• Введение



  • страница1/3
    Дата14.03.2019
    Размер0.91 Mb.

    Моделирование напряженно-деформированного состояния внутрикорпусных устройств на примере выгородки и стенки шахты реактора ввэр-1000


      1   2   3

    МОДЕЛИРОВАНИЕ НАПРЯЖЕННО-ДЕФОРМИРОВАННОГО СОСТОЯНИЯ ВНУТРИКОРПУСНЫХ УСТРОЙСТВ НА ПРИМЕРЕ ВЫГОРОДКИ И СТЕНКИ ШАХТЫ РЕАКТОРА ВВЭР-1000


    О.В. МАХНЕНКО, д.т.н., И.В. МИРЗОВ, м.н.с.
    (Институт Электросварки им. Е.О. Патона НАНУ, Киев, Украина)

    Сделан обзор существующих данных по объемным тепловыделениям и радиационной дозе в выгородке и стенке шахты реактора ВВЭР-1000. Рассмотрена математическая модель радиационной ползучести материала внутрикорпусных устройств реактора ВВЭР-1000. С применением наиболее актуальных данных по объемным тепловыделениям и радиационной дозе исследовано напряженно-деформированное состояние выгородки и стенки шахты с учетом факторов радиационного распухания и радиационной ползучести. Реализована математическая модель распухания аустенитной стали 08Х18Н10Т в двух- и трехмерной постановке, учитывающая напряженно-деформированное состояние, температуру, влияние пластических деформаций и радиационной ползучести. Даны оценки формоизменению и напряженному состоянию выгородки и стенки шахты в течение 60 лет работы реактора ВВЭР-1000.



    Ключевые слова: ВКУ, выгородка, стенка шахты, доза облучения, объемные тепловыделения, радиационное распухание, радиационная ползучесть, НДС, численная модель, ВВЭР-1000, ресурс реактора.

    Введение


    Выгородка (рис. 1) и стенка сварной шахты ядерного реактора ВВЭР-1000 подвержены высоким дозам радиационного облучения, которое вызывает возникновение целого комплекса дефектов, приводящих к деградации физико-механических свойств материала внутрикорпусных устройств (ВКУ). Так при высокотемпературном облучении интенсивными нейтронными потоками в аустенитных сталях и сплавах на основе Ni, Ti, Mo, Be зарождаются и растут вакансионные поры, что приводит к заметному увеличению объема металла — радиационному распуханию. Процесс распухания в значительной степени зависит от радиационной дозы, температуры облучения и связанных с распуханием материала напряжений и пластических деформаций [1-4].

    Прогнозирование радиационного распухания материала выгородки важно с точки зрения возможности извлечения крайних ТВС из активной зоны и смыкания зазора между выгородкой и стенкой шахты, что влечет за собой изменение теплообмена в активной зоне, последствия которого могут быть опасны из-за нарушения температурного режима работы реактора. Полное смыкание зазора между выгородкой и стенкой шахты и дальнейшее распухание выгородки приводит к значительному деформированию стенки шахты и росту напряжений, что может привести к ее разрушению. Прогнозирование изменения напряженно-деформированного состояния ВКУ в процессе эксплуатации, в том числе для обоснования продления ресурса действующих энергоблоков ВВЭР-1000 до 60 лет, является сегодня крайне актуальной задачей.



    Рис. 1. Общий вид выгородки.



    Рис. 2. Качественная картина распределения радиационной дозы и объемных тепловыделений по высоте выгородки.


      1   2   3

    Коьрта
    Контакты

        Главная страница


    Моделирование напряженно-деформированного состояния внутрикорпусных устройств на примере выгородки и стенки шахты реактора ввэр-1000