Методика визначення залишкового ресурсу облицювання сховища відпрацьованого ядерного палива за результатами випробувань зразків

Перелічено параметри, що визначають ресурс металевого облицювання. Запропоновано методику визначення їхніх критичних значень та методику розрахунку залишкового ресурсу зварних з’єднань облицювання сховища відпрацьованого ядерного палива. Приведены параметры, определяющие ресурс металлической облицов...

Повний опис

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Опубліковано в: :	Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
Дата:	2010
Автори:	Шаміс, Л.Б., Матченко, Т.І., Первушова, Л.Ф.
Формат:	Стаття
Мова:	Українська
Опубліковано:	Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України 2010
Теми:	Проблеми безпеки атомних електростанцій
Онлайн доступ:	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/59007
Теги:	Додати тег Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Цитувати:	Методика визначення залишкового ресурсу облицювання сховища відпрацьованого ядерного палива за результатами випробувань зразків / Л.Б. Шаміс, Т.І. Матченко, Л.Ф. Первушова // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2010. — Вип. 14. — С. 69–77. — Бібліогр.: 11 назв. — укр.

Репозитарії

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

_version_	1859934927423799296
author	Шаміс, Л.Б. Матченко, Т.І. Первушова, Л.Ф.
author_facet	Шаміс, Л.Б. Матченко, Т.І. Первушова, Л.Ф.
citation_txt	Методика визначення залишкового ресурсу облицювання сховища відпрацьованого ядерного палива за результатами випробувань зразків / Л.Б. Шаміс, Т.І. Матченко, Л.Ф. Первушова // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2010. — Вип. 14. — С. 69–77. — Бібліогр.: 11 назв. — укр.
collection	DSpace DC
container_title	Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
description	Перелічено параметри, що визначають ресурс металевого облицювання. Запропоновано методику визначення їхніх критичних значень та методику розрахунку залишкового ресурсу зварних з’єднань облицювання сховища відпрацьованого ядерного палива. Приведены параметры, определяющие ресурс металлической облицовки. Предложены методика определения их критических значений и методика расчета, позволяющая определить остаточный ресурс сварных соединений облицовки хранилища отработанного ядерного топлива. The parameters, which define the resource of the metal coating, are fixed. The method of determination of their critical value and the engineering calculation method, which is used to calculate the residual service life of welded joints of the metal coating of the spent nuclear fuel storage, are suggested.
first_indexed	2025-12-07T16:09:45Z
format	Article
fulltext	ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 14 2010 69 УДК 620.193:593.431 МЕТОДИКА ВИЗНАЧЕННЯ ЗАЛИШКОВОГО РЕСУРСУ ОБЛИЦЮВАННЯ СХОВИЩА ВІДПРАЦЬОВАНОГО ЯДЕРНОГО ПАЛИВА ЗА РЕЗУЛЬТАТАМИ ВИПРОБУВАНЬ ЗРАЗКІВ © 2010 р. Л. Б. Шаміс, Т. І. Матченко, Л. Ф. Первушова ВАТ «Київський науково-дослідний та проектно-конструкторський інститут «Енергопроект», Київ Перелічено параметри, що визначають ресурс металевого облицювання. Запропоновано мето- дику визначення їхніх критичних значень та методику розрахунку залишкового ресурсу зварних з’єднань облицювання сховища відпрацьованого ядерного палива. Ключові слова: зварне з’єднання, ресурс, випробування, металоконструкції. Вступ Призначений проектом строк експлуатації сховища відпрацьованого ядерного палива (СВЯП) з високою достовірністю дає впевненість, що критичні елементи, як і СВЯП в ціло- му, за умови відповідного технічного обслуговування, ремонтів та експлуатаційного контро- лю, протягом цього строку будуть відповідати критеріям безпеки. Експлуатація СВЯП наряду з іншими спорудами АЕС після досягнення проектного строку експлуатації є можливою лише у випадку внесення змін до ліцензії на право здійс- нення діяльності «експлуатація ядерної установки», що стосуються строків експлуатації ене- ргоблоків та споруд, що входять в комплекс обслуговування і зазначені в ліцензії. Експлуатація у надпроектний строк може бути дозволена тільки за умови, що рівень безпеки СВЯП є не нижчим, ніж установлений у чинних нормах і правилах з ядерної і радіа- ційної безпеки. При визначенні ресурсу СВЯП першочерговому обстеженню підлягають облицюван- ня басейнів витримки сховища відпрацьованого ядерного палива (БВ СВЯП), що знаходяться в аварійному стані або в стані ремонту після аварії, що знаходяться в експлуатації 25 років і більше, а також облицювання, які контактують з борною водою. При зовнішньому розгляданні (візуальному обстеженні) обов’язковій перевірці підля- гають ділянки облицювання для встановлення місць знаходження корозійних пошкоджень, подряпин, здирань, тріщин, прологів, оплавлень, відривань, розшарувань, неметалевих включень і т.д. Загальні вимоги до звіту з періодичної переоцінки безпеки (ЗПОБ) ЗПОБ розробляється для кожного з СВЯП й охоплює всі аспекти, важливі для безпе- ки. З цією метою певний енергоблок розглядається як виробничий комплекс, який включає безпосередньо енергоблок, а також усі установки, об’єкти, споруди, що входять до техноло- гічного комплексу енергоблоків та зазначені в ліцензії на право здійснення діяльності «екс- плуатація ядерної установки». У ЗПОБ необхідно надати аналіз безпеки СВЯП АЕС з урахуванням фундаментальних принципів безпеки і факторів безпеки, які, відповідно до рекомендацій МАГАТЕ [6 - 11], ро- зподіляються за такими групами: 1. Технічний стан систем та елементів: проекту СВЯП; поточний технічний стан сис- тем та елементів; кваліфікація обладнання; старіння. 2. Аналіз безпеки: детерміністичний аналіз безпеки; імовірний аналіз безпеки; аналіз внутрішніх та зовнішніх подій. 3. Експлуатаційна безпека і зворотний зв’язок від досвіду експлуатації: експлуатацій- на безпека; використання досвіду інших СВЯП АЕС і результатів наукових досліджень. 4. Управління: організація та управління; експлуатаційна документація; людський фактор. Л. Б. ШАМІС, Т. І. МАТЧЕНКО, Л. Ф. ПЕРВУШОВА ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 14 2010 70 5. Аварійна готовність і планування. 6. Вплив на навколишнє середовище. Періодична оцінка безпеки СВЯП має містити комплексний аналіз безпеки, який здій- снюється з урахуванням внеску результатів, що отримані при розгляді кожного з факторів безпеки, та їхнього взаємного впливу. Фактор безпеки «Старіння» безпосередньо пов’язаний із визначенням стану елементів СВЯП при подальшій експлуатації. Старіння металу супроводжується такими процесами: вичерпання деформаційного ре- сурсу; зменшення товщини профілю конструкцій. У свою чергу вичерпання деформаційного ресурсу може відбуватися як за рахунок зменшення критичної деформації, так і за рахунок накопичення деформації в процесі експлу- атації. Зменшення критичної деформації є наслідком наступних процесів: деформаційне ста- ріння; динамічне старіння; термічне старіння; радіаційне старіння; міжкристалічна корозія; квазікристалічна корозія; радіаційне розпухання. Накопичення деформацій є наслідком таких процесів: багатоциклічна механічна вто- ма; багатоциклічна термічна втома; малоциклічна механічна втома; малоциклічна термічна втома; повзучість. Зменшення товщини профілю є наслідком процесів корозії: поверхневої, виразкової та пітінгової. Крім того, можливі комбінації перелічених процесів: корозійне розтріскування; роз- шарування. Для визначення залишкового ресурсу металевих конструкцій, що тривалий час екс- плуатуються, доцільно вміти вирахувати залишковий ресурс для всіх перерахованих проце- сів старіння. Деформаційне старіння сталі проявляє себе в зміні механічних властивостей сталі: збільшення критерію текучості ( Tσ ); збільшення тимчасової міцності ( вσ ); збільшення твер- дості (НВ); збільшення температури холодноламкості (NDT); збільшення температури зупи- нки тріщини (САТ); зменшення перехідної температури при пружному руйнуванні (FTE); збільшення перехідної температури при в’язкому руйнуванні (FTP); зменшення відносного здовження зразка після розриву (δ ); зменшення відносного стоншення зразка після розриву ( Ψ ); зменшення кута загину зразка (α ); зменшення ударної в’язкості (КСU). Таким чином, деформаційне старіння змінює форму діаграми деформування. Якщо старіння відбувається при кімнатній температурі, то воно має назву природне старіння; при підвищеній температурі – штучне старіння; під час пластичних деформацій – динамічне старіння. Таким чином, для розрахунків процесів старіння необхідно мати закони зміни швид- костей перелічених параметрів у часі. Задача ускладнюється тим, що вуглецеві сталі можуть змінювати свою фазову струк- туру при зміні температури в "системі залізо – вуглець". У "системі залізо – вуглець" фазові структури практично залишаються незмінними в межах, що визначаються точками критич- ного насичення, а також лініями евтектичного перетворення. Можна зробити припущення, що на лініях евтектичного перетворення та в точках критичного насичення параметри старіння мають свої критичні значення або зломи та скач- ки. Розглянемо інженерну методику визначення ресурсу за параметрами старіння для од- нієї області діаграми "залізо – вуглець", у межах якої швидкості параметрів змінюються мо- нотонно (не мають зломів і різких перепадів). Після тривалої експлуатації металевих конструкцій залишковий ресурс доцільно ви- значати за значенням відносного здовження зразка після розриву (δ ,%) ( )ωδδτ −= 10 , МЕТОДИКА ВИЗНАЧЕННЯ ЗАЛИШКОВОГО РЕСУРСУ ОБЛИЦЮВАННЯ ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 14 2010 71 1 ][][][ 222 ≤      +      +      = ε ε ω ω ω ω ω ωω Т Т Н Н , де ω – параметр пошкодження (0<ω <1); εω , ][ εω – пошкодження внаслідок деформації та його критичне значення; Hω , ][ Нω – пошкодження внаслідок радіаційного опромінювання та його критичне значення; Tω , ][ Тω – пошкодження внаслідок термічного впливу та його кри- тичне значення; 0, δδτ – відносне здовження після тривалої експлуатації й на початку екс- плуатації відповідно. Пошкодження можна моделювати залежностями: ( ) ( )i n i H KПxaxaa 1 2 210 = ⋅+⋅+=ω , ( ) ( )i n i T KПbbTb 1 2 210 = ⋅+⋅+= ττω , ( ) ( )i n i KПccc 1 2 210 = ⋅+⋅+= εεωε . де ia , ib , ic – коефіцієнти поліному, що наведені в базі даних «Ресурс» для всіх марок ста- лей; х – показник ступеню в залежності xp 10⋅=ϕ , де ϕ – інтегральна доза радіаційного опромінювання (Н/см²); Н – кількість нейтронів опромінення з енергією Э>1МэВ; Т – темпе- ратура середовища, Сº; ε – деформація; τ – час; n i П 1= – знак добутку коефіцієнтів впливу; iK – коефіцієнти, що впливають на процес старіння. Значення коефіцієнтів iK наведено в базі даних «Ресурс». Якщо відома швидкість процесів старіння, то можна записати ∫ ∂= 0 0 )( 1 τ ττ ϕ ω Ф K H , ∫ ∂= 0 0 )( 1 τ εε ττυ ε ω K , ( ) ∫ ∂ ⋅⋅ = 0 0 ),,( 1 τ ττευ τε ω T T K T , де Ф – щільність електронного потоку (Н/см²·рік); υ – швидкість процесу старіння. Механічні випробування зварних з’єднань облицювання Механічні випробування необхідно виконувати при значних корозійних пошкоджен- нях, виникненні тріщин в облицюванні, якщо припускається погіршення механічних власти- востей, утома при дії змінних і знакозмінних навантажень, перепали, дія надмірно високих навантажень тощо. Для проведення механічних випробувань основного металу та зварних з’єднань обли- цювання необхідно вирізати ділянку листа зі швом діаметром 400 мм в облицюванні з таким розрахунком, щоб це місце можна було б легко і надійно відремонтувати за допомогою зва- рювання. Центр вирізаної ділянки повинен знаходитись на шві на відстані не менше 700 мм від перпендикулярно розташованого шва. На вирізаній контрольній заготовці необхідно на- нести маркування (номер