Экспериментальные исследования фреттинг-коррозии твэлов тепловыделяющих сборок ВВЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.02.04, кандидат технических наук Макаров, Виктор Васильевич

  • Макаров, Виктор Васильевич
  • кандидат технических науккандидат технических наук
  • 2007, Москва
  • Специальность ВАК РФ05.02.04
  • Количество страниц 144
Макаров, Виктор Васильевич. Экспериментальные исследования фреттинг-коррозии твэлов тепловыделяющих сборок ВВЭР: дис. кандидат технических наук: 05.02.04 - Трение и износ в машинах. Москва. 2007. 144 с.

Оглавление диссертации кандидат технических наук Макаров, Виктор Васильевич

Условные обозначения и сокращения.

Введение.

Цель диссертационной работы.

Научная новизна.

Практическая ценность работы.

Основные положения, выносимые на защиту.

Глава 1. Проблема фреттинг-коррозии твэлов водо-водяных энергетических реакторов.

1.1. Анализ надежности тепловыделяющих сборок водо-водяных энергетических реакторов.

1.2. Описание конструкций узлов реакторной установки и условий их работы.

1.3. Анализ отказов топлива и причин повреждения фреттинг-коррозией твэлов тепловыделяющих сборок.

1.4. Методы исследований процесса фреттинг-коррозии твэлов в узлах сопряжения с ДР.

1.5. Основные факторы влияющие на износостойкость узла сопряжения твэл-дистанционирующая решетка тепловыделяющих сборок.

1.6. Выводы.

Глава 2. Требования к экспериментальным моделям.

2.1. Обоснование требований к экспериментальным моделям.

2.2. Частотный анализ конструкций.

2.3. Исследования динамических свойств твэлов.

2.4. Сравнение динамических свойств модельных и штатных и твэлов.

2.5. Выводы.

Глава 3. Исследования сопротивления TBC ВВЭР-1000 поперечному изгибу.

3.1. Методика исследований характеристик поперечной жесткости

TBC ВВЭР-1000.

3.2. Результаты экспериментальных и расчетных исследований необлученных макетов на поперечный изгиб.

3.3. Выводы.

Глава 4. Экспериментальные исследования процесса фреттинг

-коррозии узлов сопряжения «твэл-ДР» методом физического моделирования.

4.1. Цель испытаний образцов на фреттинг-коррозию узлов сопряжения «твэл-ДР».

4.2. Особенности методики.

4.3. Результаты испытаний.

4.5. Анализ результатов исследований фреттинг-коррозии узлов сопряжения «твэл-ДР».

4.4. Выводы.

Глава 5. Исследования изнашивания конструкционных материалов в контакте, сформированном оболочкой твэла и выступом ячейки дис-танционирующей решетки.

5.1. Задача исследований механизма и интенсивности фреттинг-коррозии образцов конструкционных материалов.

5.2. Методика исследований при натурных параметрах теплоносителя

5.3. Результаты испытаний образцов материалов на фреттинг-коррозию.

5.4. Приближенная аналитическая оценка результатов экспериментов по изнашиванию материалов.

5.5. Металлографические и профилометрические исследования изношенных поверхностей.

5.6. Выводы.

Обобщающие выводы.

Рекомендованный список диссертаций по специальности «Трение и износ в машинах», 05.02.04 шифр ВАК

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Экспериментальные исследования фреттинг-коррозии твэлов тепловыделяющих сборок ВВЭР»

Объектом исследования является тепловыделяющая сборка (TBC) атомного водо-водяного энергетического реактора ВВЭР-1000 (PWR). Тепловыделяющие сборки представляют собой конструкции из стержней, связанных в пучок, и предназначены для преобразования ядерной энергии деления урана в тепловую. TBC работает в жестких условиях статических и динамических термических, силовых, радиационных, химических воздействий. Тепловая энергия отбирается от TBC потоком теплоносителя - воды, омывающей TBC. Температура теплоносителя - 290-320 °С, давление -16 МПа, продольная скорость теплоносителя - до 7 м/с, время эксплуатации TBC - 3-6 лет. Для выполнения теплофизических функций TBC должна обладать достаточной прочностью, иметь малые деформации, сохранять герметичность тепловыделяющих элементов (твэл). Одной из главных причин повреждения оболочек твэлов, влекущей выход радиоактивных продуктов в теплоноситель, повышение дозовых нагрузок на персонал и досрочную выгрузку недожженной TBC, является фреттинг-коррозия оболочек твэлов под дистанционирующими решетками, связывающими твэлы в пучок. Непосредственной причиной фреттинг-коррозии является несоответствие вибропрочности TBC повышенным гидродинамически возбуждаемым вибрациям твэлов.

Несмотря на высокие достигнутые на сегодня показатели надежности TBC, по зарубежным оценкам фреттинг-коррозия оболочек под ДР остаётся одой из основных причин повреждения TBC легководных реакторов с водой под давлением. Учитывая стоимость TBC (около 0,5 млн. долл. за шт.) и большие экономические потери в случае досрочной выгрузки поврежденного топлива исследования фреттинг-коррозии с целью улучшения новых проектов TBC является сегодня актуальными и экономически оправданными в связи с непрерывным улучшением и стремлением к повышению технико-экономических показателей новых TBC.

Федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 - 2010 годы и на перспективу до 2015 года, утвержденной постановлением Правительства Российской Федерации от 6 октября 2006 года № 605 предусматривается, начиная с 2007 года, строительство новых серийных энергоблоков (проект АЭС-2006) с реакторными установками ВВЭР-1200. Энергоблоки проекта АЭС-2006 отличаются от эксплуатирующихся серийных энергоблоков с ВВЭР-1000 повышенными технико-экономическими показателями, связанными с увеличением тепловой мощности активной зоны до 3200 МВт, увеличением температуры теплоносителя на входе и выходе из реактора, повышением давления теплоносителя, обеспечением эксплуатации топлива в маневренных режимах, достижением максимального выгорания в твэлах до 70 МВт сут/кг U, увеличением длительности кампаний до 24 месяцев.

