Az előadás letöltése folymat van. Kérjük, várjon

Az előadás letöltése folymat van. Kérjük, várjon

Atomreaktorok anyagai Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév Dr. Trampus Péter egyetemi tanár 06 20 9855970 ATOMREAKTOROK.

Hasonló előadás


Az előadások a következő témára: "Atomreaktorok anyagai Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév Dr. Trampus Péter egyetemi tanár 06 20 9855970 ATOMREAKTOROK."— Előadás másolata:

1 Atomreaktorok anyagai Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév Dr. Trampus Péter egyetemi tanár ATOMREAKTOROK ANYAGAI 7. előadás

2 Atomreaktorok anyagai Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév Szerkezeti integritás elemzése Mérnöki szerkezetek anyagfolytonossági hiányai: –Gyártásból eredő (zárványok, pórusok, összeolvadási hiányok, repedések,…) –Üzemeltetésből eredő (repedések, falelvékonyodás,…) Repedések jelenléte / keletkezése / növekedése nem zárható ki teljesen, ezért eljárások kellenek a repedéssel rendelkező szerkezet épségének megítélésére –a tervezés során, –a gyártás során, és –az üzemeltetés időszakában Egyensúlyt teremtenek biztonság és gazdaságosság között (túlméretezés, indokolatlan vizsgálatok, reaktortartály hőkezelés,…)

3 Atomreaktorok anyagai Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév Reaktortartály szerkezeti integritás elemzése Átmeneti üzemállapotok ZÜHR működés

4 Atomreaktorok anyagai Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév mechanikai feszültség hőfeszültség alacsony falhőmérséklet sugárkárosodás szennyező- és ötvözőtartalom belső nyomás tartályfal lehűtése kis törési szívósság instabil repedés- terjedés repedés kiváltó esemény gyorsneutron sugárzás nagy feszültség- intenzitási tényező

5 Atomreaktorok anyagai Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév térfogat- kiegyenlítő aktív zóna VVER-440/V-213 reaktor berendezés sajátosságai Közúton való szállíthatóság miatt: kisebb átmérő (karcsú tartály) vékonyabb vízréteg (moderátor) a zóna és a fal között nagyobb gyors neutron fluxus (E>0,5 MeV): n/m 2 s sugárkárosodásnak ellenállóbb acél kisebb súly kisebb falvastagság nagyobb szilárdságú acél kovácsolt övekből hegesztve nincs hosszvarrat Egyéb sajátosságok: beömlő és kiömlő csonkok nem egy szinten csonkok kiosztása aszimmetrikus KNY ZÜHR közvetlenül reaktortartályba NNY ZÜHR (aktív) hidegági hurkokba passzív ZÜHR reaktortartályba

6 Atomreaktorok anyagai Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév NBSZ 3.18 útmutató, 2009 Hatály: VVER-440 / 213 (Paksi Atomerőmű) Determinisztikus elemzés (PSA alkalmazása csak a tranziensek kiválasztására, p >10 -5 /y) Egyéb elfogadási kritériumok (repedés megállás, Warm-Pre- Stress, Master Curve) akkor alkalmazhatók, ha alkalmazhatóságuk bizonyított

7 Atomreaktorok anyagai Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév PTS elemezés kiinduló adatai Reaktortartály anyagtulajdonságok, geometriai jellemzők Gyors neutron fluencia –felügyeleti pozícióban, –zóna határán, –plattírozásban, –tartályfal különböző mélységeiben Időszakos roncsolásmentes vizsgálat eredményei, vizsgálat minősítés Üzemeltetési körülmények (pl. ZÜHR hatékonyság)

8 Atomreaktorok anyagai Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév Termohidraulikai számítások Ki kell számítani az idő függvényében a hőmérséklet mezőt a gyűrűkamrában, a hűtőközeg és a tartályfal közötti hőátadási tényezők eloszlását a gyűrűkamrában, a primerköri nyomás lefutást. Alkalmazott kódok: Relap 5 – Mode 3 REMIX (stagnálás esetén)

9 Atomreaktorok anyagai Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév Szerkezeti elemzés Falban kialakuló hőmérséklet- és feszültségmező Maradó feszültségek Hőmérsékletfüggő anyagtulajdonságok Sugárkárosodás K I feszültségintenzitási tényező (LEFM) –repedés csúcsára, –plattírozás / alapanyag határfelületére. Komplex feszültség állapot (vagy túl konzervatív eredmény) esetén : EPFM (véges elem módszer segítségével)

10 Atomreaktorok anyagai Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév Hidegnyelvek alakja a tartály felületén

11 Atomreaktorok anyagai Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév Hőmérséklet és feszültség eloszlás a tartály falában

12 Atomreaktorok anyagai Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév Posztulált hibák Felületi / plattírozás alatti repedés (a/c = 1/3) Legnagyobb főfeszültségre merőleges síkban Körvarratokban kerületi irányú a = ¼ t vagy kisebb, ha a roncsolásmentes vizsgáló rendszer minősített (a = minősítési hibaméret ≈ 0,1 t)

13 Atomreaktorok anyagai Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév Folytonossági hiányok méretének jellemzése

14 Atomreaktorok anyagai Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév Törési szívósság Repedés megindulás Repedés megállás

15 Atomreaktorok anyagai Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév Sugárzás hatása (1) Szívós-rideg átmeneti hőmérséklet eltolódása ahol gyors neutron fluencia (E>0,5 MeV) Ridegedés érzékenységi tényező

16 Atomreaktorok anyagai Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév Sugárzás hatása (2) Erőmű specifikus felügyeleti próbatest eredmények TTKV eltolódás: th-illesztés Bizonytalanságok (lead faktor, besugárzási hőmérséklet, fluxus hatás, spektrum eltérés, gamma fűtés) Összehasonlítás „kémiai képlet” eredményével Trend görbe előállítása: best-estimate módszer Fáradás és termikus ridegedés: nem kell figyelembe venni

17 Atomreaktorok anyagai Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév Kezdeti törési szívósság Törési szívósság az üzemidő végén Törési szívósság a hőkezelést követően Feszültségintenzitási tényező Csökkentett feszültség- intenzitási tényező Kezdeti biztonsági tartalék Biztonsági tartalék növekedés Hőmérséklet K Ic, K Jc, K I Reaktortartály integritás értékelése

18 Atomreaktorok anyagai Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév Kettős kritérium módszer (R6) KrKr SrSr 1,0 Lineárisan rugalmas törésmechanika Képlékeny instabilitás K r = K I / K Ic S r = σ / R eH S t a b i l i t á s I n s t a b i l i t á s

19 Atomreaktorok anyagai Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév Szerkezeti integritás elemzés eljárásai (nukleáris) ASME kód XI. kötet (An International Standard) R6 (Egyesült Királyság) RSE-M (Franciaország) KTA (Németország) JSME S NA1 (Japán) SINTAP (Egyesült Királyság és Európai Bizottság) VERLIFE (Európai Bizottság szponzorálta, VVER) FITNET (Európai Bizottság szponzorálta, nem csak nukleáris berendezésekre)


Letölteni ppt "Atomreaktorok anyagai Debreceni Egyetem, Műszaki Kar, 2009/2010. II. félév Dr. Trampus Péter egyetemi tanár 06 20 9855970 ATOMREAKTOROK."

Hasonló előadás


Google Hirdetések