Расчетное обоснование прочности и долговечности оборудования ВВЭР-1000

Расчетное обоснование прочности, надежности и долговечности оборудования и трубопроводов является ключевым этапом в обеспечении ядерной и радиационной безопасности атомных электростанций (АЭС). Проиллюстрируем сложившуюся практику численного обоснования на примере реакторной установки (РУ) с водой под давлением типа ВВЭР-1000.

В состав типовой РУ с ВВЭР-1000 входят следующие основные конструктивные узлы и технологические системы:

- Ядерный реактор, состоящий из корпуса, крышки, верхнего блока с приводами органов регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ), а также внутрикорпусных устройств (ВКУ) с активной зоной;

- Главный циркуляционный контур (ГЦК), состоящий из четырех независимых петлевых трактов, каждый из которых включает парогенератор (ПГ) и главный циркуляционный насос (ГЦН), соединенные между собой и с реактором главным циркуляционным трубопроводом Ду 850 (ГЦТ);

- Система компенсации давления, состоящая из компенсатора давления (КД), барботера, соединительных трубопроводов с ГЦТ, системы впрыска в КД, линий сброса в барботер и необходимой запорно-регулирующей арматуры;

- Система аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) — пассивная часть, включающая четыре независимых канала, каждый из которых содержит гидроемкость, трубопровод связи с реактором и быстродействующую арматуру;

- Опорные конструкции, включающие опоры различной конфигурации для корпусного оборудования и трубопроводов, специализированные устройства для восприятия и передачи усилий на строительные конструкции или рассеяния энергии динамических воздействий (гидроамортизаторы, демпферы вязкого трения), а также закладные детали.

Методология и нормативно-технологическая схема расчетов. Основу комплексной системы обеспечения прочности и долговечности элементов РУ с ВВЭР составляет утвержденная нормативная технологическая схема. Выполнение комплекса расчетно-аналитических работ по этой схеме обеспечивается современными сертифицированными компьютерными программами и программными комплексами тяжелого класса (чисельные методы МКЭ и МКО), которые постоянно совершенствуются по мере развития вычислительной техники, методов физического моделирования и нормативно-методической базы. Указанная технологическая схема полностью соответствует принятой нормативной процедуре расчетного обоснования оборудования АЭУ.

Рис. 1.5.6. Технологическая схема расчетного обоснования прочности и долговечности оборудования и трубопроводов РУ с ВВЭР

Сбор исходных данных и анализ эксплуатационных режимов. На первом этапе работ экспертами и расчетчиками детально изучаются технические задания, анализируются конструктивное исполнение узлов и элементов, сценарии протекания всех проектных режимов: нормальная эксплуатация (НУЭ), нарушение нормальной эксплуатации (ННУЭ) и проектные аварии (ПА). На этой стадии обобщаются результаты физических и теплогидравлических расчетов:

1. Данные по флюенсу нейтронов и радиационному распуханию материалов;
2. Пространственно-временные распределения энерговыделения;
3. Динамика изменения теплогидравлических параметров теплоносителя (давление, температура, расход) во всех проектных режимах;
4. Исходные данные по внешним динамическим воздействиям: поэтажные акселерограммы и спекторы отклика для проектного землетрясения (ПЗ), максимального расчетного землетрясения (МРЗ), аварийного падения самолета и воздействия внешней ударной волны.

Определение силовых и температурных нагрузок. Следующая стадия — определение силовых, гидравлических и температурных нагрузок для каждого элемента РУ во всех расчетных режимах. Под расчетным в данном контексте понимается либо любой из проектных режимов, для которого выполняется прямой расчет напряженно-деформированного состояния (НДС), либо специально назначаемый условный режим. Такой режим объединяет (в том числе по количеству циклов) несколько проектных режимов, для которых применительно к рассчитываемому узлу отличия по величине и скорости изменения параметров теплоносителя незначительны.

Особое значение на данной стадии имеют правильный выбор расчетных моделей, а также наличие вспомогательных (сервисных) программ. Они позволяют анализировать большие массивы информации и передавать выбранные данные для использования в других программных средствах, выполняющих расчеты НДС в определенные в результате анализа расчетные моменты времени.