Актуальность проблемы фреттинг-коррозии определяется повышением технических характеристик новых проектов TBC, старением эксплуатирующихся реакторов, риском больших экономических потерь в случае внеплановой остановки реактора и досрочной выгрузки поврежденного топлива, недоступностью объекта исследований из-за высокого нейтронного потока, температуры, давления, малоизученностью трибологии нетрадиционных для машиностроения циркониевых сплавов и условий их работы, сложностью комплексного явления, требующего привлечения знаний материаловедения, теории колебаний, физики, химии, гидродинамики, механики и других наук.

Одной из практических задач конструирования новых TBC является обоснование вибропрочности технического проекта TBC, которое включает в себя подзадачи расчетно-экспериментального обоснования устойчивости TBC к фреттинг-коррозии, определения распределения скоростей течения и пульсаций давления теплоносителя в активной зоне реактора, измерения параметров гидродинамической вибрации внутрикорпусных устройств, TBC и тепловыделяющих элементов (твэлов). Систематические исследования фреттинг-коррозии и гидродинамической вибрации регулярных стержневых пучков (твэлов и труб парогенераторов) реакторов PWR начались в 60-х годах /1-19/ после того, как на первых атомных реакторах столкнулись с разрушениями оборудования от гидродинамически возбуждаемой вибрации пучков стержневых конструкций типа твэлов TBC и трубных пучков парогенераторов. Для решения проблем применялись как дореакторные, так и послереак-торные исследования. В России исследованиями вибрации и фреттинг-коррозии (виброизноса) занимались в конструкторских бюро (Федеральном государственном унитарном предприятии опытно-конструкторское бюро «ГИДРОПРЕСС»), в отраслевых институтах (Федеральном государственном учреждении Российский научный центр «Курчатовский институт», государственном российском научном центре Российской Федерации,- физико-энергетическом институте имени академика А.И. Лейпунского), в академических и учебных институтах (Институт машиноведения им. A.A. Благо-нравова РАН, Московский государственный технический университет им. И.Э.Баумана, Московский энергетический институт) коллективы исследователей под руководством В.Г. Федорова (ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС»), A.A. Тутнова (ФГУ РНЦ КИ), В.Ф.Синявского (ФГУП ГНЦ РФ ФЭИ), H.A. Маху-това (ИМАШ РАН), В.И. Солонина (МГТУ им. Н.Э. Баумана), В.В. Болотина (МЭИ). Проводились расчетные и экспериментальные исследования вибрации, гидроупругого взаимодействия стержневых конструкций с продольно-поперечным потоком жидкости, виброизноса трубчатых пучков.

В настоящее время исследования вибрации и фреттинг-коррозии твэлов наиболее интенсивно ведутся зарубежными исследователями во Франции, США, Корее и других странах с развитой атомной энергетикой /20-31/. Ежегодно проводятся международные научно-технические конференции по топливу энергетических реакторов TOP FUEL, ICAPP, SMIRT и др., где традиционно обсуждаются проблемы вибрации и фреттинг-коррозии твэлов.

В России послереакторные исследования фреттинг-коррозии твэлов отработанных TBC проводились сотрудниками Федерального государственного унитарного предприятия научно-исследовательский институт атомных реакторов (ФГУП НИИАР) /32/. Стендовые исследования фреттинг-коррозии оболочек твэлов в паре с дистанционирующими решетками реакторов ВВЭР и вибрации твэлов проводились в ОКБ «ГИДРОПРЕСС» в отделе вибропрочности под руководством В.Г. Федорова, В.В. Ляшенко и В.А. Додонова (ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС») и научным руководством д.т.н. Ю.Н. Дроздова (ИМАШ РАН). Сотрудниками ФГУ РНЦ КИ под руководством д.т.н. A.A. Тутнова разработана расчетная методика оценки фреттинг-повреждения твэлов /33/, верифицированная экспериментальными результатами, полученными автором с сотрудниками.

На российских АЭС случаи массовых повреждений фреттинг-коррозией оболочек TBC, в основном, были на реакторах типа ВВЭР-440. Отдельные случаи фреттинг-износа оболочек твэлов в узлах сопряжения с ДР TBC ВВЭР-1000 были на АЭС «Козлодуй», Запорожской, Ровенской. Выявлены недостатки TBC, а именно чувствительность к вибрации повышенного по сравнению с проектными условиями эксплуатации уровня, отсутствие ан-тидебризной защиты, недостаточная вибропрочность узла крепления твэла с нижней опорной решеткой, разрушение уголка на альтернативной TBC, а также особенности TBC, связанные с неизбежным уменьшением первоначальных натягов и образованием зазоров в парах «твэл-ячейка ДР» вследствие ползучести оболочек твэл и релаксации ячеек ДР в условиях эксплуатации. Эти случаи привели к развертыванию работ по исследованию вибрации TBC в реакторе методами нейтронношумовой диагностики сотрудниками Диапрома /34/, в стендовых условиях в МГТУ им. Баумана /35/, разработке ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС» и машиностроительным заводом (МСЗ) виброустойчивой TBC ВВЭР-440 и совершенствованию конструкции узла крепления твэла с нижней опорной решеткой.

До недавнего времени наиболее консервативной деталью TBC являлся твэл, а наиболее подверженной модернизации - дистанционирующая решетка, которая выполняет несколько важнейших функций: обеспечение равномерного распределения твэлов с урановым топливом по активной зоне с гарантированным шагом, обеспечение совместно с направляющими каналами (НК) в составе сварного каркаса достаточной изгибной жесткости, прочности, стабильности геометрических размеров TBC и активной зоны и др. Техническое противоречие в конструкции дистанционирующей решетки TBC состоит в том, что для обеспечения поперечной жесткости TBC, подавления относительных виброперемещений твэла относительно фиксирующих выступов (пуклевок) ячейки ДР соединение «твэл-ДР» должно быть неподвижным, т.е. выполнено с гарантированным натягом и большими нормальными контактными силами между твэлом и ДР, относительно большой угловой жесткостью твэла («на поворот»), а для обеспечения термомеханической прочности, исключения закусывания твэлов в ДР, искривления TBC (чистый изгиб от несинхронного роста твэлов и направляющих каналов) силы и моменты реакции в этом узле должны быть минимизированы для облегчения проскальзывания твэлов.

