Реакторов мощностью

Полученные зависшоети имеют линейный характер. Поскольку в течение каждого цикла периодического процесса коксования кор-ровия развивается индивидуально, потери мессы за каждый цикл суммировались. Число циклов коксования в году составляет 160...180, О учётом скоростей коррозии исследуемых отелей- ори коксовании сернистых: гудронов определена возможность рационального аппаратурного оформления реакторов коксования.

69. Бакиев А.В., Кузеев И.Р. и др. Оценка остаточного ресурса деформированных биметаллических реакторов коксования. - Уфа: УНИ, 1990. - 116 с.

56. Оценка остаточного ресурса деформированных биметаллических реакторов коксования: Учебное пособие / А.В. Бакиев, И.Р. Кузеев, В.Н. Мухин, Ю.Н. Самохин.- Уфа: Изд. Уфим. нефт. ин-та, 1990.- 116с.

Полученные закономерности адгезия и диффузии в совокупности с ранее известными данными металлографических исследований и послойного химического анализа металлов реакторов коксования и печных труб [43,24] позволяют уточнить механизм науглероживания металлов. Анализ

Для нефтехимического оборудования имеется лишь "Положение ..." [6] , определяющее общий порядок оценки ресурса длительное время эксплуатирующегося оборудования Министерства химической и нефтеперерабатывающей промышленности СССР и "Методические основы ..." [?] , определяющие методику оценки ресурса остаточной, работоспособности корпусов реакторов коксования установок замедленного коксования нефтеперерабатывающих производств.

"Работы по индивидуальному прогнозированию ресурса нефтехимического оборудования систематически выполняются [3,7,19]. Наиболее полно в настоящее время рассмотрена проблема оценки остаточного ресурса змеевиков трубчатых печей установок каталитического риформвдга из стали I5X5M и реакторов коксования установок замедленного коксования (УЗК) нефтеперерабатывающих производств.

Изготавливаются реакторы из биметалла сталь I5K (1бГС,20К)+ +сталь 08X13, стали I2XI8HIOT. Сложные условия эксплуатации реакторов коксования ведут к деформированию их корпусов с образо-

Оценка ресурса остаточной работоспособности деформированных реакторов коксования потребовала решения ряда задач:

Все указанные задачи были решены и результатом их обобщения явился методический документ [?]. Результатом работы на отдельных ее этапах было разрешение эксплуатации ряда деформированных корпусов реакторов коксования УЗК, отработавших нормативный ресурс на пятилетний срок. Длительная безаварийная их эксплуатация, а в ряде случаев повторное продление срока эксплуатации подтвердили правильность сделанных выводов и методов, на основе которых они были сделаны. Вопрос о необходимости замены деформированных реакторов коксования УЗК был полностью снят. .

Образование гофра на корпусах нефтехимического оборудования происходит довольно редко за исключением корпусов реакторов коксования УЗК, где образование гофр носит массовый характер [36]. Б связи с этим рассмотрим причины образования гофр на корпусах реакторов УЗК,

на корпусе реактора коксования. Исследования позволили рассмотреть детально весь процесс образования гофра и сделать вывод - образование гофра на корпусах реактора коксования УЗК связано с потерей устойчивости оболочки корпуса под действием температурно-силовых условий нагружения корпуса в процессе эксплуатации. Имеет место поперечно-продольный изгиб оболочки корпуса яо схеме (рис.8) и формоизменение гофра завершается образованием "складки". Фант изгиба оболочки корпуса реактора коксования подтвержается с данными технических обследований реакторов коксования.

и др. Программный комплекс для ЭВМ СМ до расчету остаточного- ресурса работоспособности деформированных корпусов реакторов коксования. - Волгоград: Межотраслевой ЩТИ, 1989. - 4 с. (Инфор,листок * 23-89.)

Укрупнение энергоблоков на АЭС дает еще больший экономический эффект, чем для ТЭС и ГЭС. Это объясняется спецификой структуры капиталовложений в АЭС и отсутствием «собственных нужд», а также некоторым уменьшением удельного расхода урана на первую загрузку реактора. По зарубежным данным, повышение электрической мощности корпусных ВВЭР с 500 до 1000 МВт дает снижение удельных капиталовложений на 20— 30%. Не меньшие выгоды ожидаются от повышения мощности канальных графито-водяных реакторов. В СССР в период 1965— 1975 гг. осуществился переход от реакторов мощностью 350— 400 МВт к реакторам мощностью 1000 МВт [29].

В сфере фундаментальных исследований они отмечены высоким уровнем теоретических работ, расширением и совершенствованием крупной экспериментальной базы (от первого физического реактора мощностью в несколько десятков ватт до исследовательских реакторов мощностью 50—100 тыс. кет, в том числе с нейтронным потоком 3-Ю16 нейтр/см2-сек, и от первого ускорителя заряженных частиц на энергию 6 Мэв до крупнейшего в мире ускорителя на энергию 70 Гэв), развитием физики реакторов на быстрых нейтронах, синтезированием новых искусственных элементов и изучением их свойств, осуществлением энергетических установок с прямым преобразованием ядерной энергии в электрическую, введением в исследовательскую практику мощных термоядерных установок и т. д.

