Технічна діагностика та неруйнівний контроль, 2022, №04



2022 №04 (01)

DOI of Article 10.37434/tdnk2022.04.02

2022 №04 (03)

---

Технічна діагностика і неруйнівний контроль, 2022, №4, стор. 12-16

Вплив залишкових технологічних напружень на опір крихкому руйнуванню вигородки реактора ВВЕР-1000 в умовах аварійної ситуації

О.В. Махненко, С.М. Кандала

ІЕЗ ім. Є.О. Патона НАН України. 03150, м. Київ, вул. Казимира Малевича, 11. E-mail: office@paton.kiev.ua

На даний час більшість реакторів ВВЕР-1000 на АЕС України проходить процедуру продовження строку експлуатації. Внутрішньокорпусні пристрої реактора є одними з ключових елементів конструкції, які обмежують надпроектний термін експлуатації АЕС. Фізичний контроль стану ВКП є досить важким, а для деяких ділянок і неможливим. Тому основним методом прогнозування та аналізу технічного стану є математичне моделювання. Слід зазначити, що більшість досліджень у цій області обмежуються моделюванням режиму нормальної експлуатації, але в проект закладені також і аварійні ситуації (АС), які характеризуються досить різкою зміною граничних умов та навантажень, що сприяє утворенню досить високих напружень. У роботі розглянуто, як залишкові технологічні напруження, що утворилися в процесі виготовлення вигородки внутрішньокорпусних пристроїв, можуть впливати на значення коефіцієнта інтенсивності напружень на контурі постульованих тріщин під час протікання АС. Виявлено суттєвий вплив ЗТН на опір крихкому руйнуванню вигородки під час АС, що необхідно враховувати при розрахунковому обґрунтуванні продовження терміну експлуатації енергоблоків типу ВВЕР-1000. Бібліо?р. 8, табл. 2, рис. 7.
Ключові слова:: ВВЕР-1000, внутрішньокорпусні пристрої, вигородка, залишкові технологічні напруження, аварійна ситуація, тріщиноподібний дефект, коефіцієнт інтенсивності напружень

Надійшла до редакції 09.09.2022

Список літератури

1. Pištora, V., Švrček, M., Ferko, P., Mirzov, I. (2018) Fracture Mechanical Assessment of VVER Reactor Internals. ASME 2018 Pressure Vessels and Piping Conference (July 15–20 2018, Prague, Czech Republic). DOI: https://doi. org/10.1115/PVP2018-84589
2. Ориняк А.І. (2021) Методи розрахунку коефіцієнта інтенсивності напружень з врахуванням геометричної нелінійності та довільної форми тріщини: дис. ... канд. техн. наук. 05.02.09, Київ.
3. Махненко О.В., Кандала С.М. (2022) Розрахункова оцінка опору крихкого руйнування вигородки реактора ВВЕР-1000 в процесі експлуатації з урахуванням залишкових технологічних напружень. Технічна діагностика та неруйнівний контроль, 3, 3–11. DOI: https://doi. org/10.37434/tdnk2022.03.01
4. Makhnenko, O., Kandala, S., Basistyuk, N. (2021) Influence of the heat transfer coefficient on the level of residual stress after heat treatment of the VVER-1000 reactor baffle. Mechanics and Advanced Technologies, 5(2), 254–259. DOI: https://doi.org/10.20535/2521-1943.2021.5.2.245074
5. ПМ-Т.0.03.333-15. Типовая программа по оценке технического состояния и продления срока эксплуатации внутрикорпусных устройств ВВЭР-1000.
6. Чирков А.Ю. (2020) О корректности известной математической модели радиационного распухания, учитывающей влияние напряжений, в задачах механики упругопластического деформирования. Проблеми міцності, 2, 5–22.
7. (2012) Руководство по расчету на прочность оборудования и трубопроводов реакторных установок РБМК, ВВЭР и ЭГП на стадии эксплуатации, включая эксплуатацию за пределами проектного срока службы. РД ЭО 1.1.2.05.0330-2012.
8. (2013) Guidelines for Integrity and Lifetime Assessment of Components and Piping in WWER Nuclear Power Plants (VERLIFE). Vienna, Int. At. Energy Agency.

---

Реклама в цьому номері:

---