Учет виброакустических напряжений при расчете на хрупкое разрушение корпуса реактора ВВЭР
Ключевые слова:
корпус реактора, расчетные коды, хрупкое разрушение, колебания, виброакустические напряжения
Аннотация
Рассмотрен вопрос учета напряжений, вызванных собственными колебаниями давления теплоносителя. Дана информация об актуальности данной задачи для обеспечения надежного функционирования ядерных энергетических установок с водо-водяными реакторами и более полного учета различных факторов. Проанализированы режимы нагружения, выполнены расчеты напряжений от собственных колебаний давления теплоносителя. Изучены напряженные состояния и распределения коэффициента интенсивности напряжений. Показано, что значения напряжений от собственных колебаний давления теплоносителя, хотя и не являются определяющими, требуют учета, для повышения точности анализа напряженного состояния. Проанализировано влияние этих напряжений и иных факторов на результаты расчета сопротивления хрупкому разрушению в зоне патрубка и сварного шва корпуса реактора. Полученные результаты могут быть актуальны для расчетов на хрупкое разрушение при больших сроках эксплуатации корпуса реактора, в связи с накоплением дефектов в этих зонах при длительном влиянии флюенса нейтронов и высокой температуры.
Литература
1. Чигарев А.В., Кравчук А.С., Смалюк А.Ф. ANSYS для инженеров. М.: Машиностроение-1, 2004.
2. 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.
3. 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.
4. ПНАЭ Г-7-002—86. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок.
5. ГОСТ 59115.14—21. Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Расчет на сопротивление хрупкому разрушению корпуса водо-водяного энергетического реактора.
6. Марголин Б.З., Гуленко А.Г., Николаев В.А., Рядков Л.Н. Новый инженерный метод прогнозирования температурной зависимости трещиностойкости сталей для сосудов давления // Проблемы прочности. 2003. № 5. С. 12—35.
7. Баландин Ю.Ф. и др. Конструкционные материалы АЭС. М.: Энегоатомиздат, 1984.
8. Проскуряков К.Н., Аникеев А.В., Белова С.К., Афшар И. Разработка методики расчёта частот акустических стоячих волн, генерируемых реакторами ВВЭР // Глобальная ядерная безопасность. 2019. № 3. С. 80—88.
9. Проскуряков К.Н. Автоколебания в одиночном парогенерирующем канале // Теплоэнергетика. 1965. № 12. С. 75—77.
10. Проскуряков К.Н. Ядерные энергетические установки. М.: Издат. дом МЭИ, 2015.
11. Повх И.Л. Техническая гидромеханика. Л.: Машиностроение, 1976.
12. Хмельницкая АЭС. База данных по ЯППУ, 43-923.203.007.БД.02, ред. 1.
13. Бабичев Л.Ф. Учебная программа «Оценка безопасности». Тема № 16. «Расчет флюенса на корпусе реактора» ОИЭиЯИ «Сосны» НАН Белоруссии, 2021.
---
Для цитирования: Никитченко И.А., Воробьев Ю.Б., Аванов А.В. Учет виброакустических напряжений при расчете на хрупкое разрушение корпуса реактора ВВЭР // Вестник МЭИ. 2024. № 5. С. 123—130. DOI: 10.24160/1993-6982-2024-5-123-130
---
Работа выполнена с использованием оборудования центра коллективного пользования «Комплекс моделирования и обработки данных исследовательских установок мега-класса» НИЦ «Курчатовский институт», http://ckp.nrcki.ru/
---
Конфликт интересов: авторы заявляют об отсутствии конфликта интересов
#
1. Chigarev A.V., Kravchuk A.S., Smalyuk A.F. ANSYS dlya Inzhenerov. M.: Mashinostroenie-1, 2004. (in Russian).
2. 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).
3. Nikitchenko I.A., Vorob'ev Yu.B., Avanov A.V. Uchet Neopredelennosti v Analize Prochnosti Korpusa Reaktora VVER pri Zavodskikh Gidroispytaniyakh. Vestnik MEI. 2023;5:129—137. (in Russian).
