Анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения

На основе анализа результатов численных расчетов напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при моделировании термошока, показано, что использование в расчетах данных о физико-механических свойствах металлов корпуса, представленных в ряде известных нормативных документов, приводит к существенному раз...

Повний опис

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Дата:	2009
Автори:	Ходаковский, А.А., Харченко, В.В., Кобельский, С.В., Кравченко, В.И., Чирков, А.Ю.
Формат:	Стаття
Мова:	Russian
Опубліковано:	Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренка НАН України 2009
Назва видання:	Надійність і довговічність машин і споруд
Онлайн доступ:	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/36926
Теги:	Додати тег Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Цитувати:	Анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения / А.А. Ходаковский, В.В. Харченко, С.В. Кобельский, В.И. Кравченко, А.Ю. Чирков // Надійність і довговічність машин і споруд. — 2009. — Вип. 32. — С. 169-175. — Бібліогр.: 3 назв. — рос.

Репозитарії

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-36926
record_format	dspace
spelling	nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-369262025-02-09T22:39:44Z Анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения Ходаковский, А.А. Харченко, В.В. Кобельский, С.В. Кравченко, В.И. Чирков, А.Ю. На основе анализа результатов численных расчетов напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при моделировании термошока, показано, что использование в расчетах данных о физико-механических свойствах металлов корпуса, представленных в ряде известных нормативных документов, приводит к существенному различию значений коэффициентов интенсивности напряжений и критической температуры хрупкости материала в зависимости от расположения трещины и режима термошока. На основі аналізу результатів чисельних розрахунків напруженості корпусів реакторів ВВЕР АЕС при моделюванні термошоку показано, що використання в розрахунках даних про фізико-механічні властивості металів корпусу, які представлені в ряді відомих нормативних документів, призводить до істотної відмінності значень коефіцієнтів інтенсивності напружень і критичної температури крихкості матеріалу в залежності від розташування тріщини і режиму термошоку. Based on analyzing the calculation results of the stress level in VVER pressure vessels during thermal shock simulation, it is shown that the use in calculations of the data on physical-mechanical properties of pressure vessel steels, which are given in a number of well-known standards, leads to substantial discrepancies between the values of stress intensity factors and critical brittle points of the material depending on the crack location and thermal shock regime. 2009 Article Анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения / А.А. Ходаковский, В.В. Харченко, С.В. Кобельский, В.И. Кравченко, А.Ю. Чирков // Надійність і довговічність машин і споруд. — 2009. — Вип. 32. — С. 169-175. — Бібліогр.: 3 назв. — рос. 0206-3131 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/36926 539.4 ru Надійність і довговічність машин і споруд application/pdf Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренка НАН України
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
language	Russian
description	На основе анализа результатов численных расчетов напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при моделировании термошока, показано, что использование в расчетах данных о физико-механических свойствах металлов корпуса, представленных в ряде известных нормативных документов, приводит к существенному различию значений коэффициентов интенсивности напряжений и критической температуры хрупкости материала в зависимости от расположения трещины и режима термошока.
format	Article
author	Ходаковский, А.А. Харченко, В.В. Кобельский, С.В. Кравченко, В.И. Чирков, А.Ю.
spellingShingle	Ходаковский, А.А. Харченко, В.В. Кобельский, С.В. Кравченко, В.И. Чирков, А.Ю. Анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения Надійність і довговічність машин і споруд
author_facet	Ходаковский, А.А. Харченко, В.В. Кобельский, С.В. Кравченко, В.И. Чирков, А.Ю.
author_sort	Ходаковский, А.А.
title	Анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения
title_short	Анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения
title_full	Анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения
title_fullStr	Анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения
title_full_unstemmed	Анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения
title_sort	анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ввэр аэс при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения
publisher	Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренка НАН України
publishDate	2009
url	https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/36926
citation_txt	Анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения / А.А. Ходаковский, В.В. Харченко, С.В. Кобельский, В.И. Кравченко, А.Ю. Чирков // Надійність і довговічність машин і споруд. — 2009. — Вип. 32. — С. 169-175. — Бібліогр.: 3 назв. — рос.
series	Надійність і довговічність машин і споруд
work_keys_str_mv	AT hodakovskiiaa analizčuvstvitelʹnostinaprâžennostikorpusovreaktorovvvéraéspritermošokekizmeneniûmodulâuprugostiikoéfficientatermičeskogorasšireniâ AT harčenkovv analizčuvstvitelʹnostinaprâžennostikorpusovreaktorovvvéraéspritermošokekizmeneniûmodulâuprugostiikoéfficientatermičeskogorasšireniâ AT kobelʹskiisv analizčuvstvitelʹnostinaprâžennostikorpusovreaktorovvvéraéspritermošokekizmeneniûmodulâuprugostiikoéfficientatermičeskogorasšireniâ AT kravčenkovi analizčuvstvitelʹnostinaprâžennostikorpusovreaktorovvvéraéspritermošokekizmeneniûmodulâuprugostiikoéfficientatermičeskogorasšireniâ AT čirkovaû analizčuvstvitelʹnostinaprâžennostikorpusovreaktorovvvéraéspritermošokekizmeneniûmodulâuprugostiikoéfficientatermičeskogorasšireniâ
first_indexed	2025-12-01T11:45:12Z
last_indexed	2025-12-01T11:45:12Z
_version_	1850306216455045120
fulltext	ISSN 0206-3131. Надійність і довговічність машин і споруд, 2009. Вип. 32 169 УДК 539.4  2009 А. А. Ходаковский, В. В. Харченко, С. В. Кобельский, В. И. Кравченко, А. Ю. Чирков Институт проблем прочности им. Г. С. Писаренко НАН Украины, Киев, Украина АНАЛИЗ ЧУВСТВИТЕЛЬНОСТИ НАПРЯЖЕННОСТИ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР АЭС ПРИ ТЕРМОШОКЕ К ИЗМЕНЕНИЮ МОДУЛЯ УПРУГОСТИ И КОЭФФИЦИЕНТА ТЕРМИЧЕСКОГО РАСШИРЕНИЯ На основе анализа результатов численных расчетов напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при моделировании термошока, показано, что использование в расчетах данных о физико-механических свойствах металлов корпуса, представленных в ряде известных нормативных документов, приводит к существенному различию значений коэффициентов интенсивности напряжений и критической температуры хрупкости материала в зависимости от расположения трещины и режима термошока. Ключевые слова: корпус реактора, термошок, трещина, физико-механические свойства, коэффициент интенсивности напряжений, критическая температура хрупкости. Введение. В настоящее время расчет напряженности и оценка сопротивления хрупкому разрушению корпусов реакторов (КР) ВВЭР АЭС при численном моделировании эксплуатационных и аварийных режимов нагружения (термошоке) проводится с использованием данных о физико- механических свойствах металлов корпуса, представленных в нормативных документах VERLIFE [1], МРКР-СХР-2004 [2] и аттестационном отчете по испытаниям сталей [3]. Температурные зависимости модуля упругости E(T) и коэффициента термического расширения α(T) для сталей 15Х2НМФА, 15Х2НМФА-A и антикоррозионной наплавки, представленные в этих документах, различны, поэтому представляет интерес анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР- 1000 при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения металлов КР. При проведении расчетов использовались данные о физико- механических свойствах основного металла (ОМ) и наплавки корпусов реакторов, представленные в упомянутых выше документах. Соответствующие этим документам температурные зависимости модуля упругости и коэффициента термического расширения металлов КР показаны на рис. 1 и 2. Анализ, приведенных зависимостей показывает, что модули упругости основного металла КР различаются не более чем на 3% для всего диапазона температур. Различие между коэффициентами термического расширения, представленных в МРКР-СХР-2004 и [3] незначительно и составляет ISSN 0206-3131. Надійність і довговічність машин і споруд, 2009. Вип. 32 170 приблизительно 2%, а в документах VERLIFE и МРКР-СХР-2004 – около 16%, что достаточно существенно. Рис. 1. Зависимость модуля упругости от температуры: ♦ – ОМ [1]; ■ – ОМ [2]; ▲ – ОМ [3]; ◊ – наплавка [1]; □ – наплавка [2]; ∆ – наплавка [3]. Рис. 2. Зависимость коэффициента термического расширения от температуры: ♦ – ОМ [1]; ■ – ОМ [2]; ▲ – ОМ [3]; ◊ – наплавка [1]; □ – наплавка [2]; ∆ – наплавка [3]. Расчеты напряженности и коэффициентов интенсивности напряжений (КИН) проводились в упругой постановке. Для корпуса реактора ВВЭР-440 в качестве постулируемых трещин рассматривалась кольцевая и осевая поднаплавочные трещины глубиной 10 мм. Для корпуса реактора ВВЭР-1000 рассматривалась кольцевая поверхностная трещина глубиной 22 мм и ISSN 0206-3131. Надійність і довговічність машин і споруд, 2009. Вип. 32 171 кольцевая поднаплавочная трещина глубиной 15 мм. КИН вычислялся для наиболее глубокой точки, а для поднаплавочных трещин и на границе раздела наплавки и основного металла корпуса. При определении Tка температурную зависимость критического коэффициента интенсивности напряжений KIC использовали в виде, представленном в МРКР-СХР-2004: KIC =23+48exp[0,019(T-Tк)], (1) где Т – температура в вершине трещины, Tк – критическая температура хрупкости металла. Изменение напряженности корпуса реактора ВВЭР-440. Задача решалась в осесимметричной постановке для характерного сценария режима термошока. Расчеты выполняли для трех вариантов данных о физико- механических свойствах металлов корпуса. Для первого варианта полагали, что модуль упругости и коэффициент термического расширения соответствует приведенным в VERLIFE. Для второго варианта модуль упругости, а для третьего модуль упругости и коэффициент термического расширения принимали по данным МРКР-СХР-2004. На рис. 3 и 4 представлены сравнительные результаты расчета кинетики КИН для кольцевой поднаплавочной трещины в корпусе реактора в наиболее глубокой точке и на границе раздела наплавки и основного металла соответственно. Рис. 3. Изменение КИН от температуры для наиболее глубокой точки кольцевой поднаплавочной трещины глубиной 10 мм в КР ВВЭР-440: ♦ – E, α [1]; ■ – E [2], α [1]; ▲ – E, α [2]. Анализ приведенных графиков показывает, что при использовании в расчетах данных о физико-механических свойствах металлов корпуса, представленных в VERLIFE и МРКР СХР-2004, различие между максимальными значениями КИН для наиболее глубокой точки трещины и ISSN 0206-3131. Надійність і довговічність машин і споруд, 2009. Вип. 32 172 на границе раздела наплавки и основного металла составляет 17% и 26% соответственно. Рис. 4. Изменение КИН от температуры на границе раздела наплавки и основного металла кольцевой поднаплавочной трещины глубиной 10 мм в КР ВВЭР-440: ♦ – E, α [1]; ■ – E [2], α [1]; ▲ – E, α [2]. На рис. 5 приведены результаты расчетов кинетики КИН в случае другого сценария характерного режима термошока для наиболее глубокой точки продольной поднаплавочной трещины глубиной 10 мм. Задача решалась при осесимметричном нагружении в условиях плоской деформации. Модули упругости и коэффициенты термического расширения принимались в соответствии с данными VERLIFE и МРКР СХР-2004. Рис. 5. Изменение КИН от температуры для наиболее глубокой точки продольной поднаплавочной трещины глубиной 10 мм в КР ВВЭР-440: ♦ – [1]; ▲ – [2]. ISSN 0206-3131. Надійність і довговічність машин і споруд, 2009. Вип. 32 173 И в этом случае видно, что использование в расчетах напряженности корпуса реактора данных о физико-механических свойствах основного металла, представленных в VERLIFE, приводит к более высоким значениям КИН, по сравнению расчетами на основе данных МРКР-СХР-2004. Превышение значений КИН по данным VERLIFE составляет приблизительно 7%. Уменьшение величины Tка, полученной на основе расчетов КИН по данным VERLIFE (Tka = 148°C), составляет 12ºC по сравнению с таковыми по данным МРКР-СХР-2004 (Tka = 160°C). Изменение напряженности корпуса реактора ВВЭР-1000. Расчеты выполнялись для характерного режима термошока с использованием данных о физико-механических свойствах основного металла и наплавки, представленных в VERLIFE, МРКР-СХР-2004 и [3]. Задача решалась в осесимметричной постановке. На рис. 6 представлены результаты расчетов кинетики КИН для наиболее глубокой точки кольцевой поверхностной трещины глубиной 22 мм, расположенной на уровне сварного шва № 4 корпуса реактора. Различие максимальных значений КИН составило менее 2%. Допускаемая температура Тка, определенная на основе расчетов КИН по данным МРКР-СХР-2004, превышает температуру Тка, определенную на основе расчетов КИН по данным VERLIFE, всего на 1ºC (Тка = 26,8 и 25,8°С соответственно). В случае использования данных [3] Тка = 25°С. Рис. 6. Изменение КИН от температуры для наиболее глубокой точки кольцевой поверхностной трещины глубиной 22 мм в КР ВВЭР-1000: ♦ – [1]; ■ – [3]; ▲ – [2]. На рис. 7 представлены результаты расчетов кинетики КИН для наиболее глубокой точки кольцевой поднаплавочной трещины глубиной 15 мм, расположенной в основном металле корпуса реактора на уровне сварного шва № 4. Из приведенных графиков температурных зависимостей КИН следует, что использование в расчетах напряженности корпуса реактора ISSN 0206-3131. Надійність і довговічність машин і споруд, 2009. Вип. 32 174 данных о физико-механических свойствах основного металла, представленных в VERLIFE, приводит к более высоким значениям КИН, по сравнению с расчетами КИН на основе данных российских нормативных документов МРКР-СХР-2004 и [3]. Превышение максимальных значений КИН, рассчитанных по данным VERLIFE, составляет 10 %, по сравнению с расчетами по данным МРКР-СХР-2004, и 16%, по сравнению с расчетами по данным [3]. Рис. 7. Изменение КИН от температуры для наиболее глубокой точки кольцевой поднаплавочной трещины глубиной 15 мм КР ВВЭР-1000: ♦ – [1]; ■ – [2]; ▲ – [3]. Допускаемая критическая температура хрупкости материала Тка, расчитанная с использованием данных о физико-механических свойствах основного металла корпуса, приведенных в МРКР-СХР-2004, превышает температуру хрупкости, рассчитанную по данным VERLIFE, на 9ºС (Тка = 91°С и Тка = 82°С соответственно). Значения Тка, вычисленные с использованием данных о физико-механических свойствах основного металла корпуса, приведенных в МРКР-СХР-2004, ниже температуры хрупкости, рассчитанной по данным [3], на 6ºС (Тка = 91°С и Тка = 97°С соответственно). Выводы. Расчеты напряженности корпусов реакторов ВВЭР при моделировании режимов термошока с использованием данных о физико- механических свойствах нормативных документов VERLIFE [1], МРКР-СХР- 2004 [2] и [3] приводят к различной оценке коэффициентов интенсивности напряжений и критической температуры хрупкости материала. Чувствительность определения критической температуры хрупкости материала к изменению физико-механических свойств металлов корпуса реактора более заметно проявляется в расчетах с поднаплавочными трещинами. Использование в расчетах напряженности корпусов реакторов данных о физико-механических свойствах основного металла, представленных в VERLIFE, приводит к более высоким значениям КИН и ISSN 0206-3131. Надійність і довговічність машин і споруд, 2009. Вип. 32 175 более низким значениям Тка по сравнению с расчетами КИН и Тка на основе данных российских нормативных документов. Summary Based on analyzing the calculation results of the stress level in VVER pressure vessels during thermal shock simulation, it is shown that the use in calculations of the data on physical-mechanical properties of pressure vessel steels, which are given in a number of well-known standards, leads to substantial discrepancies between the values of stress intensity factors and critical brittle points of the material depending on the crack location and thermal shock regime. Keywords: reactor pressure vessel, thermal shock, crack, physical-mechanical properties, stress intensity factor, critical brittle point. Резюме На основі аналізу результатів чисельних розрахунків напруженості корпусів реакторів ВВЕР АЕС при моделюванні термошоку показано, що використання в розрахунках даних про фізико-механічні властивості металів корпусу, які представлені в ряді відомих нормативних документів, призводить до істотної відмінності значень коефіцієнтів інтенсивності напружень і критичної температури крихкості матеріалу в залежності від розташування тріщини і режиму термошоку. Ключові слова: корпус реактора, термошок, тріщина, фізико-механічні властивості, коефіцієнт інтенсивності напружень, критична температура крихкості. 1. Unified Procedure for Lifetime Assessment of Components and Piping in VVER NPPs. – «VERLIFE», Version 2008. – 275 p. 2. Методика расчета на сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов АЭС с ВВЭР (МРКР-СХР-2004), РД ЭО 0606-2005. – С.-Петербург; Москва, 2004. – 65 c. 3. Аттестационный отчет по испытаниям марок сталей 15Х2НМФА, 15Х2НМФА-А, 15Х2НМФА – класс 1, их сварных соединений и антикоррозионных наплавок по опыту изготовления и эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-1000 // ОКБ «Гидропресс», НПО ЦНИИТМАШ, ЦНИИКМ «Прометей», ИРТМ РНЦ «Курчатовский институт», 1998. Поступила 11.12.2009

Анализ чувствительности напряженности корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке к изменению модуля упругости и коэффициента термического расширения

Репозитарії

Схожі ресурси