Методы расчетного обоснования прочности и динамика конструкций реакторных установок для АЭС с ВВЭР

Размещено на http://www.allbest.ru/

На правах рукописи

Методы расчетного обоснования прочности и динамика конструкций реакторных установок для АЭС с ВВЭР

05.14.03 - ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

01.02.06 - динамика, прочность машин, приборов и аппаратуры

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

Шарый Николай Васильевич

Подольск 2008

Работа выполнена в Федеральном Государственном Унитарном Предприятии Опытном Конструкторском Бюро «Гидропресс» (ФГУП ОКБ «Гидропресс»)

Официальные оппоненты:

Доктор технических наук, профессор Тутнов Александр Александрович

Доктор технических наук Попов Александр Александрович

Доктор технических наук Синицын Евгений Николаевич

Ведущая организация - Институт Машиноведения им. акад. А.А. Благонравова Российской академии наук (ИМАШ РАН)

Защита состоится "15" октября 2008 г. в 11 часов на заседании диссертационного совета Д 418.001.01 ФГУП ОКБ «Гидропресс» по адресу: 142103, г. Подольск Московской обл., ул. Орджоникидзе, 21.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ФГУП ОКБ «Гидропресс»

Автореферат разослан "10" сентября 2008 г.

Ваш отзыв на автореферат диссертации в двух экземплярах, заверенный и скрепленный гербовой печатью организации, прошу направить по адресу ФГУП ОКБ «Гидропресс»

И.о. ученого секретаря диссертационного совета, доктор технических наук В.М. Махин

реакторный прочность эксплуатация

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы. В связи с планируемым существенным увеличением количества вводимых АЭС одним из главных вопросов становится обеспечение безопасности. Его решение применительно к АЭС с ВВЭР во многом определяется прочностью реакторной установки (РУ), содержащей три последовательных физических барьера на пути распространения радиоактивных веществ и излучений, а также основные системы безопасности. Прочность - одно из главных свойств любой конструкции, обеспечивающее ее нормальное функционирование и безопасность путем сохранения целостности, устойчивости и формы. От глубины и качества решения задачи обеспечения прочности оборудования и трубопроводов РУ напрямую зависят безопасность и надежность эксплуатации АЭС. Диссертационная работа посвящена решению важной и актуальной научно-технической проблемы - разработке и внедрению методов расчетного обоснования прочности, исследованию конструкций РУ ВВЭР в условиях действия эксплуатационных и аварийных нагрузок, а также нагрузок сейсмического типа, возникающих при землетрясениях, возможных внешних ударных волнах (ВУВ) и ударе самолета (УС) по защитной оболочке АЭС, т.е. обеспечению прочности РУ для АЭС с ВВЭР. Соответственно определяется и объект исследований - системы, оборудование и трубопроводы, входящие в состав РУ.

Цель диссертационной работы. Целью диссертационной работы является решение ряда возникших из практической необходимости актуальных и сложных проблем расчетного обоснования прочности, выходящих за нормативные рамки и потребовавших разработки и внедрения в инженерную практику специальных методов и программных средств, а также исследование созданной системы обоснования прочности РУ ВВЭР, демонстрация достигнутого уровня, поиск направлений дальнейшего ее совершенствования.

Научная новизна работы.

1. Проанализированы место и роль прочности РУ в обеспечении безопасности АЭС. Раскрыта суть комплексного подхода при обосновании прочности, являющегося основой сложившейся системы и выражающегося в выполнении анализов прочности на многокритериальной основе, отражающей требования действующих норм и правил, с применением расчетных и экспериментальных методов, современных аттестованных в надзорном органе программных средств.

2. Исследованы современное состояние расчетного обоснования прочности РУ ВВЭР, выполняемого в соответствии с действующими нормативными документами, и роль расчетных методов в анализе и преодолении проблем, возникающих при эксплуатации РУ.

3. Разработаны и внедрены методики, необходимое программное обеспечение, критерии приемлемости результатов для ряда задач, решение которых выходит за рамки нормативных требований.

4. Исследованы динамические нагрузки, действующие на элементы РУ при нормальной эксплуатации (НЭ), при возможном возникновении нарушений и аварий, а также при экстремальных внешних динамических воздействиях на АЭС (землетрясение, УС, ВУВ).

5. Разработаны, реализованы в виде программных средств и применены для обоснования различных проектов РУ ВВЭР методы расчетов: динамических характеристик теплоносителя в системе охлаждения реактора; динамических характеристик конструкций, взаимодействующих с жидкостью; динамического отклика РУ на воздействия аварийных нагрузок, а также нагрузок сейсмического типа; движения трубопроводов, обусловленного гидродинамическими усилиями высокой интенсивности при их постулированных разрывах.

6. Выполнены расчетно-экспериментальные исследования, позволившие: обосновывать вибропрочность РУ для числа циклов изменения вибронапряжений на несколько порядков превышающих базовое число циклов при стандартных испытаниях материалов на выносливость; обосновывать сейсмостойкость приводов системы управления и защиты (СУЗ) ВВЭР-1000; верифицировать программные средства и расчетные модели для выполнения динамических расчетов РУ.

Практическая ценность. Анализ показал, что в результате практической деятельности по разработке и внедрению в атомную энергетику РУ ВВЭР в ОКБ «Гидропресс» сформировалась система комплексного обоснования прочности, доказавшая свою эффективность многолетней безопасной работой большого числа блоков АЭС как в нашей стране, так и за рубежом. Эта система будет и в дальнейшем определять высокое качество выполнения работ, обеспечивать преемственность опыта предшествующих поколений по обоснованию прочности, надежности и безопасности как действующих АЭС, так и находящихся в разработке или строительстве, т.е. в сфере ответственности современного поколения конструкторов и расчетчиков.