В, так называемых «жестких», ТВС-2, ТВС-2М и ТВСА последнего поколения реализованы (по сравнению с более ранней конструкцией усовершенствованной TBC) сварные каркасы из ДР и НК (либо уголков - в ТВСА), снижены длины линий контакта пуклевки ячейки ДР с твэлом и снижены натяги для облегчения проскальзывания твэла через ДР. Эти решения снизили продольную силу реакции опоры (ячейки ДР) твэла при его продольном термомеханическом перемещении (силу трения), но одновременно снизили поперечную силу и момент реакции опоры твэла (жесткость ячейки ДР «на поворот») при переменных поперечных нагрузках и увеличили долю твэлов без начального натяга (с зазором), что противоречит тенденции зарубежных производителей к увеличению длины линии контакта /26, 36/, как средства повышения устойчивости к фреттинг-коррозии, обусловленной по всей видимости различиями в конструкции TBC (существенно большим шагом ДР в западных конструкциях). В СССР обоснование вибропрочности новых TBC проводилось, в основном, эволюционным конструктивно-эмпирическим способом. В условиях практически неограниченных дешевых ресурсов электроэнергии, рабочей силы, материалов обоснование проводилось ресурсными испытаниями полномасштабных макетов TBC в стенде горячей обкатки длительностью до года и окончательной проверкой нового проекта эксплуатацией пробной партии TBC на АЭС. В настоящее время такой ресурсозатратной возможности нет и общепринятым является расчетно-экспериментальный метод с реализацией долгосрочных широких программ, охватывающих все области знаний по обсуждаемой проблеме и формированием баз знаний. Широкое распространение получили методы математического моделирования нелинейных гидроупругих колебаний стержней, экспериментального моделирования и исследований вибрации и фреттинг-коррозии TBC и отдельных фрагментов TBC.

Работа выполнена в рамках отраслевой программы "Эффективное топ-ливоиспользование на АЭС на период 2002-2005 годы и на перспективу до 2010 года", утвержденной Первым Заместителем Министра М.И. Солониным 09.09.2002 г.

Цель диссертационной работы

Получение экспериментальных результатов, необходимых для экспериментального и расчетного обоснования износостойкости TBC.

Проблема включала:

- анализ процесса фреттинг-коррозии оболочек твэлов в паре с дис-танционирующей решеткой и постановку задач исследований;

- разработку методики частотного (модального) анализа твэла и экспериментальное определение динамических характеристик твэлов с целью обоснования динамического подобия штатного и модельного твэла;

- разработку методики исследований и получение характеристик трения и жесткости TBC при поперечном изгибе статической сосредоточенной силой;

- разработку методики испытаний фрагментов узла сопряжения «твэл-ДР» на фреттинг-коррозию и получение экспериментальных результатов для оценки влияния конструкционных, эксплуатационных и технологических факторов на стойкость к фреттинг-коррозии узла сопряжения «твэл-ДР» циркониевой TBC;

- разработку методики исследований и экспериментальное определение коэффициентов износа (фреттинг-коррозии образцов конструкционных материалов) циркониевого сплава Э110 (цирконий +1.0 % ниобия) и нержавеющей стали 08Х18Н10Т в условиях, приближенных к штатным.

Научная новизна

- впервые выполнен системный анализ проблемы фреттинг-коррозии узлов сопряжения «твэл-ДР» TBC ВВЭР с использованием достижений трибологии;

- сформулированы необходимые условия подобия моделей твэлов натурному твэлу, получены динамические характеристики натурных и модельных твэлов;

- разработаны требования к конструкции модели твэла для исследований фреттинг-коррозии, позволяющие переносить результаты стендовых испытаний на штатную TBC;

- впервые разработана методика, создан экспериментальный стенд, получены оценки фреттинг-коррозии фрагментов штатных узлов сопряжения «твэл-ДР» циркониевых TBC ВВЭР в стендовых условиях , приближенных к штатным - (кроме радиации);

- впервые разработана методика, экспериментальные установки и получены оценки коэффициентов износа образцов конструкционных материалов TBC;

- разработана методика и получены характеристики неупругого и упругого сопротивления нескольких TBC различных конструкций при поперечном изгибе статической сосредоточенной силой.

Практическая ценность работы

- экспериментально обоснована стойкость к фреттинг-коррозии фрагментов узлов сопряжения «твэл-ДР» TBC ВВЭР-1000 с циркониевыми ДР в стендовых условиях, приближенных к штатным;

- получены экспериментальные оценки коэффициентов изнашивания образцов пар штатных циркониевых и стальных материалов в приближенных к штатным условиях;

- результаты исследований использованы для расчетных оценок износа твэлов и обоснования вибропрочности узла сопряжения «твэл-ДР» циркониевой TBC;

- результаты экспериментальных исследований поперечного изгиба TBC способствовали разработке расчетной модели механизма поперечного изгиба TBC, экспериментально определены конструкционные параметры, определяющие характеристики неупругого и упругого сопротивления TBC поперечному изгибу, создана база данных по характеристикам сопротивления TBC поперечному изгибу сосредоточенной силой;

- в течение ряда лет успешно выполнялись исследовательские работы по договорам ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС» с ОАО «ТВЭЛ»;

- модельные исследования подтверждены послереакторными исследованиями поврежденных фреттинг-коррозией TBC.

Основные положения, выносимые на защиту

- системный анализ TBC как триботехнической стержневой системы, связанной силами трения; классификация факторов, влияющих на фреттинг-коррозию оболочек твэлов в узлах сопряжения с ДР, комплексный подход исследований фреттинг-коррозии твэлов и связанных с ней процессов;

- постановка научных, методических и инженерных задач, возникающих при решении проблемы фреттинг-коррозии. Научно обоснованные технические требования к экспериментальным установкам для исследования фреттинг-коррозии оболочек твэлов, конструкционных материалов*

- методика и результаты исследований влияния конструкционных и эксплуатационных факторов на фреттинг-коррозию образцов конструкции циркониевого узла сопряжения «твэл-ДР» усовершенствованной тепловыделяющей сборки;

- методика исследований образцов конструкционных материалов (циркониевый и нержавеющий сплавы) на фреттинг-коррозию. Экспериментальные данные по коэффициенту износа циркониевого сплава Э110 в приближенных к штатным условиях по температуре, давлению, скорости обтекания и химическому составу теплоносителя;

- результаты измерения частотных характеристик твэла;

- методика и результаты исследований параметров неупругого и упругого сопротивления TBC поперечному изгибу сосредоточенной поперечной силой.

