Для определения изменения напряженно-деформированного состояния выгородки и стенки шахты в процессе эксплуатации было проведено моделирование процессов нагрева и распухания под действием радиационного облучения. Задача решена в двухмерной и трехмерной постановках. Трехмерная модель учитывает неравномерное распределение радиационной дозы и температуры облучения по высоте выгородки и стенки шахты реактора ВВЭР-1000 (рис. 2). Максимум приходится на центральное кольцо [6].

Распределения объемных тепловыделений и радиационной дозы в выгородке в сечении максимальной амплитуды представлены на рис. 3, 4. Объемные тепловыделения в стенке шахты от внутренней поверхности к внешней меняются от 1.0 до 0.1 Вт/см³. Скорость набора дозы радиационного облучения в стенке шахты меняются от 0.10 до 0.01 сна/год. Распухание и охрупчивание материала стенки шахты учтены наряду с температурными деформациями.

Рис. 3 Объемные тепловыделения в выгородке при работе реактора на полной мощности, Вт/смі.

Рис. 4 Скорость набора повреждающей дозы, сна/год.

Расчет механических свойств материала ВКУ проводился по физической модели, предложенной в [3]. Расчет объемного распухания материала выгородки проводился с учетом радиационной ползучести (1) и вида напряженного состояния (2) по модели [9-10].

(1)

(2)

Для оценки радиационного распухания выгородки были созданы двухмерная и трехмерная конечно-элементные модели.

В двухмерном случае для моделирования поведения выгородки было выбрано ее сечение, где величина повреждающей дозы и энерговыделения максимальные [6]. Использованы условие циклической симметрии для сектора выгородки в 60° и симметрия относительно прямой, делящей этот сектор на два равных сектора в 30°. Механическая задача решена в рамках гипотезы обобщенной плоской деформации. Конечно-элементная модель создана из квадратичных, 4- или 3-узловых элементов в виде четырех- или треугольников, и содержит 7917 элементов: 2232 элемента приходится на стенку шахты, 5685 -- на кольцо выгородки.

В трехмерном случае моделировался 30-градусный сектор центрального кольца выгородки, рассеченного горизонтально пополам, и соответствующий участок стенки шахты (рис. 5). Кольца выгородки соединены между собой шпильками, которые в соответствии с принятым в модели допущением не оказывают существенного сопротивления распуханию и деформированию выгородки. Поэтому верхняя поверхность кольца в трехмерной модели была свободной от граничных условий. На нижнюю поверхность наложено условие симметрии по вертикали.

Рис. 5 Конечно-элементная сетка трехмерной модели выгородки и стенки шахты.

Полувысота одного кольца выгородки -- 407 мм. 3D-модель состоит из 33317 линейных 8-узловых элементов: 5184 элемента приходится на стенку шахты, 28133 -- на кольцо выгородки.

Численные модели учитывают нагрев конструкции до рабочей температуры и ее эксплуатацию при нормальных условиях (НЭ) в течение 60 лет без промежуточных остановок (охлаждений реактора).

Результаты

На рис. 6 приведено рассчитанное поле температуры в выгородке для нагрузки радиационными энерговыделениями при эксплуатации на полной мощности. Максимальная температура достигает 391°C внутри выгородки между каналом №5 и внутренней поверхностью выгородки. Картина распределения и абсолютные значения температуры коррелируют с результатами [6].

Рис. 6 Распределение температуры в выгородке реактора при работе на максимальной мощности.

Рис. 7 показывает распределение предела текучести материала выгородки. Поле этой величины имеет сходство как с полем температуры, так и с полем радиационной дозы, что соответствует указанной математической модели.

Рис. 7 Качественное распределение предела текучести материала выгородки.

Конечно-элементные модели (как 2D, так и 3D) дают значение 8.8 мм для увеличения радиуса внутренней стенки шахты при нагреве, что подтверждается соответствующей аналитической оценкой:

Картина распределения величины объемного распухания материала выгородки приведено на рис. 8. В трехмерном случае максимум величины распухания удален от плоскости симметрии кольца в сторону свободной поверхности. Эта особенность демонстрирует влияние напряженного состояния на картину объемных деформаций распухания и показывает отличие трехмерной модели от плоской, где максимум распухания приходился на серединное сечение выгородки.

Рис. 8 Распределение величины объемного распухания материала выгородки, %.