Полученные в работе результаты в виде разработанных методик, верифицированных и аттестованных в надзорном органе программ, внедрены в ОКБ «Гидропресс», уже использовались и могут продолжать использоваться для выполнения в составе проектов расчетов, обосновывающих прочность, сейсмостойкость, надежность и безопасность оборудования и трубопроводов РУ ВВЭР, а также при возникновении необходимости выполнения подобных расчетов на всех других этапах жизненного цикла АЭС.

Результаты исследований и решения проблем расчетного обоснования, изложенные в диссертации, могут применяться при совершенствовании действующих и разработке новых норм и правил для объектов использования атомной энергии.

Основные положения, выносимые на защиту. Автором диссертации представлено описание подходов к обоснованию прочности РУ для АЭС с ВВЭР с исследованием опыта выполнения соответствующих работ. Изложены методы анализа и обоснования стойкости оборудования и трубопроводов к динамическим воздействиям различного типа, представлены разработанные вычислительные коды. Приведены решения задач, связанных с необходимостью учета многофакторного влияния облучения на внутрикорпусные устройства (ВКУ) реактора, а также влияния конструктивных особенностей и эксплуатационных факторов на необратимое деформирование тепловыделяющих сборок (ТВС) активной зоны ВВЭР-1000. На защиту выносятся следующие положения:

- система комплексного обоснования прочности РУ для АЭС с ВВЭР, анализ сложившейся практики и опыта использования;

- методы, критерии и результаты исследований по таким проблемам расчетного обоснования как учет влияния облучения на прочность ВКУ реактора и формоизменение ТВС активной зоны;

- метод обоснования вибропрочности РУ и результаты его применения;

- результаты анализа динамических эксплуатационных и аварийных нагрузок на РУ, а также нагрузок сейсмического типа от внешних динамических воздействий на АЭС;

- методика и результаты расчетного анализа динамических характеристик теплоносителя в системе охлаждения реактора;

- методы, программное обеспечение и результаты расчета динамических характеристик и отклика ВКУ реактора, взаимодействующих с жидкостью, на действие аварийных нагрузок;

- методика расчета движения трубопроводов под действием гидродинамических сил, возникающих при их постулированных разрывах;

- результаты расчетно-экспериментальных исследований (программно-методические разработки, верификация, моделирование, экспериментальное обоснование натурных изделий), позволившие обосновать и обеспечить надлежащую сейсмозащиту РУ ВВЭР.

Достоверность и обоснованность полученных результатов. При разработке расчетных методик и моделей, вычислительных программ, физических моделей использовались основополагающие гипотезы и методы теоретической механики, механики деформируемого твердого тела, гидромеханики, теории колебаний, широко известные численные методы. Верификация программ и расчетных моделей выполнялась путем сопоставления с результатами, полученными по другим программам, а также сравнением результатов расчета и эксперимента. Достоверность разработанных методик и программ подтверждена также процедурой аттестации в надзорном органе.

Личный вклад автора. Автором в результате более чем 35-летней работы в специализированном подразделении, выполняющим расчетное обоснование прочности в составе проектов РУ, внесен существенный вклад в становление и развитие системы комплексного обоснования прочности РУ ВВЭР. В особенности это относится к таким аспектам обоснования прочности как динамика конструкций, взаимодействующих с жидкостью, расчеты на сейсмические воздействия, обоснование вибропрочности, решение ряда других возникавших актуальных проблем расчетного обоснования, являющихся, по существу, научными исследованиями. Автор диссертации лично разрабатывал и принимал участие в постановке научных задач, включая экспериментальные и расчетно-экспериментальные исследования на стендах и непосредственно на АЭС, в разработке расчетных методик и программного обеспечения, руководил выполнением работ.

Реализация результатов. Главной особенностью диссертационной работы является то, что она выполнена по уже внедренным в практику обоснования прочности систем, оборудования и трубопроводов РУ результатам в виде методик, программных средств, расчетных моделей, критериев и рекомендаций. Практически все РУ действующих АЭС с ВВЭР обоснованы с применением результатов настоящей работы и успешно функционируют. Сформированная система комплексного обоснования прочности и накопленный опыт ее применения позволяют сегодня успешно разрабатывать проекты новых РУ, для которых характерны более высокие мощности, увеличенные сроки службы и повышенная безопасность.

Апробация работы. Сами разработки и результаты их использования многократно апробированы экспертизами большого числа проектов РУ ВВЭР на предприятиях отрасли, в надзорном органе и защитой проектов перед зарубежными заказчиками, обсуждены на различных конференциях, семинарах и опубликованы. Результаты работы докладывались и обсуждались на: 1-й Всесоюзной конференции: «Опыт проектирования и эксплуатации АЭС», Кольская АЭС, Полярные Зори, 1974 г.; советско-канадском семинаре: «Исследование вибраций узлов ядерных энергетических установок (устройства внутри реактора и парогенератора)», Москва 9 - 12.09 1975 г., ИАЭ им. И.В.Курчатова; франко-советском семинаре: «Безопасность АЭС с реакторами типа ВВЭР», Париж, 10 - 17.01 1979 г.; японо-советском семинаре: «Расчетное и экспериментальное исследование сейсмостойкости, вибростойкости и безопасности реакторных установок», Токио, сентябрь, 1980 г.; советско-индийском семинаре: «Расчетное и экспериментальное проектирование сейсмостойкого оборудования реакторной установки; нормативные требования при проектировании АЭС», Москва, 16 - 23.11 1981 г.; совещании МАГАТЭ: «Учет землетрясений и сейсмостойкости в проектировании АЭС», Москва, 24 - 28.03 1986 г.; координационном совещании: «Проблемы прочности и сейсмостойкости энергетического оборудования», г. Фрунзе, 1 - 7.09 1989 г.; японо-советском семинаре: «Опыт проектирования реакторных установок типа ВВЭР, включая вопросы обоснования сейсмостойкости», Токио, 25.01 - 01.02 1990 г.; 5-й Межотраслевой конференции по реакторному материаловедению, г. Димитровград, 8 - 12.09 1997 г.; 1-й Российской конференции: «Методы и программное обеспечение расчетов на прочность», г. Туапсе, 9 - 14.10 2000 г.; совместном заседании концерна «Росэнергоатом» и секции № 4 НТС № 1 Минатома России, март, 2001 г.; 7-й Международной конференции: «Материаловедческие проблемы при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС», Санкт-Петербург, 17 - 21.06 2002 г.; 17-й Международной конференции: «Строительная механика в реакторной технологии (SMiRT)», Прага, 17 - 22.08 2003 г.; Международной конференции: «Проблемы надежности машин и конструкций», Минск, 24 - 26.09 2003 г.; 5-й Международной конференции: «Проблемы колебаний (ICOVP)», Москва, ИМАШ РАН, 8 - 10.10 2003 г.; 6-м Международном семинаре по горизонтальным парогенераторам, г. Подольск Московской обл., 22 - 24.03 2004 г.; семинаре по проблеме вероятностно-прочностных анализов оборудования, трубопроводов и сооружений АЭС, Москва, Атомэнергопроект, 30.11 - 01.12 2004 г.; 2-й, 3-й, и 4-й Международных конференциях: «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» г. Подольск Московской обл., 2001, 2003, и 2005 гг.