Личный вклад автора:

15

Анализ проблемы, отечественных и зарубежных методик, результатов исследований. Постановка задач, разработка методик исследований, экспериментальные исследования, анализ результатов.

Публикации

Основное содержание диссертации опубликовано в 12-ти статьях, в том числе в 4-х журналах, рекомендованных ВАК, представлено в трудах 14-ти научно-технических конференций.

Объем и структура работы

Диссертация состоит из введения, пяти глав, обобщающих выводов,

Похожие диссертационные работы по специальности «Трение и износ в машинах», 05.02.04 шифр ВАК

Заключение диссертации по теме «Трение и износ в машинах», Макаров, Виктор Васильевич

5.6. Выводы.

1. Разработана методика испытаний конструкционных материалов TBC на фреттинг-коррозию при штатных параметрах теплоносителя

2. Механизм износа у пар цирконий-нержавеющая сталь, цирконий-цирконий различны. Если в паре цирконий-нержавеющая сталь, преимущественно, идет коррозионно-механический процесс износа (износ идет путем удаления окисной пленки), то у пары цирконий-цирконий износ, после истирания защитных пленок идет по механизму схватывания, образования связей и последующего их разрушения.

3. По результатам взвешивания образцов, прошедших испытания, можно констатировать следующие факты:

- суммарный износ пары цирконий-цирконий выше, чем суммарный износ пары цирконий-нержавеющая сталь;

125

- в паре цирконий-нержавеющая сталь износ начинается с образца твэ-ла и суммарная глубина износа относится к твэлу. Значительно меньше, чем циркониевый твэл изнашивается нержавеющий контробразец (решетка, стержень).

4. Коэффициент изнашивания, определенный по формуле Хрущева-Арчарда образцов оболочек твэлов и контробразцов из сплава Э110 равен 6,4-10"4. Коэффициент изнашивания контробразцов из нержавеющей стали равен 510"5.

5. Коэффициенты износа образцов твэлов, стоящих в паре с нержавеющими контробразцами и в паре с циркониевыми контробразцами, а так же циркониевых контробразцов одинаковы. В свою очередь, коэффициент износа нержавеющих контробразцов в 14 раз меньше, чем циркониевых контробразцов. Этот вывод совпадает с результатами испытаний фрагментов узлов сопряжения «твэл-ДР», описанных в главе 4.

Обобщающие выводы

1. Впервые выполнены системный анализ тепловыделяющей сборки водоводяного энергетического реактора как триботехнической системы, содержащей несколько тысяч связей 312 твэлов силами трения и упругости, классификация влияющих на трение и фреттинг-коррозию твэлов факторов, определен комплекс методик исследований вопросов, относящихся к проблеме фретинг-коррозии твэлов.

2. Проблема фреттинг-коррозии при проведении разработок по улучшению TBC состоит в обеспечении достаточно низкого уровня вибрации твэлов и относительной неподвижности всех сопряжений «твэл-ДР» в процессе всего времени эксплуатации всех TBC реактора. Основной конструктивный способ борьбы с фреттинг-повреждениями заключается в обеспечении силы фиксации твэла, создаваемой пуклевками ячейки решетки, большей чем сила реакции опоры - ДР от динамических нагрузок на твэл в течение всего срока службы с учетом релаксации ячеек ДР , термической и радиационной ползучести оболочек.

3. Техническое противоречие конструкции узла «твэл-ДР» состоящее в том, что для снижения термомеханического формоизменения TBC силы трения, натяги, жесткость «на поворот» твэлов в ДР должны быть минимизированы, а для повышения износостойкости эти конструкционные параметры должны быть максимальными может быть решено использованием в первой (антивибрационной ДР) ячеек с большими натягами и длинной линией контакта, т.е. с максимальными, а в остальных ДР, —с минимальными вышеуказанными конструкционными параметрами.

4. Впервые проведен комплекс научно обоснованных трибологиче-ских исследований циркониевых материалов и узлов TBC В В ЭР и получены оценки коэффициентов износа, которые могут быть использованы при разработке нормативных документов.

5. Основными конструкционными, технологическими, эксплуатационными факторами, влияющими на износостойкость узла сопряжения «твэл-ДР» TBC являются длины пролетов между ДР, распределение зазоров, натягов, эксцентриситетов сопряжения «твэл-ДР», линейная и угловая жесткости TBC и ДР, объемные и поверхностные свойства материалов, контакто-геометрия, коэффициенты трения, износа в контакте, степень отстройки твэлов от резонанса с детерминированными частотами основных источников пульсаций давления теплоносителя, уровни поканального расхода теплоносителя, пульсации давления теплоносителя, вибрации TBC, концентрации посторонних частиц в теплоносителе и др.

6. Измерениями модуля импеданса середины пролета твэла в воздухе при 20 °С получены оценки динамических характеристик твэла, использованные для обеспечения динамического подобия модельного и штатного твэлов.

7. Разработаны методика, модели, защищенные авторскими свидетельствами, стенд для испытаний фрагментов узлов сопряжения «твэл-ДР» реакторов с водой под давлением на фреттинг-коррозию. Обеспечено подобие трибоузла экспериментальной установки штатному по системной структуре, системной нагрузке, качеству среды (химические и физические свойства теплоносителя), что позволяет переносить результаты испытаний на штатное изделие и использовать их для верификации расчетных методик. Впервые показано, что испытанные образцы узлов сопряжения твэл с циркониевой и нержавеющей ДР с длинной линией контакта (12 мм) с пролетами твэлов по 250 мм обладают не менее, чем трехкратным запасом износостойкости. Износостойкость нержавеющей ДР значительно выше циркониевой.

8. Полученные результаты использованы: при разработке нового проекта «жесткой» ТВС-2, успешно введенной в эксплуатацию; для обоснования износостойкости других проектов циркониевых TBC и верификации расчетных кодов федерального государственного унитарного предприятия ФГУП ОКБ Гидропресс, федерального государственного

ОКБ Гидропресс, федерального государственного учреждения Российский научный центр «Курчатовский институт» (ФГУ РНЦ КИ), государственного российского научного центра российской федерации физико-энергетический институт им. ак. А.И. Лейпунского, (РНЦ РФ ФЭИ); заводами-изготовителями ОАО НЗХК и ОАО МСЗ для совершенствования производства TBC.

