О выборе критерия прочности при математическом моделировании поведения реакторного графита

Аннотация

В ходе эксплуатации ядерных энергетических реакторов РБМК-1000 было принято решение о продлении срока службы этого типа реакторов сверх установленного. Это экономически более выгодно, чем введение в эксплуатацию новых энергоблоков. Для обеспечения оптимальных условий эксплуатации и безопасной работы реактора помимо проведения технической модернизации необходимо с помощью компьютерного моделирования обосновать прочность и формоизменение графитовых блоков после длительного нейтронного облучения и температурного воздействия. Графитовые блоки в канальных реакторах большой мощности (РБМК) являются элементами, во многом определяющими срок службы реактора в целом по причине их ограниченной ремонтопригодности. Поэтому поставлена задача разработать компьютерную модель терморадиационного поведения графитовых блоков с учетом как можно большего количества факторов, влияющих на термомеханическое поведение графитового блока. В уравнениях напряженно-деформированного состояния учтена анизотропия графита. Часть работы посвящена детальному рассмотрению влияния ползучести на поведение графитового блока. Расчет на прочность произведен с учетом возникновения и распространения трещин. В статье несколько критериев разрушения, используемых для сложного напряженно-деформированного состояния, применены для расчета на прочность графитового блока – элемента графитовой кладки, которая, в свою очередь, является замедлителем и отражателем в реакторе РБМК-1000. Целью исследования служит оценка влияния различных критериев разрушения на результаты моделирования термомеханического поведения графитового блока при длительном нейтронном облучении с помощью метода конечных элементов. В качестве конечного элемента использован двадцатиузельный изопараметрический элемент.