приміщення, поясу та листа облицювання), при подальшій механі- Л. Б. ШАМІС, Т. І. МАТЧЕНКО, Л. Ф. ПЕРВУШОВА ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 14 2010 72 чній обробці маркування необхідно перенести на зразок. Кожна заготовка (або партія), яка вирізана для визначення механічних властивостей, повинна мати супроводжувальний доку- мент, в якому зазначається назва організації, номер приміщення, місце вирізки, дата вирізки, прізвище відповідального та його посада. Із кожної контрольної заготовки для визначення механічних властивостей основного металу необхідно вирізати: три зразки для визначення межі міцності, межі текучості та відносного збільшення довжини [1]; три зразки для випробувань на ударну в’язкість [2, 3]; два зразки на статичний згин. Якщо при випробуваннях металу одна з характеристик не задовольняє вимогам стан- дарту або технічним вимогам, то необхідно провести повторні випробування на подвоєній кількості зразків, вирізаних із того самого приміщення та пояса облицювання. За результатами механічних випробувань зварних з’єднань приймається, що ресурс вичерпаний, якщо відносне збільшення довжини зразка менше допустимого значення або кут загину менше 120º для вуглецевих сталей, 80º – для низьколегованих сталей товщиною мен- шою за 20 мм. Допустиме значення відносного збільшення довжини металу визначається по стандартах або технічних умовах на відповідні марки сталі. Випробування зварних з’єднань на статичний згин Випробування виконують для стикових з’єднань. При випробуванні визначають зда- тність з’єднання приймати заданий за розміром та формою згин. Ця здатність характеризу- ється кутом загину α , при якому в розтягнутих шарах зразка виникає перша тріщина, яка зростає в процесі випробування. Якщо довжина тріщини, яка виникла в процесі випробуван- ня в розтягнутій зоні зразка, не перевищує 20 % його ширини, кут загину при випробовуван- ні до виникнення першої тріщини вимірюють у ненавантаженому стані з похибкою до ± 2º. Для статичного згину залишковий ресурс визначається за формулою τ τ α αα αα ττ − − =∆ 0 p експ , де τ∆ – залишковий ресурс, рік; τα – кут загину зразка під час випробувань, взятий із конс- трукції, яка знаходиться в експлуатації експτ років; 0α – паспортне або проектне значення ку- та загину зразка, що має зварне з’єднання до початку експлуатації; pα – найменше допусти- ме значення кута загину. Слід виконувати випробовування зразків на згин вздовж та впоперек зварного шва. При випробовуванні на ударний згин визначають ударну в’язкість або роботу удару, або процентне співвідношення крихкої і в’язкої складової поверхні зламу для металу шва, біля шовної зони при товщині основного металу 2 мм і більше. Ударну в’язкість позначають символом КС і вимірюють у Дж/см². Після випробувань зразків залишковий ресурс визнача- ють за формулою τ τττ KCKC KCKC p експKC − − =∆ 0 , (1) де τ∆ – залишковий ресурс зварного з’єднання, рік; експτ – час експлуатації металоконструк- ції, рік; 0KC – ударна в’язкість з’єднання за проектом до початку експлуатації; pKC – най- менше допустиме значення ударної в’язкості, менше якого вважається, що ресурс вичерпано; τKC – значення ударної в’язкості під час випробувань, після експлуатації конструкції протя- гом часу експτ . МЕТОДИКА ВИЗНАЧЕННЯ ЗАЛИШКОВОГО РЕСУРСУ ОБЛИЦЮВАННЯ ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 14 2010 73 Стійкість проти механічного старіння також характеризується зміною ударної в’язкості металу, що переніс деформаційне старіння. У такому випадку ресурс визначається за формулою (1), але застосовуються такі умовні позначення: КСШ – ударна в’язкість після старіння металу шва; КСЗТВ – ударна в’язкість після старіння зони термічного впливу. Відповідно залишковий ресурс зварного з’єднання позначається СТτ∆ . Приклади умовних позначень для ударної в’язкості [2]: 1) ударна в’язкість, що визначається на зразку типу VII при температурі +100 ºС, мак- симальній енергії удару маятника 150 Дж з надрізом υ , розташованим по зоні сплавлення, позначається як 100+υKC 150VIIУПЗС; 2) ударна в’язкість, що визначається на зразку типу ХI при температурі -40 ºС, макси- мальній енергії удару маятника 50 Дж з надрізом V, розташованим у зоні термічного впливу на відстані (t мм) від кордону сплавлення до осі надрізу, позначається як 40−KCV 50ХІЗТВt. Випробовування зварного з’єднання на ударний розрив Випробовування на опір ударному розриву виконують для зварних стикових з’єднань листів товщиною 2 мм. Випробовування проводять на маятникових копрах з пристроєм для закріплення плоских зразків. Питома ударна робота визначається за формулою V A a y y = , де yA – робота удару, що витрачена на розрив зразка, Дж; V – об’єм розрахункової частини зразка, що дорівнює добутку товщини основного металу на розрахункову довжину і ширину зразка, см³. Для ударного розриву залишковий ресурс визначається за формулою τ τττ aa aa p експay − − =∆ 0 , де ayτ∆ – залишковий ресурс зварного з’єднання на ударну в’язкість, рік; τa – питома ударна робота зварного з’єднання після експτ , рік; 0a – проектна або за паспортом питома ударна ро- бота до початку експлуатації; pa – найменше допустиме значення питомої ударної роботи. При випробовуванні зварного з’єднання на статичне (короткочасне) навантаження за- лишковий ресурс визначають за такими характеристиками: А % і ϕ % – відносне здовження та відносне звуження зразка після розриву. Випробування виконують для всіх видів зварних з’єднань. Залишковий ресурс визначається за формулами τ τττ AA AA p експA − − =∆ 0 , 0ϕϕ ϕϕ ττ τ τ ϕ − − =∆ p експ , де ϕττ ∆∆ ,A – відповідно залишковий ресурс за відносним здовженням і відносним звуження зразка, рік; pA , pϕ – мінімально допустиме відносне здовження і максимально допустиме відносне звуження зразка зі зварним з’єднанням; 0A , 0ϕ – паспортні значення цих параметрів. Нормативні значення 0A наведено в таблиці. Якщо допускається експлуатація зварного з’єднання, що має тріщину, то ресурс може визначатися за критеріями тріщиностійкості. Л. Б. ШАМІС, Т. І. МАТЧЕНКО, Л. Ф. ПЕРВУШОВА ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 14 2010 74 Так, статична тріщиностійкість визначається за критичним значенням коефіцієнта ін- тенсивності напружень, що має позначення для нормального відриву CK1 . Випробування ви- конуються на зразках, в яких штучно вирощена тріщина. При повільному зростанні навантаження визначають, при яких умовах починає зрос- тати тріщина і за якою методикою визначають CK1 . Для зварного з’єднання, що має тріщину, ресурс визначається за формулою τ τττ ,10,1 ,1,1 1 CC pCC експCK KK KK − − =∆ , де 0,1,1,1 ,, CpCC KKK τ – відповідно значення критичного коефіцієнта інтенсивності напружень металу (шва, ЗТВ, основного металу) після експлуатації, мінімальне допустиме значення CK1 і нормативне або проектне значення CK1 . Кореляція співвідношення між характеристиками механічних властивостей і значеннями твердості для металу будівельних конструкцій АЕС [5] Марка сталі Характеристика механічних властивостей Відносне поперечне звуження, ϕ , % Відносне збільшення довжини, А, % 3 3сп5 10 15,15Л 20 20Л 25Л при НВ < 140 ϕ = 103,2 - 0,332 НВ при НВ > 140 ϕ = 137,0 - 0,525 НВ при НВ < 140 А = 53,5 - 0,161 НВ при НВ > 140 А = 49,0 - 0,131 НВ 08Х18Н10Т 06Х18Н10Т 12Х18Н10Т 08Х18Н12Т 12Х18Н12Т 12Х18Н9Т 12Х18Н9ТЛ 10Х18Н12МЗЛ 08Х16Н11М3 03Х16Н9М2 08Х18Н10 12Х18Н9 10Х18H9 09Х18Н9 при НВ = 120…165 ϕ = 116,0 - 0,335 НВ при НВ = 165…190 ϕ = 88,0 - 0,165 НВ при НВ = 130…190 А = 46 - 0,13 НВ при НВ = 190…230 А = 36 - 0,0775 НВ Ресурс за характеристиками динамічної тріщиностійкості визначають за даними ви- пробувань під динамічним навантаженням зразків з тріщиною від утоми за діаграмами «зу- силля - час». За результатами випробувань визначають вплив часу навантаження на коефіці- єнт інтенсивності напружень (КІН) )(1 τK та основні характеристики тріщиностійкості – кри- тичні динамічні КІН ∂ CK1 . Через неоднозначність залежності τ∂∂−∂ KK C1 весь діапазон шви- дкостей навантаження ( 12/16105...105.1 −⋅⋅⋅⋅ смМПа ) розбивають на чотири інтервали: τττ 32 << c ; 210 τττ << c ; ττ 3>c ; 10ττ <c . МЕТОДИКА ВИЗНАЧЕННЯ ЗАЛИШКОВОГО РЕСУРСУ ОБЛИЦЮВАННЯ ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 14 2010 75 Для кожного з інтервалів визначають ∂ CK1 . Залишковий ресурс зварного з’єднання з тріщиною, яке може підпасти під динамічний вплив (ударна хвиля, падіння літака і т.