Основные результаты расчетов приведены в Таблице 1. Максимальное значение радиальных перемещений узлов численной сетки на внутренней поверхности выгородки важно с точки зрения возможности извлечения крайних ТВС из активной зоны, а максимальное перемещение наружной поверхности важно с точки зрения сохранения зазора между выгородкой и стенкой шахты.

Таблица 1. Основные результаты расчета напряженно-деформированного состояния выгородки.

1* -- радиальное перемещение внутренней поверхности выгородки в районе канала №1 (в горячем состоянии), 2* -- радиальное перемещение внешней поверхности выгородки в районе канала №9 (в горячем состоянии).

Изменение максимальных напряжений в стенке шахты показано на рис. 9-10. К 60 годам эксплуатации максимальные напряжения достигают достаточно высоких значений: ?259 МПа на внутренней поверхности стенки шахты и 225 МПа -- на внешней.

Рис. 9 График роста максимальных по модулю напряжений на внутренней поверхности стенки шахты в зависимости от срока эксплуатации (в горячем состоянии): 1 -- радиальные, 2 -- окружные, 3 -- осевые напряжения.

Рис. 10 График роста максимальных по модулю напряжений на внешней стенке шахты реактора в зависимости от срока эксплуатации (в горячем состоянии): 1 -- радиальные, 2 -- окружные, 3 -- осевые напряжения.

Изгибные и мембранные напряжения во времени в стенке шахты отображены на рис. 11-12. Данные по мембранным и изгибным напряжениям в стенке шахты получены в сечении, соответствующем точке контакта с выгородкой. В конце 60-летнего периода мембранные напряжения достигают ?89 МПа, а максимальные изгибные повышаются до 269 МПа.

Рис. 11 График изменения максимальных по модулю мембранных напряжений в стенке шахты реактора в зоне контакта с выгородкой (в горячем состоянии): 1 -- радиальные, 2 -- окружные, 3 -- осевые напряжения, МПа.

Рис. 12 График изменения максимальных по модулю изгибных напряжений в стенке шахты реактора в зоне контакта с выгородкой (в горячем состоянии): 1 -- радиальные, 2 -- окружные, 3 -- осевые напряжения, МПа.

Предел текучести материала стенки шахты в течение эксплуатации реактора меняется от 221 МПа по всей толщине до 594 МПа на внутренней поверхности и 418 МПа на внешней поверхности. Интенсивность напряжений в стенке шахты на 56-м году эксплуатации реактора достигает предела текучести.

При нагреве радиус внешней стенки шахты увеличивается на 8.8 мм. Давление выгородки на стенку шахты способствует увеличению ее радиуса в месте контакта еще на 4.9 мм за 60 лет.

На рис. 13-14 представлены результаты изменения радиусов наружной поверхности выгородки и внутренней поверхности стенки шахты в районе каналов №9 и №1 в процессе эксплуатации реактора за период до 60 лет. На рис. 13 видно, что на 25-ем году эксплуатации устанавливается контактное взаимодействие между выгородкой и стенкой шахты, после чего точки контакта имеют одинаковые радиусы.

Рис. 13 График роста радиусов среднего кольца выгородки и стенки шахты в области канала №9 в процессе эксплуатации реактора (в горячем состоянии).

Рис. 14 График уменьшения радиусов среднего кольца выгородки и стенки шахты в области канала №1 в процессе эксплуатации реактора (в горячем состоянии).

Данные на рис. 14 показывают, что после установления контакта радиус стенки шахты в районе канала №1 начинает существенно уменьшаться, сокращая зазор между выгородкой.

Обсуждение

В рамках работ по оценке технического состояния ВКУ выполнены расчеты радиационного распухания выгородки реактора ВВЭР-1000. Для этой цели проведены расчеты распределения температуры, полей деформаций и напряжений с учетом объемных тепловыделений, радиационного распухания и радиационной ползучести, а также выполнена оценка изменения формы выгородки за период эксплуатации 60 лет.

По результатам выполненных расчетов можно сделать следующие заключения:

1. Условия для образования пластических деформаций в металле выгородки достигаются, а интенсивность пластических деформаций за 60 лет эксплуатации не превышает 3.3%.

2. Расчеты показывают, что внешняя поверхность выгородки перемещается наружу на 9.7 мм при нагреве реактора, при этом внутренняя поверхность стенки шахты увеличивается в радиусе лишь на 8.8 мм. Следовательно, при выходе реактора на режим НЭ зазор между выгородкой и стенкой шахты сократится на 0.9 мм. За 25 лет эксплуатации реактора максимальное радиальное перемещение внешней поверхности выгородки в области канала №9 достигнет величины 11.3 мм, что полностью перекроет зазор между выгородкой и стенкой шахты, равный изначально 2.5 мм.

