, корпусов ядерных реакторов типа ВВЭР, базируется в первую очередь на оптимизации конструкции по массово-габаритным характеристикам, существенным образом влияющим как на стоимость изготовления, так и на затраты на транспортировку и монтаж оборудования на площадке АЭС. Практически единственным способом оптимизации является проведение вариантных расчетов прочности и ресурса с использованием конечно-элементных моделей.

Значимость расчетов прочности и ресурса в современных условиях повышается также в связи с устойчивой тенденцией продления срока службы действующих блоков АЭС сверх первоначально назначенного в проекте. Обеспечение баланса экономических интересов и условий безопасности возможно в основном за счет выявления и использования резерва по прочности, заложенного в конструкцию при проектировании, что также может быть достигнуто расчетным путем.

В рамках выполненной работы, посвященной совершенствованию расчетно-экспериментального обоснования прочности оборудования АЭС, достигнуты следующие результаты и сделаны выводы, имеющие практическую ценность.

1. На основе проведенного анализа с использованием численных исследований определены наиболее нагруженные зоны и узлы корпуса и крышки реакторов типа ВВЭР, лимитирующие общий ресурс конструкции.

2. Для основных конструктивных узлов разработаны оптимальные по соотношению точности и затрат на разработку и проведение вычислений типовые трехмерные расчетные модели, позволяющие адекватно оценивать уровень напряженно-деформированного состояния, прочность и ресурс основных узлов реактора типа ВВЭР.

3. Тестирование и верификация разработанных трехмерных расчетных моделей на основе экспериментальных данных и результатов исследований по-ляризационно-оптическим методом показали их умеренную консервативность в отношении уровня термонапряженного состояния и накопления усталостного повреждения за срок службы, что позволяет применять их при проектировании реакторного оборудования.

4. Использование разработанных расчетные моделей позволило выполнить расчетное обоснование прочности и проектного ресурса корпусов ядерных реакторов ВВЭР-1000 для АЭС & quot-Бушер"- в Иране, АЭС & quot-Тяньвань"- в Китае и АЭС & quot-Куданкулам"- в Индии на современном научно-техническом уровне с учетом рекомендаций МАГАТЭ по безопасности реакторных установок.

5. Результаты исследований натурных шпилек Ml 70 узла главного разъема реактора ВВЭР-1000 позволили обосновать их ресурс и сэкономить один комплект шпилек за проектный срок эксплуатации реактора.

6. Сопоставление результатов расчетов, выполненных с использованием осесимметричных и объемных моделей, обнаружило необходимость коррекции представлений о наиболее вероятных местах усталостного повреждения в корпусах реакторов ВВЭР-1000, находящихся в настоящее время в эксплуатации и ресурс которых был обоснован с использованием осесимметричных расчетных моделей.

7. Разработанная методика разделения напряжений, полученных методом конечных элементов на двумерных и трехмерных моделях, на категории, принятые в Нормах расчета на прочность ПНАЭ Г-7−002−86, позволяет корректно и без излишней консервативности оценивать прочность и ресурс узлов со сложной пространственной конфигурацией (корпусов реакторов типа ВВЭР, сепараторов пара РБМК и т. д.). Методика внедрена в практику обоснований прочности эксплуатирующегося оборудования и включена в состав руководящего документа эксплуатирующей организации РД ЭО 1.1.2. 09. 0688−2006.

8. В результате численных исследований определены коэффициенты концентрации напряжений в резьбовых соединениях большого диаметра. Полученные значения коэффициентов концентрации напряжений в резьбах большого диаметра применимы при проведении расчетов прочности и долговечности узлов главного разъема реакторов типа ВВЭР, а также других сосудов под давлением, где используются резьбовые соединения аналогичных типоразмеров.

9. Использование в практике проектирования полученных в настоящей работе результатов дает возможность существенно повысить точность расчетов прочности и ресурса корпусного оборудования, более полно учесть особенности конструкции и условий ее нагружения и снизить неоправданный консерватизм. Это, в свою очередь, позволяет повысить надежность и долговечность оборудования и, при необходимости, оптимизировать конструкцию в части снижения металлоемкости.

ПоказатьСвернуть

Содержание

1. Особенности моделирования расчетных узлов корпуса ядерного реактора типа ВВЭР при обосновании прочности оборудования АЭС.

1.1 Анализ влияния параметров дискретизации конечно-элементных моделей на точность результатов расчетов напряженно-деформированного состояния.

1.2 Моделирование корпуса реактора.

1.2.1 Постановка задачи.

1.2.2 Расчетная модель зоны патрубков ГЦТ.

1.2.3 Расчетная модель патрубка САОЗ.

1.2.4 Расчетная модель патрубка КИП.

1.3 Моделирование крышки реактора.

1.3.1 Постановка задачи.

1.3.2 Моделирование узла главного разъема.

1.3.3 Расчетная модель перфорированной части крышки.

1.3.4 Расчетная модель патрубка СУЗ.