д.) ви- значається за формулою ∂∂ ∂∂ ∂ − − =∆ τ τττ ,10,1 ,1,1 CC pCC KK KK експ , де ∂∂∂ 0,1,1,1 ,, CpCC KKK τ – відповідно значення після експлуатації, мінімальне допустиме значення і проектне значення ∂ C K 1 . Розтріскування внаслідок зростання граничної деформації матеріалу pε визначається відношенням ( ) ][][1 pzyx TE εασσνσ ≥∆⋅++⋅−− , де ν – коефіцієнт Пуассона; T∆ – зміна температури; zyx σσσ ,, – компоненти НДС у точці. Структурний параметр пошкодження визначається співвідношенням ( )[ ] ][ 1 p zyx TE ε ασσνσ ω ∆⋅++⋅− = − , (2) Пошкодження ω може змінюватись в межах ( 10 ≤< ω ). Характеристики утомленості зварного з’єднання в умовах малого числа циклів наван- таження представляють у вигляді графіка залежності деформації за цикл від числа циклів до виникнення тріщини. Відповідно до рівняння Коффіна можна записати як ( )etcN εε ϕ ∆−∆            − = %100 100 ln 2 12/1 , (3) де cN – кількість циклів деформації ( tε∆ ) до виникнення тріщини; tε∆ – розмах пластичної деформації за один цикл; eε∆ – розмах пружної деформації за один цикл; ϕ – відносне попе- речне звуження у відсотках, яке можна визначити за твердістю сталі за методикою [5]. Алгоритм розрахунку пошкодження При статичному навантаженні: 1. Вимірюємо твердість НВ. 2. По НВ за таблицею визначаємо А, %, яке є ][ pε . 3. За формулою (2) для відомого пружно-деформованого стану визначаємо параметр пошкодження ω . При циклічному навантаженні: 1. Вимірюємо твердість НВ. 2. По НВ за таблицею визначаємо ϕ , %. 3. За формулою (3) визначаємо кількість циклів навантаження cN до початку розтріс- кування. При одночасній дії циклічного та статичного навантаження ресурс визначається за формулою [ ] 1 22 ≤     +      ω ω cN n , Л. Б. ШАМІС, Т. І. МАТЧЕНКО, Л. Ф. ПЕРВУШОВА ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 14 2010 76 де п – кількість циклів навантаження, які були прикладені раніше; cNnm = – параметр цик- лічного пошкодження. При одночасній дії циклічного, статичного навантаження та процесу корозії ресурс визначається залежністю [ ] 1 2 min 22 ≤      +     +      h y N n c ω ω , де у – глибина корозії, мм; minh – мінімально допустима товщина сталевого листа; Ψ=minhy , де Ψ – геометричний параметр пошкодження. Якщо відомі функції параметрів Ψ,,ωm у часі, то можна збудувати модель, яка визна- чає ресурс в параметрах часу [ ] Ψ⋅+⋅+⋅+= 4321 aamaa ωτ . Після проведених випробувань і знайдених значень KCτ∆ , ατ∆ , ayτ∆ , [ ]τ , ϕττ ∆∆ ,A , CK1τ∆ , ∂∆τ визначають мінімальний залишковий ресурс із перелічених і на основі консерва- тивного підходу його приймають як остаточно обґрунтований. Результати механічних випробувань основного металу і зварних з’єднань повинні бу- ти представлені у вигляді протоколів і додані до ЗПОБ. Для ефективного використання за- пропонованої методики визначення ресурсу сталевих конструкцій облицювання розробля- ються база даних «Ресурс» зі швидкостями усіх процесів старіння сталей для еталонних умов експлуатації та методика визначення швидкості старіння сталей у заданих режимах експлуа- тації. СПИСОК ЛІТЕРАТУРИ 1. ГОСТ 6996-66. Сварные соединения. Методы определения механических свойств.– М.: Госу- дарственный комитет СССР по управлению качеством продукции и стандартам. – 64 с. 2. ГОСТ 7268-82. Сталь. Методы определения склонности к механическому старению по испыта- ниям на ударный изгиб. – М.:1982. 