Публикации. По теме диссертации опубликовано 63 работы, в том числе в соавторстве 4 книги и один патент на изобретение. Список основных публикаций приводится в конце автореферата.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и списка использованной литературы из 202 наименований, изложена на 288 страницах машинописного текста, включающего 109 рисунков и 22 таблицы.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность темы и ее практическая ценность, сформулированы цели и задачи, основные положения, выносимые на защиту, приведены сведения о структуре диссертации и краткое содержание ее глав.

В первой главе дается анализ роли и места прочности РУ в обеспечении безопасности АЭС, показывается необходимость применения комплексного подхода при обосновании прочности оборудования и трубопроводов. Приводится краткий обзор решаемых при обосновании прочности РУ задач, используемых методов, критериев приемлемости результатов. Особое внимание уделяется характеристике актуальных проблем, возникших при обосновании прочности в разные периоды развития РУ ВВЭР, решению которых отводится в диссертации значительное место. Даются краткая характеристика применяемых программ и программных комплексов, собственной разработки и приобретенных у отечественных и зарубежных разработчиков, а также сведения об их верификации и аттестации. Применение иллюстрируется примерами типовых расчетных моделей оборудования, отдельных узлов и элементов.

Обоснование прочности разрабатываемой конструкции всегда являлось неотъемлемой частью проекта. Становление и развитие до сегодняшнего состояния системы комплексного обоснования прочности РУ для АЭС с ВВЭР шло параллельно развитию этих РУ. Опыт последних лет работы по обоснованию прочности РУ ВВЭР-1000 для АЭС «Бушер» в Иране, АЭС «Тяньвань» в Китае и АЭС «Куданкулам» в Индии показывает, что качество и глубина обоснования соответствуют мировому уровню, а сложившаяся система организации работ, нормативная база и программные средства обеспечивают успешное выполнение расчетного обоснования прочности.

Основная цель расчетного обоснования состоит в теоретическом доказательстве того факта, что конструкция сохраняет целостность, устойчивость и форму под действием всей системы нагрузок, реализующейся в процессе ее НЭ, а также при возможных нарушениях нормальной эксплуатации (ННЭ) и проектных авариях (ПА). Наряду с расчетами выполняется значительный объем экспериментально-исследовательских и расчетно-экспериментальных работ, в ряде которых автор принимал участие (идея и первоначальное задание на эксперимент, непосредственное участие в разработке и реализации программы эксперимента, выполнение расчетных анализов, интерпретация результатов). Их укрупненный перечень содержится в первой главе.

Роль и место работ по обоснованию прочности оборудования и трубопроводов РУ в обеспечении ее безопасности определяется необходимостью защиты и сохранения эффективности третьего физического барьера на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду. Если учесть, что приоритет на первом и втором уровнях глубоко эшелонированной защиты отдается предотвращению неблагоприятных событий, то становится особенно важным обретение уверенности в сохранении целостности границ теплоносителя первого контура. Эта уверенность появляется из результатов поверочных расчетов на прочность и вероятностных анализов разрушения (ВАР).

Требования к объему обоснования в составе проекта велики и достаточно широко представлены в нормативных документах. Можно утверждать, что РУ ВВЭР с набором систем безопасности, предусматриваемых ОПБ - 88/97, прочность которой на стадии проектирования обоснована в соответствии с нормами расчета на прочность, оборудование которой изготовлено и смонтировано в соответствии с правилами конструирования и сварки, эксплуатация которой также отвечает требованиям действующих нормативных документов, является безопасной в соответствии с определением ОПБ - 88/97, надежной и имеет хорошие шансы в будущем на продление срока службы.

Обоснование прочности РУ ВВЭР является непрерывным процессом. Наиболее интенсивно работы ведутся на стадии разработки технического проекта. Именно в этой фазе наиболее характерна комплексность подхода к обоснованию прочности РУ. Можно говорить о двояком проявлении комплексности. С одной стороны, на конечный результат работают различные специализированные подразделения, в чьем ведении находятся исходные данные. С другой стороны, обоснование прочности является многосторонним как в смысле способов обоснования (теоретический или экспериментальный) и видов расчетов на прочность, так и в смысле используемых методов и критериев оценки результатов.

Основу системы комплексного обоснования прочности элементов РУ ВВЭР составляет технология, соответствующая нормативной процедуре расчетного обоснования. Выполнение работ обеспечивается специальными компьютерными программами и программными комплексами, которые постоянно совершенствуются по мере развития вычислительной техники и нормативно-методической базы.