4. PNAE G-7-002—86. Normy Rascheta na Prochnost' Oborudovaniya i Truboprovodov Atomnykh Energeticheskikh Ustanovok. (in Russian).
5. GOST 59115.14—21. Obosnovanie Prochnosti Oborudovaniya i Truboprovodov Atomnykh Energeticheskikh Ustanovok. Raschet na Soprotivlenie Khrupkomu Razrusheniyu Korpusa Vodo-vodyanogo Energeticheskogo Reaktora. (in Russian).
6. Margolin B.Z., Gulenko A.G., Nikolaev V.A., Ryadkov L.N. Novyy Inzhenernyy Metod Prognozirovaniya Temperaturnoy Zavisimosti Treshchinostoykosti Staley dlya Sosudov Davleniya. Problemy Prochnosti. 2003;5:12—35. (in Russian).
7. Balandin Yu.F. i dr. Konstruktsionnye Materialy AES. M.: Enegoatomizdat, 1984. (in Russian).
8. Proskuryakov K.N., Anikeev A.V., Belova S.K., Afshar I. Razrabotka Metodiki Rascheta Chastot Akusticheskikh Stoyachikh Voln, Generiruemykh Reaktorami VVER. Global'naya Yadernaya Bezopasnost'. 2019;3:80—88. (in Russian).
9. Proskuryakov K.N. Avtokolebaniya v Odinochnom Parogeneriruyushchem Kanale. Teploenergetika. 1965;12:75—77. (in Russian).
10. Proskuryakov K.N. Yadernye Energeticheskie Ustanovki. M.: Izdat. Dom MEI, 2015.
11. Povkh I.L. Tekhnicheskaya Gidromekhanika. L.: Mashinostroenie, 1976. (in Russian).
12. Khmel'nitskaya AES. Baza Dannykh po YAPPU, 43-923.203.007.BD.02, red. 1. (in Russian).
13. Babichev L.F. Uchebnaya Programma «Otsenka Bezopasnosti». Tema № 16. «Raschet Flyuensa na Korpuse Reaktora» OIEiYAI «Sosny» NAN Belorussii, 2021. (in Russian)
---
For citation: Nikitchenko I.A., Vorobyev Yu.B., Avanov A.V. Consideration of Vibroacoustic Stresses in Designing the VVER Reactor Pressure Vessel for Brittle Fracture. Bulletin of MPEI. 2024;5:123—130. (in Russian). DOI: 10.24160/1993-6982-2024-5-123-130
---
The work is executed using the Equipment of the Center for Collective Use «Complex of Modeling and Data Processing of Mega-class Research Facilities» NRC «Kurchatov Institute», http://ckp.nrcki.ru/
---
Conflict of interests: the authors declare no conflict of interest
2. 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.
3. 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.
4. ПНАЭ Г-7-002—86. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок.
5. ГОСТ 59115.14—21. Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Расчет на сопротивление хрупкому разрушению корпуса водо-водяного энергетического реактора.
6. Марголин Б.З., Гуленко А.Г., Николаев В.А., Рядков Л.Н. Новый инженерный метод прогнозирования температурной зависимости трещиностойкости сталей для сосудов давления // Проблемы прочности. 2003. № 5. С. 12—35.
7. Баландин Ю.Ф. и др. Конструкционные материалы АЭС. М.: Энегоатомиздат, 1984.
8. Проскуряков К.Н., Аникеев А.В., Белова С.К., Афшар И. Разработка методики расчёта частот акустических стоячих волн, генерируемых реакторами ВВЭР // Глобальная ядерная безопасность. 2019. № 3. С. 80—88.
9. Проскуряков К.Н. Автоколебания в одиночном парогенерирующем канале // Теплоэнергетика. 1965. № 12. С. 75—77.
10. Проскуряков К.Н. Ядерные энергетические установки. М.: Издат. дом МЭИ, 2015.
11. Повх И.Л. Техническая гидромеханика. Л.: Машиностроение, 1976.
12. Хмельницкая АЭС. База данных по ЯППУ, 43-923.203.007.БД.02, ред. 1.