Анализ напряженно-деформированного состояния и критерии прочности. Итогом этапа вычислений является определение пространственных полей напряжений и деформаций рассчитываемого узла. Эти данные подлежат специальной постпроцессорной обработке для формирования критериальных оценок прочности.

Статическая и циклическая прочность. Для проверки критериев статической прочности необходимо выполнить осреднение напряжений от механических нагрузок по сечению, выделить линейную составляющую, вычислить приведенные напряжения соответствующих категорий (общие и локальные мембранные, изгибные) и провести их сравнение с предельно допускаемыми значениями.

Для проверки циклической (усталостной) прочности используются значения напряжений суммарно от всех видов нагрузок с учетом возможной концентрации напряжений. При этом для каждого узла конструкции проверяются несколько наиболее критических («опасных») точек. В процессе эксплуатации РУ проектные режимы реализуются в определенной последовательности: переход из одного стационарного состояния в другой проходит через серию нестационарных процессов. Это служит основой для построения блочной диаграммы расчетных режимов, используемой при определении размахов приведенных напряжений, общего количества и параметров циклов нагружения. Вычисленная накопленная усталостная повреждаемость сравнивается с допускаемой величиной.

Сопротивление хрупкому разрушению и устойчивость. Для проверки выполнения условий сопротивления хрупкому разрушению (СХР) выполняются вычисления параметров механики разрушения (в основном используется коэффициент интенсивности напряжений KI), которые затем сравниваются с их критическими и допускаемыми значениями. Расчеты на СХР выполняются с обязательным учетом флюенса нейтронов и температурного старения, вызывающих изменение механических свойств материалов в процессе длительной эксплуатации.

Проверка элементов конструкции на устойчивость выполняется путем сравнения действующих сжимающих напряжений, внутренних/внешних усилий или наружного давления с допускаемыми значениями, вычисляемыми по нормативным формулам. В случае совместного действия наружного давления и осевой сжимающей силы проверяется выполнение комбинированного критерия устойчивости.

Вероятностный анализ безопасности и концепция «Течь перед разрушением». Вероятностные анализы разрушения (ВАБ) преследуют решение двух основных практических задач:

1. Доказательство выполнения нормативного требования ОПБ: вероятность разрушения корпуса реактора не должна превышать 10−7 на реактор в год. Выполнение данного критерия позволяет при анализе безопасности не рассматривать разрушение корпуса как исходное событие аварии.

2. Оценка надежности оборудования: полученные значения вероятностей течей разного масштаба используются в качестве исходных событий в вероятностном анализе безопасности РУ для оценки интегрального качества проекта.

В вероятностных расчетах используется статистический аппарат механики разрушения, включающий базы данных по дефектности металла, механическим свойствам сварных соединений и частоте реализации проектных режимов.

Применимость концепции ТПР (Leak-Before-Break). Проверка применимости концепции «Течь перед разрушением» (ТПР) проводится в соответствии с государственными руководствами и методиками. Главное требование — наличие полного обоснования прочности, учитывающего динамические воздействия (гидроудары, вибрация, температурная стратификация, термошоки). Применение концепции ТПР гарантирует, что развивающийся дефект приводит к обнаружаемой течи теплоносителя задолго до достижения критического размера трещины, что позволяет своевременно и безопасно остановить реактор и исключить катастрофический разрыв трубопровода.

Анализ запроектных аварий. Анализы возможных последствий тяжелых аварий выполняются за пределами стандартных норм и касаются запроектных аварий (ЗА). К ним относятся расчетные сценарии гипотетического обрыва шахты реактора, а также термомеханическое поведение корпуса реактора при взаимодействии с кориумом (расплавом активной зоны). Результаты этих исследований позволяют оптимизировать системные руководства по управлению запроектными авариями (РУЗА) и снизить риски радиационных последствий.

Сведения об авторах и источниках:

Авторы: Е. О. Адамов, Ю. Г. Драгунов, В. В. Орлов, Л. П. Абагян, В. Я. Абрамов и др.

Источник: Машиностроение ядерной техники

Данные публикации будут полезны студентам и специалистам в области ядерной физики и атомной энергетики, инженерам-конструкторам и технологам промышленных предприятий, а также всем, кто интересуется устройством ядерных реакторов и современными ядерными технологиями.