Накопленный опыт подтверждает эффективность подходов к расчетному определению усилий, перемещений, деформаций и напряжений, а также приемлемость запасов прочности, содержащихся в действующих нормах. Однако все же остаются проблемы даже там, где уже длительное время решение всех важных вопросов регламентируется нормативными документами. На рис.1 схематически представлены некоторые актуальные проблемы расчетного обоснования прочности РУ ВВЭР, с различной подробностью затрагиваемые в диссертации. Эти проблемы можно разделить на две группы - относящиеся к сфере действия норм и выходящие за формальные рамки их действия. При этом перечень проблем в этой схеме ограничен в основном первым этапом жизненного цикла АЭС - проектированием. Представленный в данной главе обзор основных актуальных проблем расчетного обоснования прочности РУ ВВЭР свидетельствует о необходимости совершенствования нормативных документов и методических подходов.

Рис.1. Перечень актуальных проблем обоснования прочности РУ

В рамках общего подхода к автоматизации расчетных работ в 80-е годы в ОКБ «Гидропресс» были разработаны технологические подсистемы СТАТ и СЕЙСМИКА. Дальнейшее развитие вычислительных программ проходило в рамках внедрения персональных компьютеров, возможности которых постоянно возрастали, что стимулировало модернизацию эксплуатирующихся программ, разработку и приобретение новых отечественных и зарубежных программ и програм-мных комплексов.

Можно выделить пять групп расчетов по назначению расчетной информации:

- определение динамических нагрузок;

- определение температурных полей;

- собственно расчет на прочность, включающий: определение напряженно-деформированного состояния (НДС), анализ статической и циклической прочности, расчет на статическую и динамическую прочность ВКУ, расчет на прочность и формоизменение ТВС, расчет на сопротивление хрупкому разрушению (СХР);

- обоснование применимости концепции течь перед разрушением (ТПР);

- вероятностные анализы разрушения (ВАР) и анализы надежности.

В настоящее время в расчетах на прочность активно используются около двух десятков программ, указанных на рис.2. Набор программ сложился на протяжении длительного периода и продолжает пополняться. Программные средства различаются по своему назначению. Часть из них универсальна и может быть применена для решения различных по физической природе задач. Программные средства, применяемые в обоснованиях безопасности и прочности ядерных установок, подвергаются процедуре аттестации в надзорном органе (лицензированию).

Рис.2. Программы, используемые для расчетов на прочность РУ

В конце данной главы приводятся краткое описание некоторых из указанных на рис.2 программ и ряд моделей для расчета, например, узлов уплотнений (рис.3, 4) и узла соединения коллектора теплоносителя с корпусом парогенератора (ПГ) (рис.5, 6). Описание программ, в разработке которых автор принимал непосредственное участие, и примеры их применения даются в соответствующих разделах диссертации.



Рис.3. Осесимметричная расчетная модель главного разъема реактора ВВЭР-440 (программа РАЗЪЕМ)

Рис.4. Конечно-элементная модель главного разъема реактора ВВЭР-440 (программный комплекс MARC).

Рис.5. Трехмерная расчетная модель узла соединения коллектора с корпусом ПГ (программный комплекс ANSYS)



Рис.6. Конечно-элементная расчетная модель узла сварного шва № 111 (программный комплекс ANSYS)

Вторая глава демонстрирует роль расчетных методов в анализе и преодолении проблем, возникающих при эксплуатации РУ. Далее рассматриваются серьезные проблемы расчетного обоснования прочности, возникшие в ходе развития РУ ВВЭР:

- учет влияния на прочность и ресурс ВКУ радиационных эффектов в материале при отсутствии на сегодняшний день нормативных требований, критериев и методик;

- формоизменение ТВС, которое стало существенно проявляться с середины 90-х годов в связи с переходом на трехгодичную, а затем и более длительную топливную кампанию;

- обоснование вибропрочности, проблемность которого в основном определяется невозможностью надежного теоретического определения эксплуатационного уровня вибраций на стадии проектирования и отсутствием экспериментальных кривых усталости материалов для больших чисел до разрушения (~10¹²), построенных с учетом влияния технологических и эксплуатационных факторов.

В данной главе приводится описание достигнутого состояния с решением перечисленных проблем, излагаются разработанные и внедренные методические подходы и даются примеры их применения. Результаты исследований обсуждаемых в главе проблем могут послужить основой при дальнейшем совершенствовании норм и правил.

Перечень основных проблем и вопросов, которые возникают при эксплуатации и затрагивают прочность РУ, выглядит следующим образом:

- выявляемые в металле дефекты различных типов и происхождения;

- реализация на АЭС вследствие различных причин непроектных режимов;

- досрочное исчерпание проектного количества некоторых режимов;

- возникновение повреждений, аварий или внешних воздействий на АЭС, требующих выполнения ревизии, ремонта или замены оборудования;

- требования надзорного органа и условий действия лицензий;

- возникновение необходимости переквалификации оборудования;

- возникновение необходимости модернизации или замены оборудования;

- возникновение необходимости продления срока службы оборудования.

Особо стоит проблема наличия недостаточно хорошо изученных явлений, сопровождающих эксплуатацию РУ и делающих необходимой периодическую переоценку фактического состояния конструкций и выполнение прогнозных оценок возможности дальнейшей безопасной эксплуатации. Наиболее яркими примерами таких явлений являются охрупчивание корпусной стали под действием облучения, повреждения «холодных» коллекторов теплоносителя ПГ и формоизменение ТВС ВВЭР-1000 под влиянием комплекса эксплуатационных факторов.

На основе проведенного анализа делается вывод о том, что расчетное обоснование прочности играет важную роль в сопровождении эксплуатации РУ ВВЭР. При этом возникающие проблемы, в свою очередь, оказывают существенное влияние на развитие расчетных методов, программного обеспечения, а также определяют становление и совершенствование системы нормативной документации, регулирующей вопросы безопасности, включая обеспечение прочности на основной стадии жизненного цикла АЭС - эксплуатации.

