Конструктивные формы и методы расчета ядерных реакторов

  • 1 0
  • (Rated 5 Stars)
  •  11-2-2018
  •  109

ПРОДАДЕНА

Автор:Н. П. Мельников
Издателство:Энергоатомиздат
Страници:556
Корици:Твърди
Година:1985
Броя:1
ISBN: Тегло (гр.): 830 Формат: 180/245/37 Състояние: Мн. добро
Конструктивные формы и методы расчета ядерных реакторов. Н. П. Мельников

ОГЛАВЛЕНИЕ
Предисловие

Глава 1. Основнне предпоснлки создания конструктивних форм ядерннх реакторов ......... ..........

1.1. Классификация ядерннх реакторов..........

1.2. Основнне направления развития конструктивних форм ядерннх реакторов

1.3. Основнне инженернне проблеми в реакторостроении......18

Список литератури........... 25

Глава 2. Теория формообразования конструктивних форм ядерних реакторов 2

2.1. Физические основи реактора............2-

2.2. Критерии внбора конструктивних форм ядерннх реакторов ....

2.2.1. Оптимальнне размери корпусов ядерннх реакторов . . . . 32

2.2.2. Определение массн корпусов водо-графитовнх реакторов . . . 34

2.2.3. Изменение массн водо-водяннх реакторов.......45

2.2.4. Общие вопросн зкономики...........52

2.3. Новне идеи и возможности создания конструктивннх форм ядерннх реакторов..................62

Список литератури................63

Глава 3. Развитие конструктивннх форм канальних водо-графитовнх реакторов 63

3.1. Основнне фактори, определяющие конструктивную форму .... 63

3.2. Уран-графитовне канальнне реактори..........66

3.3. Развитие конструктивних форм канальних уран-графитовнх реакторов 69

3.4. Натрий-графитовне реактори............94

3.5. Графитовне и тяжеловоднне реактори с органическим теплоносителем

3.6. D20—D20-peaKTOpu.............  . 101

3.7. Тяжеловоднне реактори с газовим и жидкометаллическим теплоноси-телями  .......  109

3.8. Реактори на бистрих нейтронах............111

Список литератури................138

Глава 4. Развитие конструктивннх форм корпусннх реакторов .... 139

4.1. Основнне фактори, определяющие конструктивную форму . . . . 139

4.2. Газо-графиторне реактори.............141

4.3. Водо-водяние реактори под давлением (ВВРД).......164

4.4. Кипящие водо-водяние реактори (ВВРК).........182

4.5. Тяжеловоднне реактори..............192

4.6. Органо-органические реактори............198

4.7. Гомогеннме реактори........ 200

Список литератури................206

Глава 5. Материали стальних конструкции корпусов ядерннх реакторов и вопросн их сварки................207

5.1. Общие требования к материалу конструкций ядерннх реакторов . . 207

5.2. Хрупкое разрушение стальних конструкций ядерних реакторов . . . 210

5.3. Влияние нейтронного облучения на охрупчивание сталей......220

5.4. Малоуглеродистне стали . . .    228

5.5. Низколегированная конструкционная сталь........244

5.6. Аустенитнне нержавеющие стали...........256

Список литератури................268

Глава 6. Методика расчета конструкций ядерних реакторов
6.1. Методика расчета по предельному состоянию .

6.2. Применение статистических методов расчета . Список литератури . . . ......
Глава 7. Методи расчета стальних конструкции канальних реакторов

7.1. Исследования действительной работи вертикальних стенок корпусов

7.2. Расчет опорних систем, воспринимающих нагрузру активной зони .

7.2.1. Методика расчета системи перекрестних балок, опираюгцихся на прямоугольньш контур . .

7.2.2. Методика расчета системи перекрестних балок, опирающихся на кольцевой контур ........... •

7.3. Определение несущей способности балок опорних конструкций реактор-них решеток и перекритий корпусов, ослабленних отверстиями большо-го диаметра..............

7.3.1. Теоретическое определение концентрации напряжений около от-верстий .................

7.3.2. Концентрация ,напряжений около отверстия, усиленного кольцом

7.3.3. Концентрация напряжения около отверстия при изгибе пластини

7.3.4. Зкспериментальная проверка напряженного состояния и несущей способности балок с перфорированними горизонтальними листами

7.4. Расчет технологических каналов на динамическое воздействие ударной волни в случае разрива одного из каналов ........

Глава 8. Методи расчета стальних конструкций реакторов корпусного типа

8.1. Метод расчета толстостенннх цилиндрических корпусов ядерних реакторов, подвергающихся високому внутреннему давлению

8.1.1. Расчет на внутреннее давление в упругой стадии работи .

8.1.2. Определение предельного давления в толстостенном цилиндриче-ском корпусе в упруго-пластической стадии работи ....

8.1.3. Определение предельного разрушаклцего давления в толстостен-них цилиндрических корпусах по работам зарубежних авторов

8.1.4. Определение напряжений краевого зффекта.....

8.2. Метод расчета сферических корпусов ядерних реакторов

8.2.1. Расчет однослойних сферических корпусов ядерних реакторов

8.2.2. Расчет двуслойних сферических корпусов ядерних реакторов .

8.2.3. Определение концентрации напряжений в зоне патрубков сфери ческих корпусов ядерних реакторов . . .„ . . . . , .