Апробация работы

Основные положения и результаты работы докладывались и обсуждались на семинарах и конференциях в докладах:

1. Dr.Yu.N.Drozdov, Dr. Al.A.Tutnov, Dr. A.A.Tutnov, Dr.E.E.Alexeyev, V.V.Makarov, A.V.Afanasyev. Analytical and experimental studies of fretting-corrosion and vibrations of fuel assemblies of a WER-1000 water cooled and water moderated power reactor, Top Fuel-2006, Salamanca, Spain, 2006.

2. Ю.Н. Дроздов, Ю.Г. Драгунов, B.B. Макаров. Экспериментальные исследования фреттинг-коррозии твэлов в дистанционирующих решетках тепловыделяющих сборок водоводяных энергетических реакторов, 4 МНТК, «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», ФГУП ОКБ «Гидропресс», г. Подольск, Россия, 23-26 мая 2005.

3. Yu.G. Dragunov, A.V. Seleznev, I.N.Vasilchenko, S.N. Kobelev, V.V. Makarov, A.V.Afanasyev, D.N.Puzanov. Experimental and analytical study of rigidity and deformation of non-irradiated FA for WWER-1000, paper 1084, 2004 International Meeting on LWR Fuel Performans, September 19-22, 2004, Orlando, USA.

4. B.B. Макаров, Экспериментальные исследования фреттинг-коррозии твэлов в дистанционирующих решетках тепловыделяющих сборок водоводяных энергетических реакторов, МНПК ПАЭ-З «Надежность и безопасность эксплуатации АЭС, Севастополь-Батилиман, 21-26 сентября 2004.

5. Драгунов Ю.Г., Селезнев A.B., Васильченко И.Н., Кобелев С.Н., Семишкин В.П., Макаров В.В., Афанасьев A.B., Пузанов Д.Н., Экспериментальные и расчетные исследования жесткости и формоизменения необлучен-ных ТВС ВВЭР-1000 «Надежность и безопасность эксплуатации АЭС», Се-вастополь-Батилиман, 21-26 сентября 2004.

6. Ю. Н. Дроздов, С. Д. Иванов, В. В. Макаров. Экспериментальные исследования процесса вибрационного изнашивания оболочек твэлов в дис-танционирующих решетках тепловыделяющей сборки ВВЭР-1000. Международная конференция «Нанотехнологии и их влияние на трение, износ и усталость в машинах», 14-15 декабря 2004, ИМАШ, Москва.

7. В.В. Макаров. Экспериментальные исследования процесса вибрационного изнашивания оболочек твэлов в дистанционирующих решетках тепловыделяющей сборки ВВЭР-1000, Российская межотраслевая школа-семинар «Проблемы вибрационно и акустической динамики конструкций и гетерогенных сред», 23 -24 июня 2002, ФЭИ, Обнинск.

8. Yury DROZDOV, Sergey IVANOV, Yury DRAGUNOV, Victor MAKAROV. Experimental study of fuel rod fretting-corrosion in spacer grids of fuel assemblies for water cooled and water moderated reactors, AITS 2004 conference tribology, Rome 2004.

9. Dr.Yury G.Dragunov, Dr. Yury N.Drozdov, Victor V.Makarov. THE EFFECT OF FRICTION FORCES ON THE OPERABILITY AND SERVICE LIFE OF FUEL ASSEMBLIES FOR PWR REACTORS, 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting, Kyoto, Japan Oct. 2-6, 2005.

10. Yury DROZDOV, Sergey IVANOV, Yury DRAGUNOV, Victor MAKAROV. Experimental study of fuel rod fretting-corrosion in spacer grids of fuel assemblies for water cooled and water moderated reactors, International Symposium on the High Performance of Tribosystem-2004., Daegu, Korea, October 2-3rd, 2004.

11. Ю. Дроздов, С. Иванов, В. Макаров. Экспериментальные исследования процесса вибрационного изнашивания оболочек твэлов в дистанцио

130 нирующих решетках тепловыделяющей сборки ВВЭР-1000. Сборник докладов, Конференция МГОУ, г. Подольск, 2004.

12. В.В. Макаров. Фреттинг-коррозия тепловыделяющих элементов АЭС, Материалы 2 Всесоюзной конференции «Гидроупругость и долговечность энергетического оборудования», Каунас, 1990.

13. Dr. Yu. Drozdov, Dr. S. Ivanov, V. Makarov, A. Afanasiev, I. Matvienko, T. Savinova, ECOTRIB 2007, Experimental study of the friction process in a single contact of fuel rod cladding and spacing grid bulge, Ljubljana, 2007.

14. B.B. Макаров, A.B. Афанасьев, И.В. Матвиенко и др., экспериментальное исследование процесса трения в единичном контакте, образованном оболочкой твэла и пуклевкой дистанционирующей решетки, 5-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», Подольск, Россия, 29 мая-1 июня 2007г.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Макаров, Виктор Васильевич, 2007 год

1. Qinn Е.Р., Vibration Of Fuel Rods In Parallel Flow, GEAP-4059, General Electric Company (1962)

2. Шульц E.X. Аварии на ядерно-энергетических установках. Сокращенный перевод ЦНИИ Атоминформ. Атомиздат,1969.

3. Муратова Т.М. Вибрации в ядерных реакторах: Обзор, М.: Информэнерго, 1970.

4. Смирнов JI.B., Овчинников В.Ф. Колебания элементов конструкции ЯЭУ, вызванные потоком теплоносителя: Обзор 4.1. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов. 1975. Вып.2.

5. Смирнов JI.B., Овчинников В.Ф. Колебания элементов конструкции ЯЭУ, вызванные потоком теплоносителя: Обзор ч.2, Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника, ядерных реакторов. 1976. Вып. 1.

6. Schmugar K.L., Vibrational Characteristics And Wear Of Fuel Rods. In Transactions On Structural Mechanics In Reactor Technology. San Francisco, 15-17 Aug., 1977, D 39, p.1-17.

7. Pettigrew M.J. and Ко P.L., A Comprehensive Approach To Avoid Vibrations And Fretting In Shell And Heat Exchangers. AECL 6908.