Действие нейтронного и - излучений является наиболее специфичным эксплуатационным фактором, оказывающим влияние не только на структуру и свойства конструкционных материалов, но и на НДС компонентов и, в особенности, ВКУ реактора, обусловленное распуханием, терморадиационной ползучестью и внутренними тепловыделениями. Наиболее актуален учет влияния радиационных эффектов в материале на надежную и безопасную эксплуатацию реактора для таких элементов ВКУ как шахта и выгородка. Рассмотрению последней уделено основное внимание. Анализ функционального назначения, конструктивного исполнения и условий работы ВКУ показывает, что потенциальную угрозу могут представлять следующие последствия:

- изменение водяных зазоров между выгородкой и ТВС (изменяет нейтронно-физические характеристики активной зоны, увеличивая их неравномерность);

- уменьшение зазора между выгородкой и шахтой (ухудшает условия охлаждения выгородки и шахты, усугубляя процессы распухания и радиационной ползучести в выгородке);

- возможность депланации плоскостей контакта между кольцевыми элементами выгородки (частичное байпасирование расхода через активную зону);

- ослабление затяжки крепежа в элементах выгородки (может приводить к вибрациям элементов и разрушению крепежа);

- возможность разрушения шахты и выгородки от эксплуатационных термоциклических нагрузок или от динамических термомеханических нагрузок при ПА.

Срок службы выгородки для серийного реактора 30 лет. В течение этого времени материал выгородки может приобрести флюенс до 10²³ н/см² (E ? 0,1 МэВ), максимальная нейтронная повреждающая доза на отдельных участках выгородки составляет 50 сна. В перспективе для вновь разрабатываемых проектов срок службы выгородки предполагается увеличить до 50 - 60 лет.

Решение термомеханической задачи осуществляется с помощью аттестованного программного комплекса FEMINA, разработанного в ГНЦ ФЭИ и использующего метод конечных элементов (МКЭ) для двумерных нелинейных задач. При расчете температурного поля выгородки задается неоднородное поле внутренних энерговыделений, обусловленное поглощением - квантов и нейтронов, и условия охлаждения наружных поверхностей и каналов выгородки. Максимальная температура достигает величины = 407 °С и локализуется в области малого объема. На рис.7 и 8 приводятся результаты расчетов НДС сечения выгородки с максимумом нейтронного потока по высоте в условиях плоского деформированного состояния. Рассчитывались условно упругие напряжения и деформации выгородки, обусловленные температурным полем, для номинального режима в начале эксплуатации выгородки и для 30 лет эксплуатации с учетом распухания и радиационной ползучести, полученные в результате вязкоупругого расчета.

Рис.7. Распределение интенсивности напряжений в начале эксплуатации



Рис.8. Распределение интенсивности напряжений после 30 лет эксплуатации

Выполненные исследования показали, что на протяжении всего срока эксплуатации наблюдается монотонное снижение уровня напряжений в выгородке, что объясняется значительным превосходством скорости радиационной ползучести материала над скоростью его радиационного распухания. Необратимое формоизменение выгородки (изменение ее наружного радиуса) составляет 0,15 мм. Циклические нагрузки в выгородке возникают при изменениях мощности реактора. Циклическая повреждаемость материала выгородки в процессе эксплуатации за счет реализации режимов с изменением мощности при существующем уровне напряжений мала и не превышает 210^-3. Результаты расчетов позволяют констатировать следующее:

- имеющиеся программно-методические возможности позволяют выполнять оценки прочности, ресурса и остаточного изменения формы элементов ВКУ с учетом влияния облучения, основанные на экспериментальных данных по изменению механических свойств, терморадиационной ползучести и распуханию конструкционных материалов;

- необходимо выполнение специальных исследований материалов ВКУ ВВЭР с реальным структурным состоянием в условиях реакторного облучения для установления: температурной и дозной зависимостей радиационного распухания в нейтронном потоке с характерными для ВВЭР плотностью потока и спектром нейтронов; влияния сжимающих напряжений величиной до 500 МПа на скорость радиационного распухания; скорости радиационной ползучести в реальных условиях облучения; характеристик циклической прочности облученных материалов;

- необходима разработка специального нормативного документа в этой области, регулирующего все основные вопросы, требующие своего решения при выполнении соответствующих проектных анализов и при лицензировании проектов.

Для бесчехловых ТВС ВВЭР-1000 характерным является выявленный в процессе эксплуатации эффект их формоизменения - после снятия нагрузок в ТВС имеет место остаточные прогиб и крутка. Аналогичные проблемы были обнаружены и на реакторах PWR. По условиям эксплуатации максимальные прогибы ТВС и зазоры между ними должны быть ограничены в рабочем состоянии и при перегрузках топлива с точки зрения приемлемости нейтронно-физических характеристик активной зоны, возможности обеспечения беспрепятственного движения регулирующих органов, обеспечения возможности выполнения технологических операций сборки-разборки активной зоны штатными средствами.

Вначале нужно было понять, какие факторы являются определяющими для запуска механизма формоизменения ТВС и последующего его прогрессирования в процессе эксплуатации. Первые важные для практики и дальнейшего развертывания исследований результаты были основаны на простых аналитических оценках и на натурных измерениях геометрических параметров ТВС при перегрузках топлива на ряде АЭС. Было выявлено наличие таких существенно влияющих факторов как: увеличение глубины выгорания топлива; избыточное продольное усилие на ТВС со стороны пружинного блока ее головки; силы трения в соединениях твэл и направляющих каналов (НК) с ячейками дистанционирующих решеток (ДР); возможность внецентренного приложения продольной нагрузки и наличие начального прогиба ТВС; радиальные по активной зоне градиенты нейтронных и температурных полей; циклирование мощностью; разнородность конструкционных материалов серийной ТВС. Для активной зоны в целом к перечисленным факторам добавляются такие как влияние «слабого звена» среди ансамбля ТВС, формирующих активную зону, возможность контактного взаимодействия ТВС в поперечном направлении при их изгибе и наличие степени свободы ТВС по азимуту активной зоны, делающей возможность увеличения их прогибов до значений, существенно превышающих величины исходных зазоров между ними.