8.3. Определение термических напряжений в конструкциях ядерних реакторо

8.3.1. Общие уравнения теплопроводности . . . . - .

8.3.2 Термические напряжения в толстостенном цилиндрическом корпу се и технологических каналах.........

8.3.3. Температурние напряжения в сферическом корпусе . . .

8.4. Решение термоупругой задачи для толстостенннх цилиндрических ко] пусов и технологических каналов с учетом изменения упругих харак теристик ..............

8.5. Особенности расчета на термическую усталость и ползучесть корпусо ядерних реакторов..........,

8.5.1. Термическая усталость...........

8.5.2. Тепловой удар.......• . ........

8.5.3. Термическая ползучесть...........

8.6. Теория механизма разрушений...........

Глава 9. Теоретическое и зкспериментальное определение сварочних н темпе ратурннх напряжений и деформации в канале и корпусе реактора .

9.1. Теоретическое определение напряженного и деформированного состоянш

9.1.1. Метод решения задачи...........

9.1.2. Граница трубн с пластическим кольцом . . . . . . .

9.1.3. Пластическое кольцо . ...........

9.2. Определение температурних напряжений в тонкостенном цилиндриче ском корпусе ядерного реактора.........

9.3. Зкспериментальное определение деформаций и напряжений .

9.4. Виводи.................
Глава 10. Теоретическое и зкспериментальное исследование напряженного со-

стояния перфорированньгх плит корпусов реакторов.......513

10.1. Численно-аналитический метод решения задачи.......516

10.2. Решение задачи методом конечного злемента . ...... 528

10.2.1. Чистнй изгиб толстой плитм, иерфорированной по квадратной решетке ■................528

10.2.2. Чистнй сдвиг толстой плитн, перфорированной по квадратной решетке.........  ...... 530

10.3. Применение метода строительной механики ........ 536

Список литератури............ „*■ . . 546

Глава 11. Безопасность работи ядернмх паропроизводящих установок АЗС 547

11.1. Надежность ядерних реакторов...........547

11.2. Вероятностннй метод анализа безопасности АЗС......550

11.3. Безопасность работи реакторов отерественннх АЗС......552

11.3.1. АЗС с реакторами типа РБМК  .....552

11.3.2. АЗС с реакторами типа ВВЗР-1000 ........ 553

11.3.3. АЗС с реакторами на бистрих нейтронах......554

Список литератури . .     . . . . . 557

Глава 10. Теоретическое и зкспериментальное исследование напряженного со-

стояния перфорированньгх плит корпусов реакторов.......513

10.1. Численно-аналитический метод решения задачи.......516

10.2. Решение задачи методом конечного злемента . ...... 528

10.2.1. Чистнй изгиб толстой плитм, иерфорированной по квадратной решетке................528

10.2.2. Чистнй сдвиг толстой плитн, перфорированной по квадратной решетке......... ...... 530

10.3. Применение метода строительной механики ........ 536

Список литератури............546

Глава 11. Безопасность работи ядернмх паропроизводящих установок АЗС 547

11.1. Надежность ядерних реакторов...........547

11.2. Вероятностннй метод анализа безопасности АЗС......550

11.3. Безопасность работи реакторов отерественннх АЗС......552

11.3.1. АЗС с реакторами типа РБМК  .....552

11.3.2. АЗС с реакторами типа ВВЗР-1000 ........ 553

11.3.3. АЗС с реакторами на бистрих нейтронах......554

Список литератури . .     . . . . . 557


Редактор Я. А. Носова Художественньш редактор Б. Н. Ту мин Технический редактор Я. Я. Собакина Корректор Г. А. Полонская ИБ № 457
Сдано в набор 16.08.84 Подписано в печать 04.12.8-4 Т-23064

Формат 70ХЮ01 /15 Бумага типографская № 3 Гарнитура литературна я Печать вьгсокая Усл. печ. л. 45,5 Усл. кр.-отт. 45,5 Уч.-изд. л. 49,09
Знергоатомиздат, 113114, Москва, М-114, Шлюзовая наб., 10

Московское производственное Ъбъединение «Первая Образцовая типография» Союзполиграфпрома при Государственном комитете СССР по делам издательств, полиграфии и книжной торговли. 113054 Москва, Валовая, 28.

НИКОЛАЙ ПРОКОФЬБВИЧ МЕЛЬНИКОВ

КОНСТРУКТИВННЕ ФОРМЬ И МЕТОД РАСЧЕТА ЯДЕРНМХ РЕАКТОРОВ

Редактор Я. А. Носова Художественньш редактор Б. Н. Ту мин Технический редактор Я. Я. Собакина Корректор Г. А. Полонская ИБ № 457
Сдано в набор 16.08.84 Подписано в печать 04.12.8-4 Т-23064

Формат 70ХЮ01 /15 Бумага типографская № 3 Гарнитура литературна я Печать вьгсокая Усл. печ. л. 45,5 Усл. кр.-отт. 45,5 Уч.-изд. л. 49,09
Знергоатомиздат, 113114, Москва, М-114, Шлюзовая наб., 10

Московское производственное Объединение «Первая Образцовая типография» Союзполиграфпрома при Государственном комитете СССР по делам издательств, полиграфии и книжной торговли. 113054 Москва, Валовая, 28.


Категория › Руски език

Все още няма коментари...

Info! За съжаление само регистрираните потребители могат да публикуват коментари.Моля, влезте или се регистрирайте.