Вдосконалення методології розрахунку на опір руйнуванню елементів обладнання першого контуру АЕС
ARTICLE PDF

Ключові слова

корпус реактора, парогенератор, вигородка, пружно-пластичне деформування, радіаційне розпухання, опір руйнуванню, коефіцієнт інтенсивності напружень, метод скінченних елементів

Як цитувати

Kharchenko, V., Chirkov, A., Kobelsky, S., & Kravchenko, V. (2019). Вдосконалення методології розрахунку на опір руйнуванню елементів обладнання першого контуру АЕС. Ядерна та радіаційна безпека, (3(83), 26-34. https://doi.org/10.32918/nrs.2019.3(83).03

Анотація

Вдосконалено методологію розрахунку на опір руйнуванню елементів обладнання першого контуру реакторної установки ВВЕР, зокрема корпусів реакторів та парогенераторів, за умов експлуатаційних і аварійних режимів термосилового навантаження. Із використанням розроблених методів розрахунку і програмного забезпечення встановлено суттєвий вплив на розрахункову оцінку опору руйнуванню корпусу реактора ВВЕР-1000 таких чинників, як деформаційна історія навантаження, залишкова технологічна спадковість, історія навантаження при аналізі температурної залежності коефіцієнту інтенсивності напружень для постульованої тріщини, регулярність і щільність скінченно-елементної сітки в околі фронту тріщини.

Запропоновано методику щодо обґрунтування місця розташування і орієнтації постульованої тріщини для отримання найбільш консервативної оцінки опору руйнуванню зони вхідних патрубків корпусу реактора. Показано, що при моделюванні термошоку пружно-пластичні розрахунки можуть уточнити оцінки міцності та ресурсу корпусу реактора.

Встановлено, що неврахування історії пружно-пластичного деформування, залишкових технологічних напружень після термообробки і дефектів корозійного походження призводить до неконсервативної оцінки опору руйнуванню вузла приварки колектора теплоносія до корпусу парогенератора ПГВ-1000М за умов експлуатаційного та аварійного навантаження.

Розвинена методика розрахунку і модернізовано програмне забезпечення для оцінки напружено-деформованого стану елементів внутрішньокорпусних пристроїв з урахуванням сучасних підходів моделювання деформацій радіаційного розпухання і залежності механічних властивостей металу від дози і температури опромінення.

https://doi.org/10.32918/nrs.2019.3(83).03
ARTICLE PDF

Посилання

1. Kharchenko, V.V., Chirkov, A.Yu., Kobel’skyi, S.V., Kravchenko, V.I. (2018). “The methods for calculating strength of WWER equipment components”. Institute for Problems of Strength, NAS of Ukraine, Kyiv, 293.

2. Kharchenko, V.V., Chirkov, A.Yu. (2016). “Some aspects of considering stress history in the analysis of RPV fracture resistance under thermal shock conditions”. Strength of Materials, New York: Kluwer Academic/Plenum Publishers, No. 5, 14-21.

3. Kharchenko, V.V., Piminov, V.A., Chirkov, A.Yu., Kobel’skyi, S.V., Kravchenko, V.I. (2013). “Elastoplastic fracture resistance analysis of NPP primary equipment components”. Strength of Materials, New York: Kluwer Academic/Plenum Publishers, 45(4), 14-26.

4. Kharchenko, V.V., Chirkov, A.Yu., Kobel’skyi, S.V., Kravchenko, V.I., Piminov, V.A., Akbashev, I.F. (2010). “Thermomechanical stress effect on WWER RPV under thermal shock conditions”. Strength of Materials, New York: Kluwer Academic/Plenum Publishers, 42(1), 17-24.

5. Pressurized thermal shock in nuclear power plants: Good practices for assessment. IAEA-TECDOC-1627, Vienna, 2010.

6. Unified procedure for lifetime assessment of components and piping in WWER nuclear power plants (VERLIFE).

7. RD ÉO 0606-2005. Calculation procedure for brittle fracture resistance analysis of NPP WWER reactor pressure vessels (MRKR-SKhR-2004). St. Petersburg–Moscow, 2004.

8. MT-D.0.03.391-09. Procedure of strength and lifetime assessment for WWER reactor pressure vessels in operation. Energoatom Company, 2009.

9. Rules for Arrangement and Safe Operation of Equipment and Piping of Nuclear Power Installations (PNAE G-7-008-89). Moscow, 1990.

10. Stepanov, G.V., Kharchenko, V.V., Babutskii, A.I., Romanov, S.V., Voroshko, P.P., Kravchenko, V.I., Kobel’skyi, S.V., Radchenko, S.A., Feofentov, N.A., Kravchenko, I.V. (2003). “Calculation analysis improvement for stress-strain state and fracture resistance of coolant header welding to SG PGV-1000M shell”. Strength of Materials, New York: Kluwer Academic/Plenum Publishers, 35(5), 536-544.

11. Kharchenko, V.V., Chirkov, A.Yu., Kobel’skyi, S.V., Kravchenko, V.I. (2018). “Peculiarities of the fracture strength design of the RPV branch pipe zone”. Strength of Materials, New York: Kluwer Academic/Plenum Publishers, 50(4), 5-18.