Наряду с разработкой в РНЦ КИ и ГНЦ ФЭИ сложных расчетных моделей ТВС, детально и адекватно описывающих ее поведение в различных условиях нагружения, имелась потребность в достаточно простых расчетных моделях ТВС, отражающих с приемлемой для инженерной практики точностью ее деформирование под нагрузкой. В частности, представляло большой интерес аппроксимировать ТВС некоторой эквивалентной в смысле изгибной жесткости балкой сплошного сечения. Эта модель позволяет существенно упростить решение целого ряда задач: обоснование ТВС при сейсмических воздействиях и в ПА; анализ термомеханического поведения всей активной зоны; анализы прочности при транспортно-технологических операциях; интерпретация результатов некоторых экспериментальных исследований. Такая модель позволяет также обратным путем, зная деформированное состояние «эквивалентной» балки, определять НДС отдельных конструктивных элементов ТВС и их локальных зон.

Экспериментальные исследования показали существенную нелинейность зависимости прогиба ТВС от нагрузки и весьма значительный разброс результатов. Объяснение этому заключено в том, что на жесткость ТВС в поперечном направлении определяющее влияние оказывают силы трения в ДР. Разработанная автором расчетная модель серийной ТВС ВВЭР-1000 позволила выполнить предельные оценки значений изгибной жесткости ТВС с целью их дальнейшего использования при решении перечисленных выше задач. Оказалось, что при температуре 20 °C изгибная жесткость различных серийных ТВС ВВЭР-1000 может отличаться примерно в 50 раз. Нижняя граница диапазона соответствует реализации свободного проскальзывания твэл и НК в ячейках ДР при изгибе ТВС, а верхняя - другому предельному случаю - полному отсутствию проскальзывания.

Позднее для инженерных расчетов в МГТУ им. Н.Э.Баумана при участии ОКБ «Гидропресс» были разработаны модель ТВС и вычислительная программа ТМТВС и ее модернизированный вариант ТМТВС_ГП, предназначенные для расчетов продольно-поперечного изгиба ТВС. В этой модели не рассматриваются локальные эффекты деформирования ячеек ДР, концевых деталей твэлов, головки и хвостовика ТВС. Принимается, что жесткость ТВС на изгиб в основном определяется характером взаимодействия пучка твэлов и каналов с ячейками ДР. В частности, при моделировании поперечного изгиба ТВС учитывается эффект проскальзывания твэлов в ячейках ДР. Похожие подходы к анализу продольно-поперечного изгиба бесчехловых ТВС изложены в работах сотрудников ГНЦ ФЭИ.

Результаты работы программы ТМТВС_ГП были проверены с помощью программного комплекса MARC. С целью верификации расчетного кода были проведены посттестовые расчеты экспериментов, выполненных в ОКБ «Гидропресс». При нагружении макета знакопеременной поперечной силой обнаруживался гистерезис, связанный с наличием остаточного прогиба при снятии поперечной нагрузки. Типичная зависимость величины прогиба ТВС в направлении действия поперечной силы показана на рис.9а). Видно, что при малой поперечной силе ТВС имеет довольно большую жесткость, которая быстро уменьшается при ее возрастании. При дальнейшем возрастании поперечной силы жесткость ТВС стабилизируется. Это связано с тем, что при небольшой поперечной силе ТВС работает в упругой области. При возрастании поперечной силы в ТВС начинается проскальзывание твэлов в ячейках ДР и жесткость ТВС падает. При большой поперечной силе проскальзывание охватывает весь макет, и дальнейшее увеличение поперечной силы не сопровождается уменьшением жесткости ТВС на поперечный изгиб. Результаты численного моделирования изгиба макета ТВС-2 под воздействием знакопеременной поперечной силы представлены на рис.9б).

Рис.9. Зависимость максимального прогиба ТВС-2 от поперечной силы

Проблема прогнозирования и устранения неприемлемого формоизменения ТВС и в целом активной зоны была успешно решена усилиями специалистов ОКБ «Гидропресс», РНЦ КИ, ГНЦ ФЭИ, НЗХК, ОКБМ и других организаций по выполнению обширной программы НИОКР расчетно-экспериментального характера, по модернизации конструкций ВКУ реактора, ТВС, регулирующего органа СУЗ, а также по разработке и внедрению новых конструкций ТВС.

Несмотря на изложенное, расчетно-экспериментальные исследования в этой области продолжают оставаться актуальными, поскольку ТВС и в целом активная зона представляют собой объекты, характеризующиеся существенно нелинейным поведением под воздействием эксплуатационных факторов, взаимодействием ТВС между собой и с ВКУ реактора, обладающие большим разбросом свойств и характеристик из-за конструктивных особенностей исполнения и факторов вероятностной природы.

Проблема вибраций на АЭС возникла в связи с тем, что при проектировании первых реакторов не учитывалось динамическое воздействие потока теплоносителя, который является источником энергии, способным вызвать механические колебания элементов конструкции.

Обеспечение вибропрочности оборудования и трубопроводов РУ продолжает оставаться актуальной задачей. Этому имеется несколько причин, главной из которых, на наш взгляд, является невозможность прогнозирования с приемлемой точностью на стадии проектирования возбуждающих вибрации воздействий. Другими причинами являются: ограниченность нормативного подхода; отсутствие надежных данных по характеристикам циклической прочности конструкционных материалов для гиперцикловой зоны кривой усталости; высокая чувствительность вибраций к небольшим изменениям конструкции, внешних воздействий и среды; многообразие конструктивных форм элементов оборудования, причин и механизмов возбуждения вибраций.

Практика исследований вибраций РУ ВВЭР складывалась на протяжении почти сорока лет. Впервые при натурных виброизмерениях на АЭС усталостный критерий, учитывающий число циклов, существенно превышающее стандартную базу для усталостных испытаний материалов, был сформулирован в 1974 г. Он применялся для оценки вибропрочности ВКУ реактора ВВЭР-440 первого блока АЭС «Ловииза» в Финляндии по результатам натурных виброизмерений, выполняемых в 1976 г. В дальнейшем этот критерий использовался при выполнении аналогичных работ на других АЭС, а также при оценках прочности по результатам стендовых вибрационных испытаний некоторых изделий. После выхода ныне действующей редакции норм, которой предусматривается возможность оценки вибропрочности при числе циклов до 10¹², предложенный критерий в силу своей простоты и консервативности получаемых результатов продолжал использоваться для экспресс оценки результатов виброизмерений.