8. W.H. Roberts, Tribology in nuclear power generation, Tribology International, Febuary,701960,1981.

9. Федоров В.Г., Синявский В.Ф. Основные вопросы обеспечения вибропрочности внутрикорпусных устройств парогенераторов и реакторов АЭС, В кн.- Динамические характеристики и колебания элементов энергетического оборудования, М., Наука, 1980.

10. Исследование вибраций пучков труб и твэлов при продольном обтекании их потоком теплоносителя: Отчет о НИР (заключительный) ФЭИ, Синявский В.Ф. Инв.№ 2434. Обнинск, 1979.60с.

11. Отчет О НИР. Виброизнос конструктивных элементов ЯЭУ, обусловленный гидродинамически возбуждаемыми вибрациями, ФЭИ, Обнинск, 1989, Инв. № 112493 ОКБ ГП.

12. Premount A., On The Vibrational Behavior Of Pressurized Water Reactor Fuel Rods Nuclear Technology, 1982, v. 58, Sep., p. 483-491

13. Фролов K.B., Махутов H.A., Каплунов C.M. Динамика конструкций гидроаэроупругих систем, М., «Наука»,2002.

14. Цирконий в атомной промышленности, выпуск 11, АИНФ 596 Коррозия циркониевых сплавов. Фреттинг-коррозия, ГКАЭ, ЦНИИатомин-форм,1983.

15. Исследование вибрационных и гидравлических характеристик бесчехловой кассеты реактора ВВЭР-ЮОО: заключительный отчет 302-0-009/ГКАЭ ОКБ "Гидропресс".

16. Результаты вибрационных исследований бесчехловых кассет реактора ВВЭР-ЮОО на семикассетном стенде высокого давления: отчет 302-0-022, ГКАЭ ОКБ "Гидропресс".

17. Paidoussis М. P., A Review Of Flow-induced Vibrations In Reactor Components, Nuclear Engineering And Design, 1983, v.74, N1

18. Встреча специалистов по ядерному топливу и регулирующим стержням: опыт эксплуатации, эволюция конструктивных решений и аспекты безопасности, Мадрид,5-7 ноября 1996, перевод, Обнинск, 1997.

19. Flow-induced Vibration -1996-Excitation Mechanisms in Cross Flow and Nuclear Fuel Vibration, Fretting-Wear Damage and Piping Vibration, The American Society Of Mechanical Engineers, PVP-Vol.328, New York, N.Y. 10017.

20. P.R. Rubiolo, and a., an integrated Fretting Wear Analysis Method: Development, Features and Experimental Benchmark, report 1050 Proceedings ofthe International Meeting of LWR Fuel Performance, Orlando, Florida, September 19-22, 2004.

21. J.Vallori and a., Wear of zirconium alloys within grid to rod interaction: revive and analyses, current experiments and future prospects.

22. Baillon N, Grid to Rod Fretting Wear in EDF PWR From Operating Problems To New Designees Qualification Method, France. IAEA, Technical Meeting on Fuel Assembly Structural Behavior, 22-26 November 2004,Cadarache, France.

23. C.A. Brown, and a., Fuel Rod Vibration and Fretting Impact on Reliability, LWR Fuel Performance, 10-13 april,2000,USA.

24. Young-Ho Lee and a., Experimental Study on Effect of Alloying Elements on the Sliding Wear Behavior of zirconium Alloys, Paper 1018, Proceedings of the International Meeting of LWR Fuel Performance, Orlando, Florida, September 19-22, 2004.

25. Hyung-Kyu Kim, and a., Investigation of the Slipping Behavior at the Grid-to-Rod Contact in Fuel Rod Fretting, Paper 1005, Proceedings of the International Meeting of LWR Fuel Performance, Orlando, Florida, September 19-22, 2004.

26. Zeses E. Karoutas and a., Advanced Fuel Implementation at Calvert Cliffs 1 and 2, Paper 1062, Proceedings of the International Meeting of LWR Fuel Performance, Orlando, Florida, September 19-22, 2004.

27. Miguel Aullo, William D. Rabenstein, European Fuel Group Experience on Control Rod Insertion and Grid to Rod Fretting, IAEA, Technical Meeting on Fuel Assembly Structural Behavior, 22-26 November 2004,Cadarache, France.

28. J.Vallory, Methodology of PWR Fuel Rod Vibration and Fretting Evaluation in Germes Facilities, Paper 1091, Proceedings of the International Meeting of LWR Fuel Performance, Orlando, Florida, September 19-22, 2004.

29. Dr. Balendra Sutharshan, Westinghouse, New Developments in Fuel Performance Modeling, Top Fuel 2006 Salamanca, Spain 22-26 October 2006.

30. Michael W. Cennard Nuclear Fuel Performance: Trends, Remedies and Challenges, Top Fuel 2006 Salamanca, Spain 22-26 October 2006

31. Kui-Tae Kim and Young-Ki Jang, Flow induced Grid-to-rod Fretting Wear Assemblies, Paper 3.5, Technical Meeting on Fuel Assembly Structural behavior, 22-26 November 2004, Kadarache, France.

32. В.Марков и др. (ГНЦ РФ НИИАР) Фреттинг-износ оболочек твэ-лов ВВЭР-440, Российско-Украинский семинар по эксплуатации и внедрению нового топлива ВВЭР, Коллонтаево, 24-26.04.02

33. Г.В. Аркадов, В.И. Павелко, А.И. Усанов. Виброшумовая диагностика ВВЭР, Энергоатомиздат, Москва, 2004.

34. С. A. Brown, F. Т. Adams and G. С. Cooke, К. Koebke and J. Stabel, Fuel Rod Vibration And Fretting Impact on Realability, Proceedings of the 2000 International Topical Meeting on LWR Fuel Performance, Park City, Utah, April 10-13, 2000.

35. Соляный В.И., Нечаева О.А. Эксплуатационная надежность твэлов энергетических легководных реакторов. Атомная техника за рубежом, 1983, №3., с. 18-26.

36. Общие положения обеспечения безопасности и эксплуатации ОПБ-82, Атомная энергия, т.54, вып.2, 1983.