12. Chirkov, A.Yu. (2019). “On the correctness of radiation swelling famous mathematical model taking into account stress effects in the problems of elastoplastic deformation mechanics”. Strength of Materials, New York: Kluwer Academic/Plenum Publishers.

13. Kharchenko, V.V., Chirkov, A.Yu., Kobel’skyi, S.V., Kravchenko, V.I. (2017). “Improving the computer analysis of stress-strain state and fracture resistance of coolant header welding to SG PGV-1000M shell”. Strength of Materials, New York: Kluwer Academic/Plenum Publishers, 49(3), 5-20.

14. Kharchenko, V.V., Chirkov, O.Yu., Kobel’skyi, S.V., Kravchenko, V.I. (2015). “Improvement of fracture strength calculation procedure for NPP equipment components”. Strength of Materials and Theory of Structures, 94, Kyiv, 59-74.

15. Kharchenko, V.V., Chirkov, A.Yu. (2013). “Modern approaches to the assessment of fracture resistance of WWER main equipment components”. Physical and Technical Problems of Modern Materials Science, Akademperiodyka, Kyiv, No. 1, 425–439.

16. Chirkov, A.Yu., Kharchenko, V.V., Kobel’skyi, S.V., Kravchenko, V.I., Piminov, V.A., Kurdin, M.E. (2013). “Stressed state of coolant header welding to SG PGV-1000M shell under normal operating conditions taking into account residual technological stresses”. Problems of Strength, 45(4), 98-106.

17. Kharchenko, V.V., Chirkov, A.Yu., Kobel’skyi, S.V., Kravchenko, V.I. (2012). “Improvement of elastoplastic calculation procedure for fracture resistance of NPP structural components”. Problems of Lifetime and Safety of Operation of Structures, Buildings and Machines, E.O. Paton Electric Welding Institute, NAS of Ukraine, Kyiv, 205-210.

18. Kharchenko, V.V., Chirkov, A.Yu., Kobel’skyi, S.V., Kravchenko, V.I. (2011). “Peculiar features of the calculation assessment of fracture resistance of NPP RPV under thermal shock conditions”, Strength of Materials and Structural Components, Institute for Problems of Strength, NAS of Ukraine, Kyiv, 436-447.

19. Kharchenko, V.V., Stepanov, G.V., Chirkov, A.Yu., Kobel’skyi, S.V., Kravchenko, V.I., Babutskii, A.I., Zvyagintseva, A.A. (2009). “Investigation of the stress state of NPP RPV and SG considering the defects and thermomechanical stress history”. Problems of Lifetime and Safety of Operation of Structures, Buildings and Machines, E.O. Paton Electric Welding Institute, NAS of Ukraine, Kyiv, 177-180.

20. Kharchenko, V.V., Stepanov, G.V., Kravchenko, V.I., Kobel’skyi, S.V., Babutskii, A.L., Trunov‚ N.B., Piminov, V.A. (2009). “Stress redistribution in PGV-1000 header-steam generator connector during its loading after heat treatment”. Strength of Materials, New York: Kluwer Academic/Plenum Publishers, 41(3), 251-256.

21. Kharchenko, V.V., Kobel’skyi, S.V., Kravchenko, V.I., Chirkov, A.Yu., Zvyagintseva, A.A. (2007). “Determination of stress intensity factor for semielliptical face cracks in WWER-1000 nuclear reactor by the solution of boundary problems of thermoelasticity on the basis of mixed FEM scheme”. Strength of Materials, New York: Kluwer Academic/Plenum Publishers, 39(2), 138-143.

22. Stepanov, G.V., Kharchenko, V.V., Babutskii, A.I., Kravchenko, V.I., Kotlyarenko, A.A., Romanov, S.V., Trunov, N.B., Denisov, V.V., Piminov, V.A. (2006). The stress-strain state of the welding unit between the steam generator collecting channel and the case-connecting pipe under local heat treatment conditions”. Strength of Materials, New York: Kluwer Academic/Plenum Publishers, 38(6), 595-600.

23. Kharchenko, V.V., Kobel’skyi, S.V., Kravchenko, V.I., Chirkov, A.Yu., Voroshko, P.P., Voronchuk, A.A. (2006). “Determination of stress intensity factors in the WWER-1000 RPV with a semi-elliptical crack under thermal shock using numerical and engineering calculation methods”, Problems of Lifetime and Safety of Operation of Structures, Buildings and Machines, E.O. Paton Electric Welding Institute, NAS of Ukraine, Kyiv, 177-180.

24. Kharchenko, V.V., Stepanov, G.V., Romanov, S.V., Voroshko, P.P., Orynyak, I.V. (2004). “Some topical issues of strength and life assessment for components of NPP equipment under thermomechanical stress”. Strength of Materials, New York: Kluwer Academic/Plenum Publishers, 36(1), 101-105.

25. A list of computer codes allowed for the use in the Energoatom to justify NPP safety issues, No. 526-р dated 03 June 2016.