3. В результате контактного взаимодействия выгородки и стенки шахты в последней возникают достаточно высокие напряжения (мембранные радиальные до -90 МПа, окружные до 35 МПа, изгибные радиальные и осевые до 260 МПа), которые необходимо учитывать при оценке технического состояния внутрикорпусных устройств.

Следует отметить, что выполненный анализ содержит множество консервативных допущений.

1. Трехмерная модель обсчитана на достаточно грубой сетке, которая не дает более точных результатов по радиальным перемещениям выгородки по сравнению с плоской задачей, обсчитанной на сетке с оптимальной мелкостью.

2. Не учтены условия закрепления колец выгородки в граненом поясе шахты с помощью труб и соединение колец между собой при помощи шпилек.

3. Модель не учитывает изменения по высоте выгородки температуры теплоносителя и коэффициентов теплопередачи между выгородкой и теплоносителем.

Из приведенных результатов видно, что радиационное распухание выгородки может оказывать значительное влияние на безопасность эксплуатации реактора ВВЕР-1000 в сверхпроектный период. Дальнейшие изучение влияния радиационного распухания на формоизменение и напряженное состояние ВКУ требует совершенствования численной модели.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Ядерный реактор ВВЭР-1000, Учебное пособие УТЦ ЗАЭС. Раздел 6, Внутрикорпусные устройства, -- С. 51_80.

2. Курсевич И.П., Марголин Б.З., Прокошев О.Ю., Кононов В.И. Механические свойства аустенитных сталей при нейтронном облучении, влияние различных факторов. Вопросы материаловедения, № 4 (48), 2006, -- С. 55_68, Санкт-Петербург.

3. Бородин О.В., Брык В.В., Воеводин В.Н., Кальченко А.С., Пархоменко А.А., Мельниченко В.В. Микроструктурные механизмы низкотемпературного радиационного распухания и охрупчивания материалов внутрикорпусных устройств реакторов ВВЭР-1000. / Зб.наук.статей за результатами, отриманими в 2004-2006р. в рамках цільової компл. програми НАН України «Проблеми ресурсу і безпеки експлуатації конструкцій, споруд і машин», -- С.161-166.

4. Пиштора В, Вандлик С, Лауерова Д, Андел И. Дополнительные работы по оценке технического состояния элементов реактора энергоблока №1 ОП Южно-Украинской АЭС (этап № 6) Оценка радиационного распухания выгородки. // Отчет ИЯИ Ржеж, 2011 г., 81 с.

5. Троянов В.М., Лихачев Ю.И., Хмелевский М.Я. и др. Оценка и анализ термомеханического поведения элементов ВКУ реакторов ВВЭР с учетом эффектов облучения // Сборник докладов 5й межотраслевой конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 8-12 сентября 1997 г.). -- Димитровград, 1998. -- Т.2, Ч.1. -- С. 3-18.

6. B. Margolin, I. Kursevitch, V. Fedorova. "Influence of Neutron Irradiation and Environment on Materials Properties of Internals of VVER Reactors" -- Technical Meeting on Irradiation Embrittlement and Life Time Management of Reactor Pressure Vessels in Nuclear Power Plants, 18-22 October 2010, Znojmo, Czech Republic.

7. А.С. Кальченко, В.В. Брык, В.Н. Воеводин, Н.П. Лазарев. Прогнозирование радиационного распухания выгородки реактора ВВЭР-1000 на период эксплуатации 30-60 лет. Nuclear Physics And Atomic Energy Vol. 12, No. 1 2011, с. 69-78.

8. B. Margolin, V. Fedorova, A. Sorokin... "The mechanisms of material degradation under neutron irradiation for WWER internals and methods for structural integrity assessment" -- International conference "Structural integrity and life of NPP equipment", 1-5 October 2012, Kiev, Ukraine.

9. Марголин Б.З., Мурашова А.И., Неустроев В.С. Влияние напряжений на радиационное распухание аустенитных сталей. Вопросы материаловедения, №4(68), 2011, -- С. 124_139, Санкт-Петербург.

10. Марголин Б.З., Мурашова А.И., Неустроев В.С. Анализ влияния вида напряженного состояния на радиационное распухание и радиационную ползучесть аустенитных сталей. Проблемы прочности, №3, 2012, -- С. 5_24, Киев.

Размещено на Allbest.ru