37. Garzarolly F., Jan R., Stelle H., the Main Causes Of Fuel Element Failure In Water-cooled Power Reactors. Atomic Energy Review 171, №1 P 31-128

38. Некрасова Г.А., Парфенов Б.Г., Пиляев A.C. Надежность твэлов и ТВС зарубежных энергетических реакторов. И., Цнииатоминформ, 1981.,

39. Review of Fuel Failures in Water Cooled Reactors (Technical Reports Series №388).- LAEA,Vienna,1998.

40. А.И. Кузнецов, И.В. Асатиани, C.H. Балабанов, Е.А. Сидорова. Анализ результатов эксплуатации ядерного топлива в реакторах ВВЭР-440, Болгаро-российско-украинский научно-технический семинар, 27.0901.10.2004, г. Бургас.

41. М. W. Kennard, nuclear Fuel Performance: Trends, Remedies and Challendes, Top Fuel-2006, Salamanca,Spain,2006.

42. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации (ОПБ-82); Сборник нормативных материалов по безопасности АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1985.

43. Установление причин разгерметизации рабочей кассеты №13634250, облучавшейся 4 года на 3-ем блоке НВАЭС. А.К.Панюшкин, Е.Г.Бек, В.А.Цибуля и др. Доклад на Российско-финском семинаре по обмену опытом по эксплуатации кассет ВВЭР-440, Хельсинки, 1999.

44. R.Terasvirta. Fuel design and operational experience in Loviisa NPP, future trends in fuel issues. Reports on the international Conference on WWER

45. Fuel Performance, Modeling and Experimental Support, Albena, Bulgaria, l-5th October, 2001.

46. P.R. Rubiolo, D.V. Paramonov, M.Y. Young, Development of a Fretting-Wear and Flow-induced Vibration Model for The Fuel Rods. 22-26 November 2004,Cadarache, France.

47. Paramonov, D. V., Young, M. Y., and King, S. J Understanding fretting wear progression. 10th International Conference on Nuclear Engineering, Arlington, VA, USA, April 14-18, 2002.

48. P.Degli Espinosa, G. Possa, G. Vandi, Fuel String Dynamics And Pressure Tube Fretting Corrosion In The "CIRENE" Power Channel Energy Nuclear, 1978, V.25, N8-9, p.406-424

49. Blanchet J. et al. Etude de la Fretting-corrosion Des Alliages De Zirconium, Corrosion. Traitement Protection. Finition, 1972, V.20, N1, p.19-29.

50. Gadda K., Ronchetti C., IL Problema Delia Fretting Nucleare Refrig-erati Ad Acgua. Energy Nuclear, 1977, V.26, N6,p. 297

51. Hamilton R.C., Stern F., A summary of recent zircalloy fretting wear test at Westinghouse Canada Limited: AECL-5990. Pinawa, Whiteshell Nuclear Research Establishment, 1980.53 p.

52. Уотерхауз.Р.Б. Фреттинг-коррозия. Ленинград, Машиностроение,1976.

53. Филимонов Г.Н., Балацкий JI.T. Фреттинг в соединениях судовых деталей. JL, Судостроение, 1973.

54. Голего Н.Л., Алябьев А.Я., Шевеля В.В. Фреттинг-коррозия металлов, Техника, Киев, 1974.

55. Ю.Н. Дроздов, В.Г. Павлов, В.Н. Пучков. Трение и износ в экстремальных условиях, М, машиностроение, 1986.

56. В.П. Когаев, Ю.Н. Дроздов. Прочность и износостойкость деталей машин, М., Высшая школа, 1991.

57. Чихос X. Системный анализ в трибонике. Мир, 1982.

58. Выполнение демонстрационных сопоставительных расчетов активной зоны PWR по двум программам, Отчет О НИР/ ГНЦ РФ ФЭИ, РНЦ «КИ».- Инв. № 11186.-Москва-Обнинск, 2002, 90с.

59. Троянов В.М, Лихачев Ю.И., Фоломеев В.И. Метод расчета продольно-поперечного изгиба бесчехловой TBC ВВЭР-1000 при эксплуатационных нагрузках, Ядерная энергетика №2, 2002.

60. Расчетное обоснование прочности ТВС-2М при эксплуатации с учетом стендовых испытаний полномасштабного макета, Исх. № 30-04/253 от 16,11,2004, Обнинск 2004.

61. Отчет о НИР. Верификационные исследования жесткостных характеристик ТВС-2 с удлиненным топливным столбом на базе расчетного кода «Коралл» и экспериментов с макетом ТВС-2М на стенде ОКБ «Гидропресс». РНЦ КИ, Инв. № 60-24-152-04, 2004.

62. В.П.Семишкин, А.Н.Воронцов, Д.Н.Пузанов, Н.В.Шарый. Расчетное моделирование изгиба TBC с учетом особенностей локального взаимодействия твэлов с ДР, 3-я МНТК Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР, г. Подольск, 26-30 мая 2003.

63. Walton L.A., Zirkaloy Spacer Grid Design. Trans. Am. Nucl. Soc., 1979, v.32, p. 301

64. Dieter Porch and a., Core Design of the EPR in Finland (Olkiluoto 3)-Safety, Flexibility and Economy, 2004 International Meeting on LWR Fuel Performans, September 19-22,2004, Orlando, USA

65. Дроздов Ю.Н., Федоров В.Г., Макаров В.В. Анализ состояния проблемы фреттинг-коррозии тепловыделяющих элементов атомных энергетических реакторов. Трение и износ, 1987, т.8, №3,с.389-397.

66. Оле Дэссинг, Испытания конструкций, Часть 1, Измерения механической подвижности, Брюль и Кьер.

67. Вибрации в технике, т.5, М., Машиностроение, 1981. с.40.

68. Отчет О НИР. Экспериментальные исследования собственных колебаний макета ТВС-2М и модели одиночного твэла, (заключительный 464-0-030), ФГУП ОКБ «Гидропресс», Подольск, 2005.

69. Фесенко С.С. Динамика теплообменной трубки в зазоре промежуточной опоры, Машиноведение, 1983, №1, с.41-43.

70. R. Rubiolo, Non Linear Fuel Rod Vibration Model:Parametric Studies , Paper 1049, Proceedings of the International Meeting of LWR Fuel Performance, Orlando, Florida, September 19-22, 2004.

71. Семенов А.П. Схватывание металлов. М.: Машгиз, 1958. 280 с.

