Визначення температурного запасу крихкого руйнування елементів корпуса реактора з дефектом під час аварійного режиму
DOI:
https://doi.org/10.20535/2305-9001.2015.75.51826Ключові слова:
крихка міцність, корпус реактора, патрубок ДУ-850, аварійний режим ВВЕР-1000, коефіцієнт інтенсивності напруженьАнотація
В Україні діють 4 атомних електростанції з 15 енергоблоками, причому проектний строк експлуатації (30 років) багатьох з яких завершується. Розрахунок на крихку міцність являється одним із ключових моментів обґрунтування цілісності корпусу реактора при продовженні його ресурсу. На даний момент в Україні діють 4 різні нормативні методики, які дозволять проводити уточнюючі розрахунки щодо продовження ресурсу корпусів реакторів в понад проектний період. Крім того, наглядовий орган вимагає узгодження позицій з вимогами відповідних документів МАГАТЕ. Проте ці документи не тільки протирічять між собою, але в жодному з них немає детальної інформації і системи тестів для обґрунтування правильності застосування прийнятих розрахункових схем, геометричних моделей і підмоделей, густини сітки, вибору типу скінченних елементів. Значну проблему становить відсутність конкретних рекомендацій щодо застосування сучасних програмних кодів для обчислення КІН в часі при наявності пружно-пластичного деформування, в тому числі при наявності залишкових напружень. Все це приводить до суб’єктивності при оцінці коректності виконаних розрахунків, матеріальних втрат, формулюванні необґрунтованих вимог, затягуванні експертизи і появи різних підходів, що претендують на універсальність. В даній роботі розглядається методика розрахунку корпуса реактора ВВЕР-1000 на крихку міцність. За допомогою сучасного програмного коду моделюється реальний аварійний експлуатаційний режим і визичається температурний запас крихкого руйнування.Посилання
PNAE G-7-002-86. Standarts of strength calculation for equipment and pipelines of nuclear power plants. Moscow: Energoatomizdat, 1989. 524 pages.
Wilson, W.K. and Osias, J.R.: "A comparison of finite element solutions for an elasticplastic crack problem", Int. J. Fracture 14 (1978), R95.
LARSSON, L.H.: "A calculational round robin in elastic-plastic fracture mechanics". Int. J.Press. Vess. and Piping 11 (1983), 207.
W. Brocks and I. Schneider. Numerical aspects of the path-dependence of the J-integral in incremental plasticity. Internal report GKSS/WMS/01/08, GKSSForschungszentrum, Geesthacht, 2001.
IAEA-EBP-WWER-08/Rev. 1. International atomic energy agency, Guidelines on pressurized thermal shock analysis for WWER nuclear power plants. Revision 1, IAEA, Vienna, 2006.
ABAQUS version 6.14 User’s manual. RI: Hibbitt, Karlsson & Sorencen Inc.2014.
Unified Procedure for Lifetime Assessment of Components and Piping in WWER NPPs, «VERLIFE» Version 2008, 275 р.
M.M. Koloskov, E.T. Dolbenko, Y. Kashira. Database of steels and alloys, ed. AS Zubchenko. Moscow: Mechanical Engineering, 2001, 672 .
J CALCULATION FOR A CRACK IN A WELDING RESIDUAL STRESSFIELD FOLLOWING A FE WELDING SIMULATION Yuebao Lei SMIRT 23 Manchester, United Kingdom - August 10-14, Division II, Paper ID 213
Tsybenko A.S., Kuranov B.A., Chepurnoj A.D., Shaposhnikov A.A., Krishchuk N.G., Malashkin G.YU. Termonapryazhennoe sostoyanie sosudov vysokogo davleniya pri zaholazhivanii i nadduve. Soobshchenie 2. Zaholazhivanie sosuda zhidkim hladagentom. Кyiv: Problemy prochnosti, 1987, No 8. p.75-80
##submission.downloads##
Опубліковано
Номер
Розділ
Ліцензія
Автори залишають за собою право на авторство своєї роботи та передають журналу право першої публікації цієї роботи на умовах ліцензії Creative Commons Attribution License, яка дозволяє іншим особам вільно розповсюджувати опубліковану роботу з обов'язковим посиланням на авторів оригінальної роботи та першу публікацію роботи у цьому журналі.