Первый промышленный ядерный энергетический реактор начал действовать в Шиппинг-порте (штат Пенсильвания) 2 декабря 1957 г. В последующем до 1979 г. было построено много реакторов — в среднем примерно по 3 реактора в год. Разрешения на строительство и эксплуатацию ядерных реакторов выдавала АЕС. То, что АЕС приходилось одновременно проводить исследования и выдавать разрешения, явилось причиной внутренних конфликтов, которые до определенного времени оставались незамеченными. С появлением в середине 60-х годов крупных энергетических реакторов мощностью 1100 МВт (эл.) общественное недовольство по поводу ядерной энергетики, которое раньше было смутным и неорганизованным, выкристаллизовалось и стало гласным. В начале 70-хо годов в АЕС были проведены некоторые организационные изменения, но ко времени введения ОПЕК эмбарго на нефть (осень 1973 г.) стало ясно, что требуется более серьезное «хирургическое вмешательство».

В десятой пятилетке должен быть сделан необходимый научный задел для решения вопросов дальнейшего развития атомной энергетики. Ведутся исследования и конструирование канальных водографитовых кипящих реакторов мощностью до 2400 МВт на давление пара 65 кгс/см2 и температуру перегрева

В энергетическом машиностроении обеспечить значительное наращивание производства оборудования для атомных, гидро- и тепловых электростанций, в том числе атомных реакторов мощностью 1—1,5 млн. киловатт и энергоблоков мощностью 500—800 тыс. киловатт для тепловых электростанций, работающих на низкосортных углях. Изготовить и поставить первые атомные реакторы для теплоснабжения крупных городов. Значительно увеличить производство турбогенераторов мощностью 1—1,5 млн. киловатт, комплексов электрооборудования на напряжение 1150 киловольт переменного тока и 1500 киловольт постоянного тока

В СССР в связи с особенностями технологических процессов изготовления и транспортировки (железнодорожным транспортом) корпусов ВВЭР в качестве исходной были приняты низколегированные теплостойкие стали — хромомолибденованадиевые (для реакторов мощностью 210—365 МВт) и никель-хромомолибденовые (для реакторов, мощностью 440, 1000 МВт) стали [1, 9, 23, 31] типов 12Х2МФА, 15Х1М1Ф, 15Х2МФА, 15Х2НМФА. В качестве основной для первых реакторов ВВЭР-440 была принята сталь 15Х2МФ, а для реакторов ВВЭР-1000 - 15Х2НМФА. Указанные выше композиции сталей и режимы их термической обработки позволили получить повышенные механические свойства при эксплуатационных температурах, низкую склонность к деформационному старению, пониженную чувствительность к радиационным повреждениям, хорошую свариваемость как с применением предварительного подогрева, так и без него, а также однородность свойств по толщине проката и поковок.

В настоящее время во Франции, Англии, ФРГ и США разработаны проекты коммерческих быстрых реакторов мощностью 1200—1500МВт [1.7] (табл. 2).

В ФРГ разработки газоохлаждаемых бридеров на гелии с целью определения их перспективности и экономических показателей ведутся в ядерных центрах Карлсруэ и Юлихе. Результаты этих исследований изложены в работе [1.17]. Основные характеристики разрабатываемых в ФРГ газоохлаждаемых быстрых реакторов мощностью 1000 МВт и их сравнение с натриевым и паровым вариантами приведены в табл. 1.3.

Основные характеристики западногерманских газоохлаждаемых быстрых реакторов мощностью Ч000 МВт и их сравнение с бридерами на натрии и паровом охлаждении

Для реакторов мощностью 1000 МВт и выше представляется перспективной и полуинтегральная компоновка, объединяющая достоинства интегральной и петлевой компоновок (все реакторное оборудование расположено в двух смежных отсеках корпуса). В одном отсеке расположен реактор с аварийной защитой, в другом — все остальное оборудование. Отсеки соединены только трубопроводами [130].

Французкие реакторы с жидкометаллическим охлаждением «Рапсодия» и «Феникс» также отражают тенденцию перехода от петлевой компоновки («Рапсодия») к баковой («Феникс»). Реактор «Феникс» рассматривается как прототип энергетических реакторов мощностью 1000 МВт и выше, проектные характеристики которых приведены в табл. 24, где дана также характеристика реактора мощностью 300 МВт, разрабатываемого в ФРГ [112].

22000 мм, высота 10000 - 22000 мм. Для реакторов мощностью 350-600 МВт на быстрых нейронах с жидкометаллическим теплоносителем определение несущей способности производится по критериям циклической и длительной циклической прочности в силу более высоких эксплуатационных температур t (400-600 °С). Толщины S стенок корпуса реактора при этом составляют от 20 до 60 мм при диаметрах от 3100 до 8000 мм и высоте от 4200 до 12000 мм, что связано с относительно невысоким давлением теплоносителя (0,1-1,2 МПа). Обоснование прочности кипящих реакторов канального типа РБМК с числом каналов от 200 до 1700 мощностью от 50 до 1500 МВт, работающих при температурах ? от 200 до 500°С и давлениях от 6 до 12 МПа, осуществляется по характеристикам сопротивления циклическому и длительному статическому (для циркониевых сплавов) разрушению.