72. М.М.Хрущев, Абразивное изнашивание, М.,"Наука", 1970.

73. Крагельский. Трение изнашивание и смазка, справочник, книга 2-, М., Машиностроение, 1979.

74. Герасимов В.В. Коррозия реакторных материалов. М., Атомиздат, 1980, С.253.

75. Ко P.L. Wear Of Zirconium Alloys Due To Fretting And Periodic Imactiny, Wear, 1979, V.55, p.369-384

76. Дроздов Ю.Н., Макаров B.B. Методика исследований процесса фреттинг-коррозии оболочек твэлов атомных энергетических реакторов. Вестник машиностроения №6, с.54-63 1993г.

77. В.В. Макаров. Фреттинг-коррозия тепловыделяющих элементов АЭС, Материалы 2 Всесоюзной конференции «Гидроупругость и долговечность энергетического оборудования», Каунас, 1990.

78. В.В. Макаров. Фреттинг-коррозия оболочек твэлов в дистанционирующих решетках TBC ВВЭР-1000, Вопросы атомной науки и техники, Серия Обеспечение безопасности АЭС, выпуск 1, Реакторные установки с ВВЭР, 2002, С.33-39

79. Yury DROZDOV, Sergey IVANOV, Yury DRAGUNOV, Victor MAKAROV. Experimental study of fuel rod fretting-corrosion in spacer grids of fuel assemblies for water cooled and water moderated reactors, AITS 2004 conference tribology, Rome 2004

80. Отчет О НИР. Методы и результаты исследования вибрации внут-рикорпусных устройств реактора ВВЭР-1000, заключительный 320-0-105, ФГУП ОКБ «Гидропресс», 1999.

81. Отчет О НИР. Анализ и обоснование критериев параметров (показателей назначения) для систем диагностики оборудования реакторной установки, (заключительный 446-О-ОЮ), ФГУП ОКБ «Гидропресс», 2000.

82. Ю.Н. Дроздов. Основные закономерности изнашивания, техническая справка, ИМАШ РАН, 2006г.

83. Ю.Н. Дроздов. Ключевые инварианты в расчетах интенсивности изнашивания при трении, Машиноведение, №2, 1980г.

84. Блевинс Р.Д. Фреттинг-износ трубок теплообменников, части 1,2. Эксперименты, модели. Энергетические машины, 1979, т. 101, М, с.156-165.

85. Schin I.S., Iendrzeijczyk I.A. and Wambsganss M.W. The Effect Of Tube Support Interactions On The Dynamics Responses Of Heat Exchanger Tubes. ANL-CT-77-5, 4-th SMIRT Conference, San-Francisco, CA, August 15-19, 1977.

86. Ко P.L. Wear Of Zirconium Alloys Due To Fretting And Periodic Imacting, Wear, 1979, V.55, p.369-384.

87. Ко P.L., Experimental Studies Of Tube Fretting In Steam Generators And Heat Exchangers. Journal Of Pressure Vessel Technology, May 1979, V.101, p.125-133

88. Ко P.L., Impact Fretting Of Heat ExchangerTubes, AECL-4653.

89. Ко P.L., Rogers R.J., Analytical And Experimental Studies Of Tube Support Interactions In Multi-span Heat Exchangers. Nuclear Engineering and Design. 1981, V.65, p.399-409

90. Ко P.L., Heat Exchanger Tube Fretting Wear. Review and Applications to Design. Third Keswick International Conference, Vibration in Nuclear Plant, 11-14 May 1982, Keswick, UK.

91. Hurries P.L., the Mechanism Of Fretting A Review, Wear, 1970, V.15,p. 389.

92. Rogers R.I., Pick R.I. Factors, Associated With Support Plate Forces Due To Heat Exchanger Tube Vibratory Contact. Nuclear Engineering and Design, 1977, V44, N2, p.247-253.

93. Отчет о НИР. Испытания узлов крепления твэлов в нижней решетке на вибрационную и малоцикловую прочность, заключительный 4640-032, ФГУП ОКБ ГП, ФГУП ОКБ «Гидропресс», Подольск , 2005.

94. Dr. Yury G. Dragunov, Dr. Yury N. Drozdov, Victor V. Makarov. THE EFFECT OF FRICTION FORCES ON THE OPERABILITY AND SERVICE LIFE OF FUEL ASSEMBLIES FOR PWR REACTORS, 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting, Kyoto, Japan Oct. 2-6, 2005.

95. Ю.Г. Драгунов, Ю.Н. Дроздов, B.B. Макаров. Влияние сил трения на работоспособность и ресурс тепловыделяющих сборок водо-водяных энергетических реакторов, Трение и износ, Том 27, №1,2006

96. Ю.Г. Драгунов, Ю.Н. Дроздов, В.В. Макаров. Ресурс и трение тепловыделяющих сборок водо-водяных энергетических реакторов, Вестник машиностроения, №5, 2006.

97. Драгунов Ю.Г., Дроздов Ю.Н., Макаров В.В. Влияние сил взаимодействия между твэлами и дистанционирующими решетками на работоспособность и ресурс ТВС ВВЭР, Атомная энергия, 2005, т.99, вып.6

98. Отчет О НИР. Результаты испытаний узлов крепления «твэл-нижняя решетка» на вибрационную и малоцикловую прочность, (заключительный 464-0-016), ФГУП ОКБ «Гидропресс», Подольск , 2002г.

99. Отчет о НИР. Парогенератор БРЕСТ-ОД-ЗОО, экспериментальные исследования виброизноса материалов пары «труба-дистанционирующая144решетка», заключительный 453-0-003, ФГУП ОКБ «Гидропресс», Подольск, 2002.

100. Отчет О НИР. Результаты термомеханических испытаний ТВС ВВЭР-1000 в нормальных условиях эксплуатации, заключительный, 320-Пр-368, МАЭ ОКБ «Гидропресс», Подольск, 2000.

Обратите внимание, представленные выше научные тексты размещены для ознакомления и получены посредством распознавания оригинальных текстов диссертаций (OCR). В связи с чем, в них могут содержаться ошибки, связанные с несовершенством алгоритмов распознавания. В PDF файлах диссертаций и авторефератов, которые мы доставляем, подобных ошибок нет.