Для определения допускаемой амплитуды вибрационных напряжений используется формула, которая получена применительно к РУ ВВЭР с использованием ряда консервативных допущений

(1)



Здесь - предел прочности при расчетной температуре; - условный предел текучести при расчетной температуре; = 2 - нормативный коэффициент запаса по амплитуде напряжений; - частота вибраций, Гц.

При помощи (1) для фиксированной частоты можно определить допускаемую амплитуду вибрационных напряжений в точке измерения, которая может использоваться для оценки приемлемости результатов виброизмерений, как для узкополосного спектра напряжений (), так и при одновременном возбуждении многих частот колебаний. В последнем случае необходимо воспользоваться формулой линейного суммирования повреждений в форме где индекс обозначает соответствие параметров частоте колебаний . Величины напряжений определяются путем обработки экспериментальных данных, а - по формуле (1) для каждого значения с учетом особенностей, указанных ниже.

Во-первых, формула (1) дает оценку допускаемого значения амплитуды вибрационных напряжений в точках расположения тензорезисторов, т.е., как правило, в зоне отсутствия концентраторов напряжений. Кроме того, распределение напряжений по поверхности конструкции также заранее неизвестно, т.е. нет гарантий того, что точка измерения совпадает с максимумом распределения напряжений, соответствующего . Таким образом, наряду с запасом требуется введение дополнительных поправок и . Причем, если поправка для рассматриваемой конструкции может быть оценена заранее, до выполнения измерений, то поправка может быть оценена при достаточно кропотливой обработке результатов виброизмерений по всем измерительным точкам. Поэтому для экспресс оценки получаемых результатов измерений рекомендуется использовать значение произведения , подставляемого в знаменатель (1), равного примерно 10. Альтернативой этому является использование контрольных значений максимальных амплитуд пульсаций давления, вибронапряжений и виброускорений, которые основаны на результатах модельных исследований и предэксплуатационных испытаний головных реакторов. Они соответствуют проектным условиям по сборке ВКУ и гидродинамической обстановке в проточной части. Сопоставляя контрольные значения с результатами пусконаладочных измерений, можно оценить приемлемость ВКУ по условиям изготовления и сборки, а при дальнейшей эксплуатации ориентироваться на состояние ВКУ головных реакторов, опережающих остальные реакторы по наработке ресурса.

Во-вторых, если помимо вибраций конструкция испытывает и другие циклические нагрузки, то их вклад в повреждаемость подлежит учету. Обычно при благоприятной вибрационной обстановке достаточно для учета усталостного повреждения от вибраций иметь в результате проектного расчета на циклическую прочность резерв повреждаемости на уровне 0,2, что одновременно обеспечивает и необходимый резерв повреждаемости для учета сейсмических воздействий.

В-третьих, консерватизм изложенного подхода таков, что нет необходимости при анализе результатов виброизмерений задумываться о влиянии на циклическую прочность таких факторов как остаточные напряжения после сварки, наличие водной среды высоких параметров, облучения. Об этом свидетельствует тот факт, что по результатам исследований и анализа литературных источников специалистами ИЦП МАЭ предложена расчетная кривая усталости стали 08Х18Н10Т для условий нагружения ВКУ ВВЭР-440 с учетом влияния перечисленных выше факторов применительно к обоснованию продления их срока службы после 30 лет эксплуатации. Предложенная ими кривая усталости проходит существенно выше кривых, соответствующих формуле (1).

Таким образом, разработанный подход к обоснованию вибропрочности РУ показал свою состоятельность и эффективность, подтвержденные многолетним опытом использования и положительной историей эксплуатации оборудования при уровнях пульсаций давления и вибраций в пределах принятых критериев.

Третья глава посвящена актуальной для атомной энергетики с конца 60-х годов и до сих пор проблеме - исследованию динамики элементов оборудования РУ, взаимодействующих с жидкостью. В связи с этим дается перечень и анализ эксплуатационных и аварийных динамических процессов и нагрузок. Излагается разработанный автором матричный метод расчета динамических характеристик теплоносителя в системе охлаждения реактора с иллюстрацией на примере расчета собственных акустических частот и форм колебаний теплоносителя в контуре охлаждения ВВЭР-1000. Приводится общая постановка задачи о колебаниях упругой конструкции, взаимодействующей с жидкостью, а также упрощенные варианты постановок применительно к конкретным элементам конструкций, использующихся в инженерных расчетах. Описаны методы решения задач гидроупругости, а также разработанные с участием автора программы, их реализующие. Даются примеры расчета собственных и вынужденных колебаний в жидкости конструктивных элементов в виде балок, пластин и оболочек. Приводятся примеры использования современного программного комплекса ANSYS для расчета динамики ВКУ ВВЭР по специально разработанным сложным расчетным моделям, учитывающим все основные конструктивные элементы. Показывается, что результаты, полученные по ранее использовавшимся упрощенным моделям, хорошо согласуются со вновь полученными. Излагается инженерный метод расчета движения трубопроводов, обусловленного гидродинамическими нагрузками высокой интенсивности при их постулированном разрушении, приводятся примеры с результатами расчета.

Для НЭ характерно наличие динамических процессов и нагрузок на РУ, в числе которых можно указать на пульсации давления и расхода, импульсы давления при пусках и остановах главных циркуляционных насосов (ГЦН), при срабатывании быстродействующей арматуры, инерционные нагрузки при работе приводов СУЗ в процессе регулирования мощности.