Список литературы

1. Федеральная целевая программа & quot-Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007−2010 годы и на перспективу до 2015 года& quot-. /Утверждена постановлением Правительства Российской Федерации от 6 октября 2006 г. № 605. 155 с.

2. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97 (ПНГАЭ Г-01−011−97). М.: Энергоатомиздат, 1997. — 41 с.

3. Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7−008−89). — М.: Энергоатомиздат, 1990. 186 с.

4. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ АЭС-89 (ПНАЭ Г-1−024−90). /Госатомэнергонадзор СССР. М.: 1990. -60 с.

5. Основные требования к продлению срока эксплуатации блока атомной станции НП-017−2000. /Госатомнадзор России. -М.: 2000. 13 с.

6. Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок. Сварка и наплавка. Основные положения ПНАЭ Г-7−009−89. Сварные соединения и наплавки. Правила контроля ПНАЭ Г-7−010−89. — М.: Энергоатомиздат, 1991. 320 с.

7. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок ПНАЭ Г-7−002−86. — М.: Энергоатомиздат, 1989. 525 с

8. Руководство по расчету на прочность оборудования и трубопроводов реакторных установок РБМК, ВВЭР и ЭГП на стадии эксплуатации. РД ЭО 0330−01. /Концерн & quot-Росэнергоатом"-, М.: 2004.

9. Методика расчета на прочность сепаратора пара РБМК-1000 при продлении срока службы АЭС. РД ЭО 1.1.2. 09. 0688−2006. /Федеральное агентство по атомной энергии Российской Федерации, концерн & quot-Росэнергоатом"-. -М.: 2007. 88 с.

10. Денисов В. П., Драгунов Ю. Г. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. М.: ИздАТ, 2002 — 476 с.

11. И. Денисов В. П., Драгунов Ю. Г. История создания реакторных установок ВВЭР для атомных электростанций. М.: ИздАТ, 2004. — 476 с.

12. Шарый Н. В., Семишкин В. П., Пиминов В. А., Драгунов Ю. Г. Прочность основного оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР. -М.: ИздАТ, 2004. -496 с.

13. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК. /М.А. Абрамов, В. И. Авдеев, Е. О. Адамов и др., М.: ГУЛ НИКИЭТ. 2006 — 631 с.

14. Мельников Н. П. Конструктивные формы и методы расчета ядерных реакторов. — М.: Атомиздат, 1972. — 550 с.

15. Нормы расчета элементов паровых котлов на прочность. — М.: Л, Недра, 1966. 100 с.

16. Канторович З. Б. Основы расчета химических машин и аппаратов. М.: Государственное научно-техническое издательство машиностроительной литературы, 1960. — 743 с.

17. Лащинский А. А., Толчинский А. Р. Основы конструирования и расчета химической аппаратуры. /Справочник. — М.: Машиностроение, 1970. -752 с.

18. Никольс Р. Конструирование и технология изготовления сосудов давления. М.: Машиностроение, 1975. 364 с.

19. Бабицкий И. Ф., Вихман Г. Л., Вольфсон С. И. Расчет и конструирование аппаратуры нефтеперерабатывающих заводов. /Под. ред. Г. Л. Вихмана. — М.: Недра, 1965. -903 с.

20. Сосуды и трубопроводы высокого давления. /Е.Р. Хисматуллин, Е. М. Королев, В. И Лившиц и др. /Справочник. М.: Машиностроение, 1990. -384 с.

21. Антикайн П. А. Металлы и расчет на прочность котлов и трубопроводов. -М.: Энергоатомиздат, 1990. 368 с.

22. Конструкции и методы расчета водо-водяных энергетических реакторов./ Махутов Н. А., Стекольников В. В., Фролов К. В. и др. М.: Наука, 1987 -231 с.

23. Боринцев А. Б., Федосов В. Г. К вопросу о применении эффективного коэффициента концентрации напряжений к результатам, полученным методом конечных элементов. // Тяжелое машиностроение, 2007, № 6, с. 2−5.

24. Пушин Ю. Н., Краснов И. Д. Изгиб эллиптических оболочек вращения постоянным внутренним давлением. //Энергомашиностроение, 1963, № 7, с. 32−34.

25. Корпус реактора ВВЭР-1500. Выбор расчетной модели для оценки прочности патрубков DN 850. Отчет 8002. 00. 09. 782 Д1. /ОАО & quot-Ижорские заводы& quot-, 2006. 26 с.

26. Корпус ядерного реактора ВВЭР-1500. Выбор расчетной модели для оценки прочности главного разъема. Отчет 8002. 00. 09. 782 ДЗ. /ОАО & quot-Ижорские заводы& quot-, 2006. 131 с.

27. Крышка реактора ВВЭР-1500. Выбор расчетной модели. Отчет 8002. 00. 09. 782 Д2. /ОАО & quot-Ижорские заводы& quot- 2007. — 60 с.

28. Крышка реактора ВВЭР-1500. Выбор расчетной модели для оценки прочности крайних патрубков. Отчет 8002. 00. 09. 782 Д4. /ОАО & quot-Ижорские заводы& quot- 2007. -128 с.