13. Бабичев Л.Ф. Учебная программа «Оценка безопасности». Тема № 16. «Расчет флюенса на корпусе реактора» ОИЭиЯИ «Сосны» НАН Белоруссии, 2021.
---
Для цитирования: Никитченко И.А., Воробьев Ю.Б., Аванов А.В. Учет виброакустических напряжений при расчете на хрупкое разрушение корпуса реактора ВВЭР // Вестник МЭИ. 2024. № 5. С. 123—130. DOI: 10.24160/1993-6982-2024-5-123-130
---
Работа выполнена с использованием оборудования центра коллективного пользования «Комплекс моделирования и обработки данных исследовательских установок мега-класса» НИЦ «Курчатовский институт», http://ckp.nrcki.ru/
---
Конфликт интересов: авторы заявляют об отсутствии конфликта интересов
#
1. Chigarev A.V., Kravchuk A.S., Smalyuk A.F. ANSYS dlya Inzhenerov. M.: Mashinostroenie-1, 2004. (in Russian).
2. 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).
3. Nikitchenko I.A., Vorob'ev Yu.B., Avanov A.V. Uchet Neopredelennosti v Analize Prochnosti Korpusa Reaktora VVER pri Zavodskikh Gidroispytaniyakh. Vestnik MEI. 2023;5:129—137. (in Russian).
4. PNAE G-7-002—86. Normy Rascheta na Prochnost' Oborudovaniya i Truboprovodov Atomnykh Energeticheskikh Ustanovok. (in Russian).
5. GOST 59115.14—21. Obosnovanie Prochnosti Oborudovaniya i Truboprovodov Atomnykh Energeticheskikh Ustanovok. Raschet na Soprotivlenie Khrupkomu Razrusheniyu Korpusa Vodo-vodyanogo Energeticheskogo Reaktora. (in Russian).
6. Margolin B.Z., Gulenko A.G., Nikolaev V.A., Ryadkov L.N. Novyy Inzhenernyy Metod Prognozirovaniya Temperaturnoy Zavisimosti Treshchinostoykosti Staley dlya Sosudov Davleniya. Problemy Prochnosti. 2003;5:12—35. (in Russian).
7. Balandin Yu.F. i dr. Konstruktsionnye Materialy AES. M.: Enegoatomizdat, 1984. (in Russian).
8. Proskuryakov K.N., Anikeev A.V., Belova S.K., Afshar I. Razrabotka Metodiki Rascheta Chastot Akusticheskikh Stoyachikh Voln, Generiruemykh Reaktorami VVER. Global'naya Yadernaya Bezopasnost'. 2019;3:80—88. (in Russian).
9. Proskuryakov K.N. Avtokolebaniya v Odinochnom Parogeneriruyushchem Kanale. Teploenergetika. 1965;12:75—77. (in Russian).
10. Proskuryakov K.N. Yadernye Energeticheskie Ustanovki. M.: Izdat. Dom MEI, 2015.
11. Povkh I.L. Tekhnicheskaya Gidromekhanika. L.: Mashinostroenie, 1976. (in Russian).
12. Khmel'nitskaya AES. Baza Dannykh po YAPPU, 43-923.203.007.BD.02, red. 1. (in Russian).
13. Babichev L.F. Uchebnaya Programma «Otsenka Bezopasnosti». Tema № 16. «Raschet Flyuensa na Korpuse Reaktora» OIEiYAI «Sosny» NAN Belorussii, 2021. (in Russian)
---
For citation: Nikitchenko I.A., Vorobyev Yu.B., Avanov A.V. Consideration of Vibroacoustic Stresses in Designing the VVER Reactor Pressure Vessel for Brittle Fracture. Bulletin of MPEI. 2024;5:123—130. (in Russian). DOI: 10.24160/1993-6982-2024-5-123-130
---
The work is executed using the Equipment of the Center for Collective Use «Complex of Modeling and Data Processing of Mega-class Research Facilities» NRC «Kurchatov Institute», http://ckp.nrcki.ru/
---
Conflict of interests: the authors declare no conflict of interest
Опубликован
2024-06-18
Выпуск
Раздел
Ядерные энергетические установки, топливный цикл, радиационная безопасность (технические науки) (2.4.9)
