ВАБ - "за" и "против", Вероятностный анализ безопасности для оценки частоты повреждения актив Опции

[nuc.pra]

Для тех кто хочет почитать что-то по-теме.
PTS USA vs France.

кстати, ребята из сколково должны знать Golay

[asv363]

Все почему-то стараются переложить на какие-то источники. Хотя суть проста (в первом приближении). К примеру, работ по оценке охрупчивания КР достаточно на русском или английском на сайте ОАО ОКБ "Гидропресс", и само собой на AtomInfo.Ru.

Тот же PTS называется либо тепловым ударом под давлением, либо термошоком под давлением. Суть явления - срабатывание систем захолаживания активной зоны, возникает воздействие на "горячий КР" сил деформации в зоне патрубков ГЕ. Присуще как ВВЭР, так и PWR&BWR. Возможно, более внимательно исследованы патрубки ГЦТ, по той простой причине, что узел сложный в изготовлении (и чаше подвергается воздействию, но при меньшей разнице температур). Ещё один важный фактор - флюенс нейтронов, (тут, кстати, нет однозачного согласия с западниками, с какой энергии считать нейтрон "быстрым"). Важно количество сварных швов КР, их экранирование, флюенс на них.

Далее, для проверенных конструкционных материалов определяется предельная повреждающая доза (в с.н.а), со временем свойства меняются. Для новых - пользуются ИР, с большой плотностью потока быстрых нейтронов, количество циклов захолаживания РУ (резкого), ограничевает Главный конструктор РУ, немаловажное значение имеет выгородка (в зависимости от вертикального размера может экранироватся или не экранироватся зона патрубков ГЦТ, области швов.

Таким образом, nakos, вопрос достаточно интересный (особенно в свете изменения интервала между капитальными ремонтами и ПСЭ), базовую математику Вам рассказал www. Ошибка в сравнении с "паровозными котлами" состоит в отсуствии внутри котлов источников быстрых нейтронов. Почитайте несколько работ с последних МНТК ОКБ ГП, с удовольствием выложил бы, да работ много.

Продолжение воспоследует.

[nakos]

Опять же, ВАБ по разрыву корпуса должен основываться на каких-то допущениях. Как-то: корпус изготовлен без скрытых дефектов, давление никогда не превысит максимального, внешние воздействия исключены и т.п.
То есть, 10 в минус 8 это всё же абстракция для корпуса, работающего в неких ПРОЕКТНЫХ условиях.

[nuc.pra]

Опять же, ВАБ по разрыву корпуса должен основываться на каких-то допущениях. Как-то: корпус изготовлен без скрытых дефектов, давление никогда не превысит максимального, внешние воздействия исключены и т.п.
То есть, 10 в минус 8 это всё же абстракция для корпуса, работающего в неких ПРОЕКТНЫХ условиях.

Не понятно в чем проблема.

[www]

Опять же, ВАБ по разрыву корпуса должен основываться на каких-то допущениях. Как-то: корпус изготовлен без скрытых дефектов, давление никогда не превысит максимального, внешние воздействия исключены и т.п.
То есть, 10 в минус 8 это всё же абстракция для корпуса, работающего в неких ПРОЕКТНЫХ условиях.

Ув Nakos,

Я не слежу за Вашими постами, потому мне трудно понять какой уровень Вашей подготовки (Выс мат, Статистика, тд), плюс я не знаю Вашего опыта. Потому, Вы поймите, в такой ситуации очень трудно дать очень короткое но емкое обьяснение. Есть обьяснение для публики (general public), есть для людей с инж уровнем подготовки, есть для инженеров которые знают хотя бы в целом процессы АЭС, и тд. Это не разные толкования, но глубина introduction, body of message, and conclusive statements will be different.

По корпусу реактора - все намного сложнее, чем себе это можно себе представить (я не знаю, если вы в курсе). Во время изготовления корпуса реактора, из кусков заготовок и материалов делают проходя совершенно одинаковый технологический процесс изготовление - так называемые Образцы-Свидетели (ОС). Потом, в трубах крепления бериллиевого отражателя к шахте реактора, эти ОС устанавливаются и работают практически в таких же условиях как сам материал корпуса реактора, получая весь флюенс нейтронов, темп и др эффекты. Раз в 4 года достают определенное количество образцов при разборке реактора, тащут их в Лаб Металлов и делают тесты - на излом, и на все что угодно. То есть destructive tests. Есть практически полный контроль за изменениями свойств металла.

Теперь, по поводу стрессов. Во время проектирования, закладываются и рассчитываются by Stress Analysis все режимы. Стрессы делятся (ASME code, соответственно режимам изменения operational states) на Service Level А, Б, С, Д. Ежели перевести на простой язык то это - stresses induced by Normal Operation (NO), Anticipated Operational Occurrences (AOO), Design Based Accidents (DBA), and by BDBAs.
Почитать можно тут, ищите Level A Service Conditions, ну и тд.