3. ГОСТ 9454-78. Металлы. Методы испытаний на ударный изгиб при пониженных, комнатных и повышенных температурах. – М.:1979. 4. Верюжський Ю.В., Матченко Т.І., Дмитрієнко М.В., Рожновська О.С. Аналіз факторів пошко- дження зварних з’єднань облицювання шахти реактора // Будівництво України. - 2005. - № 6. - С. 21 - 27. 5. РД ЭО 0027-94. Инструкция. Определение характеристик механических свойств металла обо- рудования АЭС безобразцовым методом по характеристикам твердости. - 1994. 6. Загальні положення забезпечення безпеки атомних станцій (затверджені наказом Державної адміністрації ядерного регулювання України № 63 від 9 грудня 1999 р. та зареєстровані в Міні- стерстві юстиції України 6 березня 2000 р. за № 132/4353) (НП 306.1.02/1.034-2000). 7. Загальні положення забезпечення безпеки при знятті з експлуатації атомних електростанцій та дослідницьких ядерних реакторів (затверджені наказом Міністерства охорони навколишнього природного середовища та ядерної безпеки України № 2 від 9 січня 1998 р. та зареєстровані в Міністерстві юстиції України 23 січня 1998 р. за № 47/2487) (НП 306.1.02/1.007-1998). 8. Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants 75-INSAG-3 Rev.1, INSAG-12. - Vienna, 1999. 9. Periodic Safety Review of Nuclear Power Plants. Safety Guide No.NS-G-2.10. - Vienna: IAEA, 1999. 10. Implementation and Review of a Nuclear Power Plant Ageing Management Programme. Safety Report Series. - Vienna: IAEA, 1999. - No. 15. 11. Glossary of Nuclear Power Plant Ageing, OECD/NEA, 2001. МЕТОДИКА ВИЗНАЧЕННЯ ЗАЛИШКОВОГО РЕСУРСУ ОБЛИЦЮВАННЯ ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 14 2010 77 МЕТОДИКА ОПРЕДЕЛЕНИЯ ОСТАТОЧНОГО РЕСУРСА ОБЛИЦОВКИ ХРАНИЛИЩА ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ИСПЫТАНИЙ ОБРАЗЦОВ Л. Б. Шамис, Т. И. Матченко, Л. Ф. Первушова Приведены параметры, определяющие ресурс металлической облицовки. Предложены мето- дика определения их критических значений и методика расчета, позволяющая определить остаточ- ный ресурс сварных соединений облицовки хранилища отработанного ядерного топлива. Ключевые слова: сварное соединение, ресурс, испытание, металлоконструкции. THE METHOD OF DETERMINATION OF THE RESIDUAL SERVICE LIFE OF THE METAL COATING OF SPENT NUCLEAR FUEL STORAGE ACCORDING TO THE RESULTS OF TESTS OF PIECES L. B. Shamis, T. I. Matchenko, L. F. Pervushova The parameters, which define the resource of the metal coating, are fixed. The method of determina- tion of their critical value and the engineering calculation method, which is used to calculate the residual ser- vice life of welded joints of the metal coating of the spent nuclear fuel storage, are suggested. Keywords: welded joints, resource, tests, metal structures. Надійшла до редакції 01.03.10
id	nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-59007
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
issn	1813-3584
language	Ukrainian
last_indexed	2025-12-07T16:09:45Z
publishDate	2010
publisher	Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
record_format	dspace
spelling	Шаміс, Л.Б. Матченко, Т.І. Первушова, Л.Ф. 2014-04-04T20:37:33Z 2014-04-04T20:37:33Z 2010 Методика визначення залишкового ресурсу облицювання сховища відпрацьованого ядерного палива за результатами випробувань зразків / Л.Б. Шаміс, Т.І. Матченко, Л.