Перераспределение остаточных сварочных напряжений во внутрикорпусной шахте реактора ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации - Махненко, О.В.; Великоиваненко, Е.А.; Мирзов, И.В. (Автоматическая сварка, 2014)
Выгородка реактора подвержена высоким дозам радиационного облучения, что при эксплуатации приводит к ее распуханию и формоизменению. Давление выгородки на шахту изнутри создает дополнительные напряжения в зоне контак та. Остаточные сварочные напряжения также могут существенно влиять на уровень напряженного состояния стенки
шахты, что необходимо учитывать при оценке работоспособности внутрикорпусного устройства при продлении срока
эксплуатации реактора ВВЭР-1000. Таким образом, актуальной задачей является оценка напряженного состояния во
внутрикорпусной шахте в области ее контакта с выгородкой, особенно если место контакта совпадает с зоной сварного
соединения. Целью настоящей работы является изучение напряженного состояния в зоне сварных швов внутрикорпусной шахты реактора ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации с учетом радиационного распухания и контактного взаимодействия выгородки и шахты. Задача решена методом конечных элементов в двухмерной постановке с применением
современных математических моделей радиационного распухания и изменения механических свойств стали 08Х18Н10Т.
Расчеты показывают, что влияние одних лишь температурных деформаций не вызывает высоких напряжений в стенке
шахты. Степень перераспределения напряжений в стенке шахты за счет радиационного распухания зависит от остаточных сварочных напряжений. Наибольший вклад в напряженное состояние стенки внутрикорпусной шахты за 60 лет
эксплуатации дают окружные и осевые напряжения, обусловленные контактным взаимодействием шахты с выгородкой. Напряжения в сварных швах внутрикорпусной шахты в конце продленного срока эксплуатации (60 лет) близки к
значениям предела текучести облученного материала. Остаточные сварочные напряжения могут существенно влиять
на уровень напряженного состояния стенки шахты, что следует учитывать при оценке работоспособности внутрикорпусного устройства при продлении срока эксплуатации реактора ВВЭР-1000.