29. Крышка реактора ВВЭР-1500. Выбор расчетной модели для оценки прочности патрубка СУЗ (центрального). Отчет 8002. 00. 09. 782 Д5. /ОАО & quot-Ижорские заводы& quot- 2006. — 84 с.

30. Рабочая программа работ по тензометрическому исследованию корпуса и крышки реактора ВВЭР-1000 первого блока АЭС & quot-Куданкулам"- при проведении сдаточных гидроиспытаний. /ОАО & laquo-Ижорские заводы& raquo-, ОАО & laquo-НПО ЦКТИ. С. -Петербург, 2004. — 11 с.

31. Экспериментальное исследование прочности и герметичности узла уплотнения главного разъема реактора ВВЭР-1000 на натурном стенде. /Отчет о научно-исследовательской работе. 8002. 00. 04. 011 Д1. ПО & quot-Ижорский завод& quot-. Л. 4, 1983. — 70 с.

32. Сопоставление решений температурной задачи по программному комплексу COSMOS/M с экспериментальными данными и расчетами по другим кодам. /Отчет 8002. 00. 09. 791 Д1.1. ОАО & quot-Ижорские заводы& quot- С. Петербург, 2007. — 41 с

33. Экспериментальное исследование напряженно-деформированных состояний корпуса и крышки реактора ВВЭР-1000 поляризационно-оптическим методом. /Тематический отчет. 412-Пр-225. ОКБ & quot-Гидропресс"-, — 2001. — 26 с.

34. Верификационный отчет по расчету напряженно-деформированного состояния с помощью программы COSMOS/M. /Отчет 8002. 00. 09. 791. ОАО & quot-Ижорские заводы& quot- С. -Петербург, 2006. — 258 с.

35. Судаков А. В., Иванов Б. Н., Охрименко В. Ю. Исследование напряженного состояния крышки реактора ВВЭР-1000 первого блока Тяньваньской АЭС. //Труды ЦКТИ & quot-Прочность и ресурс энергооборудования& quot-, вып. 291. С. -Петербург: 2002, с. 68−75.

36. Астапкович A.M., Пахк Э. Э. Математическая модель и алгоритмы решения программного комплекса НЕАТ-3 для расчета температурных полей. //Энергомашиностроение, 1982, № 8 с. 7−9.

37. Нестационарная теплопроводность НЕАТ32. /Версия 2. 00. 55 Общее описание. Руководство пользователя. 8002. 00. 02. 292 Д31. 33, ОАО & quot-Ижорские заводы& quot-, — С. -Петербург., 2007. 163 с.

38. Марков В. Н., Постнов Л. М., Кизима В. А. & quot-Комплексные испытания материалов и узлов энергетического оборудования на машинах большой мощности. //Энергомашиностроение, 1982, № 3 с. 18−20.

39. Биргер И. А., Иосилевич Г. Б. Резьбовые и фланцевые соединения. М.: Машиностроение, 1990. — 256 с.

40. Биргер И. А., Шорр Б. Ф., Иосилевич Г. Б. Расчет на прочность деталей машин. /Справочник. -М.: Машиностроение, 1979. 702 е.

41. Прочность, устойчивость, колебания. /Справочник под ред. И. А. Биргера, иЯ.Г. Пановко //т. 1. — М.: Машиностроение, 1968 463 с.

42. Комарова Т. А., Кузьмин Ю. С., Федосов В. Г. Численное исследование концентрации напряжений в резьбовом соединении большого диаметра. //Химическое и нефтегазовое машиностроение, 2007, № 5, стр. 7−10.

43. Komarova Т. A., Kuz’min Yu. S., Fedosov V. G. Numerical investigation of stress concentration in a large-diameter threaded connection. //Chemical and Petroleum Engineering. Volume 43, Numbers 5−6., May, New York: Springer, 2007 — p. 243−248.

44. Испытание резьбового соединения главного разъема корпуса реактора ВВЭР-1000. /Отчет № 78 021 077. НПО & quot-ЦКТИ"-, Л.: 1982, — 45 с

45. Горынин В. И. Метод и результаты оценки малоцикловой усталости моделей резьбовых соединений применительно к крепежным изделиям АЭУ. //Труды ЦКТИ, вып. 177, Л.: 1980, с 18−23.

46. Горынин В. И. Влияние геометрии резьбы на надежность крепежных деталей энергетического оборудования. Труды ЦКТИ, вып. 197, Л.: 1982, с. 43−56.

47. Перечень обозначений и сокращений

48. АЭС атомная электрическая станция

49. ВВЭР водо-водяной энергетический реактор

50. ВРК внутриреакторный контроль

51. ГЦТ главный циркуляционный трубопроводкип контрольно-измерительные приборы1. КЭ конечный элемент

52. МАГАТЭ международное агентство по атомной энергии

53. МКЭ метод конечных элементов

54. ННУЭ нарушение нормальных условий эксплуатации

55. НУЭ нормальные условия эксплуатации

56. САОЗ систем аварийного охлаждения зоны

57. СУЗ система управления и защиты1. TP тензорезистор

Заполнить форму текущей работой