Стрессы расчетчики расчитывают как определенный процент от design stresses. Таким образом они приходят к расчетным значениям сколько раз корпус реактора за lifetime можно нагружать by AOO, DBA, etc., включают и учитывают также стрессы от Гидроиспытаний, пуско-наладки, decommissioning.

Это только начало. Так было уже давно. Дальнейшее развитие компьютеров, позволили во первых симулировать диманическое развитие cracks и строить модели с учетом риска достижения cracks up to critical size.

Скорее всего Вас интересует как это сделано, но тут спецов нет, и на пальцах обьяснить Вам мало кто сможет.

[nakos]

Благодарю, стало гораздо понятней.

[asv363]

Почитать можно тут, ищите Level A Service Conditions, ну и тд.

На странмце 3.9-8 радует расчётное количество циклов:

Pressurizer spray on-off cycling ≤19,809

Наверное, продвинутый best estimate. Вот в количистве допустимых "шагов" CRDM, подобную точность почему-то не демонстрируют.

Сообщение отредактировал asv363 - 23.5.2014, 23:00

[barvi7]

, эти ОС устанавливаются и работают практически в таких же условиях как сам материал корпуса реактора, получая весь флюенс нейтронов, темп и др эффекты.

По теории все ВЕРНО.
На практике, получилось как всегда . . .
1. Спектр нейтронов падающих на ОС и на корпус реактора "отличается", а следовательно, и радиационные повреждения тоже будут отличаться.
2. Восстановить спектр нейтронов на ОС не всегда удается, "иногда" активационные детекторы, которые стоят "рядом" с ОС после выемки оказываются разрушенными . . ., что за спектр падает на КР, в основном только расчет . . .
3. Корпус реактора находится под напряжением (давление), а образцы НЕТ . Корпус реактра и ОС находятся в разной температуре теплоносителя. Это ВСЕ тоже влияет на изменение свойств металла.
4. Нельзя "экстраполировать" данные с других блоков - стали КР "сильно" отличаются по добавкам, которые в значительной степени и определяют "повреждаемость"
5. Количество "подвесок" ОС загрузили из расчета работы реактора на 30 лет, а в связи с продлением срока работы, приходится пересматривать графики исследования подвесок ОС - увеличивать время между исследованиями.
Это, если коротко . . ., а в основном проблем НЕТ.


Сообщение отредактировал barvi7 - 23.5.2014, 17:19

[barvi7]

Потом, в трубах крепления бериллиевого отражателя к шахте реактора,

Подскажите про бериллиевый отражатель в каких типах "NPP" используются.
Про исследовательские реакторы с отражателями из бериллия знаю (видел), про энергетические - буду рад ссылке . . .

[www]

Ув barvi7,

Огромное спасибо за то что вы накидали сверху небольшую кучку пунктов

Тем не менее, эти замечания do not invalidate reactor designer approach to monitor reactor pressure vessel material.

Хотя моменты, которые вы перечислили совершенно справедливые, задачей Генерльного Конструктора РУ не является абсолютное копирование условий. Так же, если вы заметили, я втиснул слово "практически", что оставляет room for maneuvering

Генеральный Конструктор выбирает "bounding or limiting case". Изобразить в натуре все процессы нет ни возможности ни времени, да и смысла нет. Худшее зло в данном случае (LWR, композитная наплавка)- бомбардировка нейтонами и др частицами атомов стали в решетке структуры металла, вот ближе всего (в принципе как можно ближе, без излишнего влияния на физику) ГенКон и выбрал по консервативному принципу место. Так же он выбрал и способ.
Возможно это не покрывает весь спектр разрушительных мехнизмов, но кто мешеает проводить на металле другие тесты, например stress corrosion cracking tests, и тем самым покрыть практичеки как можно шире спектр разрушительных механизмов.

Для сравнения возмем реактор CANDU. Разрушение от нейтронов, в отличие от LWRs, вносит существенно меньшую лепту из-за однородности материала (циркон) в Pressure Tubes. Но есть другие доминирующие механизмы, представляющие бОльшую опасность, чем на корпусе LWRs. В реакторах CANDU - это Delayed Hydride Cracking. Потому, в них никому и в голову не придет держать образцы-свидетели рядом с активной зоной. Делают scrape test, и определяют концетрацию "растворенного" в цирконии атомов водорода.

Про бериллий... сил нет искать, предлагаю зачеркнуть слово бериллий, оставить отражатель (ахтунг - бетонный просьба не вставлять, опять ссулку попросят ведь)

ПС. По поводу 30 лет. Я не знаю чем вы их обосновываете без образцов с 30 до 60.
В реакторах CANDU такого вопроса нет. Там меняют практичеки все in-core components: Pressure Tubes, Calandria Tubes, etc.

