Учет неопределенности в анализе прочности корпуса реактора ВВЭР при заводских гидроиспытаниях
Аннотация
Рассмотрена проблема применения методов анализов неопределенности и чувствительности к расчетам на прочность. Приведена информация об актуальности задачи для обеспечения надежного функционирования ядерных энергетических установок с водо-водяными реакторами. Во всех расчетных кодах содержатся неопределенности, источники которых: ошибки измерений и эмпирические модели. В ходе работы проанализированы следующие режимы нагружения: заводские гидроиспытания и сейсмическая нагрузка. Представлен анализ напряженных состояний и распределения пластических деформаций для данных режимов нагружения. Доказано, что наряду с распределением, близким по внешнему виду к нормальному, присутствуют экстремальные, сильно от него отличающиеся значения с характером выбросов с низкой вероятностью реализации. Выявлено, что ряд результирующих параметров могут иметь сильную вариативность в АН, и высокая вариативность совпадает с существенным относительным максимальным отклонением от референтных значений. Выполнен анализ чувствительности для данных режимов нагружения. Показано, что наиболее сильно влияют: коэффициент Пуассона, модуль Юнга и предел текучести, а также в расчетах на сейсмические воздействия по коэффициенту Пирсона — предел прочности. Полученные результаты могут быть актуальны для расчетов на хрупкое разрушение при больших сроках эксплуатации корпуса реактора в связи с накоплением дефектов в металле и изменении свойств материала корпуса при длительном влиянии флюенса нейтронов и высокой температуры.
Литература
2. Mathcad 15.0 [Офиц. сайт] https://www.mathcad.com/ (дата обращения 04.06.2023).
3. Воробьев Ю.Б., Кузнецов В.Д., Мансури М. Оценка влияния неопределённых факторов при анализе аварийных процессов на АЭС с ВВЭР-1000 // Теплоэнергетика. 2006. № 9. С. 16—21.
4. Мансури М. Анализ неопределенностей параметров при моделировании динамических процессов в контурах АЭС с ВВЭР: автореф. дис. … канд. техн. наук. М.: НИУ «МЭИ», 2005.
5. Воробьев Ю.Б., Кузнецов В.Д. Использование современных интегральных кодов для управления безопасностью АЭС // Вестник МЭИ. 2001. № 5. С. 31—37.
6. Seunghyun Eem, In-Kil Choi, Sang Lyul Cha, Shinyoung Kwag. Seismic Response Correlation Coefficient for the Structures, Systems and Components of the Korean Nuclear Power Plant for Seismic Probabilistic Safety Assessment // Annals Nuclear Energy. 2021. V. 150(3). P. 107759.
7. Марков С.И. Сталь марок 15Х2НМФА, 15Х2НМФА-А и 15Х2НМФА класс 1 для корпуса реактора проекта ВВЭР–ТОИ // Тяжелое машиностроение. 2013. № 3. С. 2—5.
8. Хмельницкая АЭС. База данных по ЯППУ, 43-923.203.007.БД.02, ред. 1.
9. ПНАЭ Г-7-002—86. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок.
10. ANSYS Mechanical Theory Guide. Release 14.0. Canonsburg: ANSYS Inc., 2014.
11. ГОСТ 59115.14—21. Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Расчет на сопротивление хрупкому разрушению корпуса водо-водяного энергетического реактора.
12. Семишкин В.П., Богачев А.В., Меркун А.В. Механизмы старения компонентов системы теплоносителя реактора РУ с ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200 // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: Материалы Междунар. науч.-техн. конф. Подольск: АО ОКБ «Гидропресс», 2017. С. 1—11.
13. Proskuryakov K.N. Scientific Basis for Modeling and Calculation of Acoustic Vibrations in the Nuclear Power Plant Coolant // J. Phys. Conf. Series. 2017. V. 891(1). P. 012182.
---
Для цитирования: Никитченко И.А., Воробьев Ю.Б., Аванов А.В. Учет неопределенности в анализе прочности корпуса реактора ВВЭР при заводских гидроиспытаниях // Вестник МЭИ. 2023. № 5. С. 129—137. DOI: 10.24160/1993-6982-2023-5-129-137
#
1. Chigarev A.V., Kravchuk A.S., Smalyuk A.F. ANSYS dlya Inzhenerov. M.: Mashinostroenie-1, 2004. (in Russian).
2. Mathcad 15.0 [Ofits. Sayt] https://www.mathcad.com/ (Data Obrashcheniya 04.06.2023).
3. Vorob'ev Yu.B., Kuznetsov V.D., Mansuri M. Otsenka Vliyaniya Neopredelennykh Faktorov pri Analize Avariynykh Protsessov na AES s VVER-1000. Teploenergetika. 2006;9:16—21. (in Russian).
4. Mansuri M. Analiz Neopredelennostey Parametrov pri Modelirovanii Dinamicheskikh Protsessov v Konturakh AES s VVER: Avtoref. Dis. … Kand. Tekhn. Nauk. M.: NIU «MEI», 2005. (in Russian).
5. Vorob'ev Yu.B., Kuznetsov V.D. Ispol'zovanie Sovremennykh Integral'nykh Kodov dlya Upravleniya Bezopasnost'yu AES. Vestnik MEI. 2001;5:31—37. (in Russian).
6. Seunghyun Eem, In-Kil Choi, Sang Lyul Cha, Shinyoung Kwag. Seismic Response Correlation Coefficient for the Structures, Systems and Components of the Korean Nuclear Power Plant for Seismic Probabilistic Safety Assessment. Annals Nuclear Energy. 2021;150(3):107759.
7. Markov S.I. Stal' Marok 15KH2NMFA, 15KH2NMFA-A i 15KH2NMFA Klass 1 dlya Korpusa Reaktora Proekta VVER–TOI. Tyazheloe Mashinostroenie. 2013;3:2—5. (in Russian).
8. Khmel'nitskaya AES. Baza Dannykh po YAPPU, 43-923.203.007.BD.02, Red. 1. (in Russian).
9. PNAE G-7-002—86. Normy Rascheta na Prochnost' Oborudovaniya i Truboprovodov Atomnykh Energeticheskikh Ustanovok. (in Russian).
10. ANSYS Mechanical Theory Guide. Release 14.0. Canonsburg: ANSYS Inc., 2014.
11. GOST 59115.14—21. Obosnovanie Prochnosti Oborudovaniya i Truboprovodov Atomnykh Energeticheskikh Ustanovok. Raschet na Soprotivlenie Khrupkomu Razrusheniyu Korpusa Vodo-vodyanogo Energeticheskogo Reaktora. (in Russian).
12. Semishkin V.P., Bogachev A.V., Merkun A.V. Mekhanizmy Stareniya Komponentov Sistemy Teplonositelya Reaktora RU s VVER-1000 i VVER-1200. Obespechenie Bezopasnosti AES s VVER: Materialy Mezhdunar. Nauch.-tekhn. Konf. Podol'sk: AO OKB «Gidropress», 2017:1—11. (in Russian).
13. Proskuryakov K.N. Scientific Basis for Modeling and Calculation of Acoustic Vibrations in the Nuclear Power Plant Coolant. J. Phys. Conf. Series. 2017;891(1):012182
---
For citation: Nikitchenko I.A., Vorobyev Yu.B., Avanov A.V. Consideration of Uncertainty in the Strength Analysis of the VVER Pressure Vessel during Factory Hydraulic Tests. Bulletin of MPEI. 2023;5:129—137. (in Russian). DOI: 10.24160/1993-6982-2023-5-129-137