Ф. Первушова // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2010. — Вип. 14. — С. 69–77. — Бібліогр.: 11 назв. — укр. 1813-3584 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/59007 620.193:593.431 Перелічено параметри, що визначають ресурс металевого облицювання. Запропоновано методику визначення їхніх критичних значень та методику розрахунку залишкового ресурсу зварних з’єднань облицювання сховища відпрацьованого ядерного палива. Приведены параметры, определяющие ресурс металлической облицовки. Предложены методика определения их критических значений и методика расчета, позволяющая определить остаточный ресурс сварных соединений облицовки хранилища отработанного ядерного топлива. The parameters, which define the resource of the metal coating, are fixed. The method of determination of their critical value and the engineering calculation method, which is used to calculate the residual service life of welded joints of the metal coating of the spent nuclear fuel storage, are suggested. uk Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля Проблеми безпеки атомних електростанцій Методика визначення залишкового ресурсу облицювання сховища відпрацьованого ядерного палива за результатами випробувань зразків Методика определения остаточного ресурса облицовки хранилища отработанного ядерного топлива по результатам испытаний образцов The method of determination of the residual service life of the metal coating of spent nuclear fuel storage according to the results of tests of pieces Article published earlier
spellingShingle	Методика визначення залишкового ресурсу облицювання сховища відпрацьованого ядерного палива за результатами випробувань зразків Шаміс, Л.Б. Матченко, Т.І. Первушова, Л.Ф. Проблеми безпеки атомних електростанцій
title	Методика визначення залишкового ресурсу облицювання сховища відпрацьованого ядерного палива за результатами випробувань зразків
title_alt	Методика определения остаточного ресурса облицовки хранилища отработанного ядерного топлива по результатам испытаний образцов The method of determination of the residual service life of the metal coating of spent nuclear fuel storage according to the results of tests of pieces
title_full	Методика визначення залишкового ресурсу облицювання сховища відпрацьованого ядерного палива за результатами випробувань зразків
title_fullStr	Методика визначення залишкового ресурсу облицювання сховища відпрацьованого ядерного палива за результатами випробувань зразків
title_full_unstemmed	Методика визначення залишкового ресурсу облицювання сховища відпрацьованого ядерного палива за результатами випробувань зразків
title_short	Методика визначення залишкового ресурсу облицювання сховища відпрацьованого ядерного палива за результатами випробувань зразків
title_sort	методика визначення залишкового ресурсу облицювання сховища відпрацьованого ядерного палива за результатами випробувань зразків
topic	Проблеми безпеки атомних електростанцій
topic_facet	Проблеми безпеки атомних електростанцій
url	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/59007
work_keys_str_mv	AT šamíslb metodikaviznačennâzališkovogoresursuoblicûvannâshoviŝavídpracʹovanogoâdernogopalivazarezulʹtatamiviprobuvanʹzrazkív AT matčenkotí metodikaviznačennâzališkovogoresursuoblicûvannâshoviŝavídpracʹovanogoâdernogopalivazarezulʹtatamiviprobuvanʹzrazkív AT pervušovalf metodikaviznačennâzališkovogoresursuoblicûvannâshoviŝavídpracʹovanogoâdernogopalivazarezulʹtatamiviprobuvanʹzrazkív AT šamíslb metodikaopredeleniâostatočnogoresursaoblicovkihraniliŝaotrabotannogoâdernogotoplivaporezulʹtatamispytaniiobrazcov AT matčenkotí metodikaopredeleniâostatočnogoresursaoblicovkihraniliŝaotrabotannogoâdernogotoplivaporezulʹtatamispytaniiobrazcov AT pervušovalf metodikaopredeleniâostatočnogoresursaoblicovkihraniliŝaotrabotannogoâdernogotoplivaporezulʹtatamispytaniiobrazcov AT šamíslb themethodofdeterminationoftheresidualservicelifeofthemetalcoatingofspentnuclearfuelstorageaccordingtotheresultsoftestsofpieces AT matčenkotí themethodofdeterminationoftheresidualservicelifeofthemetalcoatingofspentnuclearfuelstorageaccordingtotheresultsoftestsofpieces AT pervušovalf themethodofdeterminationoftheresidualservicelifeofthemetalcoatingofspentnuclearfuelstorageaccordingtotheresultsoftestsofpieces

Методика визначення залишкового ресурсу облицювання сховища відпрацьованого ядерного палива за результатами випробувань зразків

Репозитарії

Схожі ресурси