[Nucon]

"Для сравнения возмем реактор CANDU. Разрушение от нейтронов, в отличие от LWRs, вносит существенно меньшую лепту из-за однородности материала (циркон) в Pressure Tubes". (см. выше www)

Это как однородность (а не свойства материала, в данном случае) влияет на "разрушение от нейтронов"? Можно поподробнее.

Сообщение отредактировал Nucon - 7.6.2014, 18:51

[alex_bykov]

"Для сравнения возмем реактор CANDU. Разрушение от нейтронов, в отличие от LWRs, вносит существенно меньшую лепту из-за однородности материала (циркон) в Pressure Tubes". (см. выше www)

Это как однородность (а не свойства материала, в данном случае) влияет на "разрушение от нейтронов"? Можно поподробнее.

Могу только предположить, что под однородностью имелся ввиду не сплав. В том же ВВЭР основной механизм разрушение под облучением - не смещения в основном материале - они "стекают" на дефекты структуры, а направленная диффузия к швам легирующих добавок (в КР - никеля) с их охрупчиванием.

[Nucon]

Могу только предположить, что под однородностью имелся ввиду не сплав. В том же ВВЭР основной механизм разрушение под облучением - не смещения в основном материале - они "стекают" на дефекты структуры, а направленная диффузия к швам легирующих добавок (в КР - никеля) с их охрупчиванием.

А есть хоть один пример реального дефекта корпусных конструкций за все время работы реакторов? Вопрос риторический...

[alex_bykov]

А есть хоть один пример реального дефекта корпусных конструкций за все время работы реакторов? Вопрос риторический...

Нет, но есть результаты исследований образцов-свидетелей с крайне негативной динамикой.

[Nucon]

Я тут занялся разработкой интерактивной модели безопасности установки, факультативно. И вобщем-то понял в чем суть анализа. Построил схему на несколько сотен блоков, и стало ясно, что анализ должен быть "многоэтажным", 3Д это должен быть анализ, а не плоскостной или линейный. Интересное что-то получается.

[Pakman]

анализ должен быть "многоэтажным", 3Д это должен быть анализ

А... За этим на БЩУ подходи - сменный персонал за словом в карман не лезет. Хочешь - пать этажей, а хочешь - двадцать пять. Проанализуруют всё, живого места не оставят. Я вот сколько лет уже не работаю по ночам, а нет-нет, да и полезет из меня аналитическая риторика, да так что, все вокруг к стенкам жмутся.

[Nucon]

А... За этим на БЩУ подходи - сменный персонал за словом в карман не лезет. Хочешь - пать этажей, а хочешь - двадцать пять. Проанализуруют всё, живого места не оставят. Я вот сколько лет уже не работаю по ночам, а нет-нет, да и полезет из меня аналитическая риторика, да так что, все вокруг к стенкам жмутся.

Дык я сам из них. И именно такую позицию занимаю. Но теперь вот кое-чем ишо занимаюсь.

[www]

А есть хоть один пример реального дефекта корпусных конструкций за все время работы реакторов? Вопрос риторический...

В CANDU, эквивалент КР есть = Pressure Tubes (как часть pressure boundary).

В 1983 г двухметровый crack = LOCA. Остановились, расхолодились, и пытались уточнить крякнутый топливных канал опрессовкой. Результат = канал порвали окончательно, як Тузик мячик

Вот тут вкратце...

[Nucon]

А... За этим на БЩУ подходи - сменный персонал за словом в карман не лезет. Хочешь - пать этажей, а хочешь - двадцать пять. Проанализуруют всё, живого места не оставят. Я вот сколько лет уже не работаю по ночам, а нет-нет, да и полезет из меня аналитическая риторика, да так что, все вокруг к стенкам жмутся.

На самом деле, рано или поздно, любой управленец становится начальником смены или еще кем, и не обязательно остается в эксплуатации, и тут-то приходит ему просветление, что обеспечение эксплуатационной безопасности (особливо если задница гореть начинает) это не только надувание щек, но и некоторые иные знания. Просто технических знаний тут мало. Не случайно все завязано и на технические, и организационные мероприятия. И вот тогда, приходится ему или думать, или заново учить, если не учил в школе. Кстати, в Штатах операторы реакторов не имеют "верхнего" образования. Даже на ПЛА, это выпускники "Школы" (УЦ), даже без бакалавра. А вот уже из операторов уходят в инженеры. У нас без 5-6 лет и не думай попасть за пульт. Совершенно иной подход. И поэтому не могут они/операторы в принципе поднимать такие проблемы.

[asv363]

Кстати, в Штатах операторы реакторов не имеют "верхнего" образования. Даже на ПЛА, это выпускники "Школы" (УЦ), даже без бакалавра.

Вы уверены, что весь персонал смены всех станций не имеет высшего образования в США? Конкретнее, о лицензированных сотрудниках для работы на БЩУ вопрос, для понимания.