Наиболее интенсивные динамические нагрузки могут действовать при возникновении ННЭ и ПА. Кроме того, за срок службы возможна реализация внешних динамических воздействий на АЭС, таких как землетрясения, ВУВ, УС. Указанные явления напрямую и существенно влияют на облик и безопасность АЭС, а необходимость их учета при проектировании предусматривается многими нормативными документами. Повышение рабочих параметров и увеличение единичной мощности блоков АЭС приводит к возрастанию динамических нагрузок на элементы оборудования первого контура. Сказанное делает необходимым систематическое изучение указанных явлений, определение характеристик действующих на оборудование и трубопроводы РУ нагрузок.

Требования по надежности и безопасной эксплуатации оборудования АЭС с ВВЭР невозможно обеспечить без рассмотрения динамических процессов, происходящих в теплоносителе первого контура. Исследования подтверждают гипотезу о наличии связи между общесистемными пульсациями давления и акустическими свойствами проточной части первого контура. Наиболее интенсивные вибрации элементов конструкций могут возникать при совпадении собственных частот этих элементов с собственными частотами теплоносителя в контуре, на которых могут существенно усиливаться и пульсации давления. Значительную роль при этом играет характер распределения пульсаций давления и скорости по всему тракту.

Важное место в связи с изучением динамического взаимодействия теплоносителя с элементами конструкции ВВЭР и оборудованием первого контура АЭС занимает исследование спектра собственных колебаний теплоносителя. Обычно используется аналитический метод, основанный на сведении исходной системы к системе с сосредоточенными параметрами с последующим применением теории импедансов. В отечественной практике метод импедансов, по-видимому, впервые был применен для анализа акустических частот теплоносителя в первом контуре АЭС сотрудниками ВТИ А.А.Самариным и Г.А.Ноздриным в их научных отчетах. Данный метод автором был обобщен, распространен на многопетлевые замкнутые системы и изложен в удобной для численной реализации матричной форме. Он позволяет производить расчет спектра собственных колебаний теплоносителя в контуре охлаждения ВВЭР, что дает возможность на стадии проектирования при необходимости предусматривать частотную отстройку с целью предотвращения опасных резонансных режимов и планировать экспериментальные исследования на моделях и натурной конструкции.

Используются линеаризованные уравнения неустановившегося движения идеальной сжимаемой жидкости при скоростях много меньше скорости звука

; ,(2)

где - соответственно возмущенные давление и скорость; - плотность; - скорость распространения звука.

На рис.10 приведена акустическая расчетная модель одной петли циркуляционного контура, включающая систему компенсации давления (КД). Соответствующие результаты расчета форм колебаний для низших акустических частот контура представлены на рис.11 и 12.



Одним из результатов взаимодействия упругой конструкции с жидкостью является существенное изменение ее динамических свойств (снижение собственных частот, появление групповых форм колебаний, изменение характеристик демпфирования). Ясно, что динамическое поведение конструкций, погруженных в жидкость, содержащих жидкость или обтекаемых жидкостью должно изучаться с учетом отмеченных особенностей. Общая постановка гидроупругой задачи хорошо известна. Постановки частных прикладных задач гидроупругости отличаются моделями и степенью детализации описания отдельных составляющих связанной системы с использованием соответствующих уравнений или функционалов, краевых и начальных условий, а также условий на границе контакта жидкости с деформируемым твердым телом.

Движение конструкции в общем случае может быть описано уравнением

(3)



где - матричный дифференциальный оператор, соответствующий модели конструкции, включающий и инерционные члены; , - векторы перемещений и нагрузки вдоль координат ; - время.

Уравнение. (3) дополняется краевыми условиями в зависимости от закрепления конструкции и начальными условиями (обычно нулевыми).

В аналогичной операторной форме может быть записано уравнение для жидкости, объединяющее для описания ее возмущенного состояния линеаризованные уравнения движения, неразрывности и состояния

. (4)

Здесь матричный дифференциальный оператор соответствует уравнениям классической акустики, широко используемым при моделировании колебаний конструкций в жидкости. Элементами вектора являются компоненты вектора возмущенной скорости жидкости, возмущенные давление и плотность.

На внешних и внутренних границах объема, занимаемого жидкостью, формулируются граничные условия, соответствующие реальной ситуации. Для рассматриваемого класса задач подразумеваются нулевые начальные условия.

В данной постановке обычно вводится в рассмотрение потенциал возмущенных скоростей или смещений жидкости , являющийся решением волнового уравнения, которое в случае гармонических колебаний сводится к уравнению Гельмгольца. В случае неучета сжимаемости потенциал при гармонических колебаниях удовлетворяет уравнению Лапласа.

На границе раздела упругой конструкции и жидкости (смоченная поверхность) формулируется условие равенства нормальной к ней компоненты возмущенной скорости жидкости и границы (условие непроницаемости). Если - потенциал возмущенных скоростей жидкости, то имеем

, (5)

где - нормальная компонента скорости границы; - нормаль к границе.

Связанность задачи определяется условием (5), а также тем, что в качестве составляющей вектора нагрузки в правой части (3) входит гидродинамическое давление , вычисляемое через потенциал скоростей как

. (6)

Если внешнее воздействие отсутствует, то гидродинамическое давление является единственной компонентой вектора , и мы имеем задачу о собственных значениях гидроупругой системы.

Таким образом, задача гидроупругости допускает весьма широкую постановку при достаточно общих предположениях о характере движения и свойствах конструкций и жидкости. Решение общей системы уравнений связано со значительными трудностями, однако имеются классы задач, для которых исходные уравнения гидроупругости могут быть существенно упрощены. На рис.13 представлена простая расчетная модель для анализа колебаний чехловых шестигранных труб рабочих ТВС и ТВС кассет АРК (аварийная, регулирующая, компенсирующая) ВВЭР-440. Поскольку перепады давления на стенках шестигранных чехловых труб обладают свойством осевой симметрии, а сама труба имеет циклическую симметрию, оказалось достаточным ограничиться рассмотрением лишь одной грани, представляющей собой удлиненную пластину. Пластины размещены в канале с жесткими непроницаемыми стенками, заполненном идеальной несжимаемой жидкостью.

Рис.13. Расчетная модель

...