Технічна діагностика і неруйнівний контроль, 2022, №3, стор. 3-11
Оцінка опору крихкому руйнуванню вигородки реактора ВВЕР-1000 в процесі довготривалої експлуатації з урахуванням залишкових технологічних напружень
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
У статті обґрунтовано необхідність врахування залишкових технологічних напружень (ЗТН) у матеріалі вигородки внутрішньокорпусних пристроїв (ВКП) енергоблоків АЕС типу ВВЕР-1000 внаслідок технологічних процесів зварювання
та післязварювальної термообробки при продовженні ресурсу безпечної експлуатації в надпроектний період. Визначено
вплив ЗТН на напружено-деформований стан вигородки, а також на опір крихкому руйнуванню (ОКР) матеріалу в процесі експлуатації. Показано, що за рахунок урахування ЗТН спостерігається суттєвий перерозподіл осьових та окружних
напружень у вигородці, а саме зони високих розтягуючих напружень, які за нормальних умов експлуатації (НУЕ) із
зовнішньої поверхні вигородки переходять у її внутрішній об’єм, а площа цих зон збільшується. Такий перерозподіл
напружень суттєво впливає на рівень значень коефіцієнта інтенсивності напружень на контурі тріщиноподібних дефектів. Найбільш небезпечні ділянки з точки зору крихкої міцності утворюються у внутрішньому об’ємі вигородки, а за
рахунок розширення зони напружень розтягу розміри підповерхневої еліптичної тріщини, яка постулюється, можуть
бути збільшені, що сприяє підвищенню консервативності оцінки ОКР. Також урахування ЗТН дозволяє значно знизити
консервативність при оцінці ОКР вигородки за НУЕ для поверхневих напівеліптичних тріщин, розташованих на зовнішній поверхні вигородки, де в процесі виготовлення утворюються залишкові напруження стискання. Отримані результати
дозволяють точніше визначати зони вигородки, схильні до крихкого руйнування матеріалу за НУЕ, що важливо для
вдосконалення підходів визначення ресурсу ВКП реактора типу ВВЕР-1000. Бібліогр. 9, табл. 2, рис. 9.
Ключові слова: ВВЕР-1000, внутрішньокорпусні пристрої, вигородка, залишкові технологічні напруження, опір крихкому
руйнуванню, постульовані тріщини, коефіцієнт інтенсивності напружень, нормальні умови експлуатації
Надійшла до редакції 30.05.2022
Список літератури
1. Pištora, V., Švrček, M., Ferko, P., Mirzov, I. (2018). Fracture
Mechanical Assessment of VVER Reactor Internals. Proceedings
of the ASME. 2018 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. 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
4. ПМ-Т.0.03.333-15. Типовая программа по оценке технического состояния и продления срока эксплуатации внутрикорпусных устройств ВВЭР-1000.
5. Махненко О.В., Кандала С.М., Савицька О.М. (2021)
Порівняльний аналіз моделей радіаційного розпухання
для розрахункового визначення НДС вигородки ВВЕР-1000. Проблеми міцності, 5, 13–22.
6. (2013) Guidelines for Integrity and Lifetime Assessment of
Components and Piping in WWER Nuclear Power Plants
(VERLIFE). Vienna: Int. At. Energy Agency.
7. Chirkov, A.Yu., Kharchenko, V.V. (2020) Special features of
computational assessment of the change in shape of WWER-1000 reactor core baffle in view of irradiation-induced swelling.
Strength Mater., 52, 339–352.
8. ПНАЭ Г-7-002-86 (1989) Нормы расчета на прочность
оборудования и трубопроводов атомных энергетических
установок. Москва, Энергоатомиздат.
9. (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 ЕО 1.1.2.05.0330-2012.
Реклама в цьому номері: