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.