В данной статье рассматривается устоявшаяся методология расчетного обоснования прочности и долговечности элементов реакторной установки (РУ), на примере установки с водо-водяным энергетическим реактором ВВЭР-1000. Типовая РУ ВВЭР-1000 включает в себя несколько ключевых систем:
- Реактор: комплекс, состоящий из корпуса, крышки, верхнего блока с приводами органов регулирования (ОР СУЗ), а также внутрикорпусных устройств (ВКУ) с активной зоной.
- Главный циркуляционный контур (ГЦК): четыре петли, каждая из которых содержит парогенератор (ПГ) и главный циркуляционный насос (ГЦН), соединенные трубопроводами большого диаметра (ГЦТ Ду 850) с реактором.
- Система компенсации давления: включает компенсатор давления (КД), барботер, соединительные трубопроводы и необходимую арматуру для управления давлением в контуре.
- Система аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ): пассивная часть, представленная четырьмя независимыми каналами с гидроемкостями, трубопроводами и быстродействующей арматурой.
- Опорные конструкции: разнообразные опоры для оборудования и трубопроводов, а также специальные устройства (гидроамортизаторы, демпферы) для восприятия и гашения динамических нагрузок.
Технологическая схема и этапы расчетного анализа
Основу комплексного обоснования прочности составляет утвержденная технологическая схема (рис. 1.5.6). Ее реализация обеспечивается специализированными компьютерными программами и программными комплексами, которые непрерывно развиваются в соответствии с прогрессом вычислительной техники и нормативной базы. Эта схема соответствует стандартной процедуре расчетного обоснования, регламентированной нормативными документами.
Этап 1: Анализ исходных данных. На начальной стадии детально изучаются технические задания, конструктивные особенности узлов, сценарии проектных и аварийных режимов (НУЭ, ННУЭ, ПА). Также анализируются результаты физических и теплогидравлических расчетов (флюенсы нейтронов, энерговыделение, параметры теплоносителя) и данные по внешним динамическим воздействиям, таким как сейсмические нагрузки (акселерограммы, спектры отклика), падение самолета или воздействие ударной волны.
Этап 2: Определение нагрузок. Следующий шаг — расчет силовых и температурных нагрузок для каждого элемента РУ во всех расчетных режимах. Здесь критически важен грамотный выбор расчетных моделей и наличие вспомогательных программных средств для обработки больших массивов данных. Эти инструменты позволяют выделить ключевые моменты времени в каждом режиме для последующего детального анализа напряженно-деформированного состояния (НДС).
Оценка прочности по различным критериям
Статическая прочность. Результатом расчета НДС являются поля напряжений и деформаций. Для оценки статической прочности выполняется осреднение напряжений, выделение линейных составляющих, вычисление приведенных напряжений различных категорий и их сравнение с допускаемыми значениями.
Циклическая прочность. Проверка на усталость проводится с учетом суммарных напряжений от всех видов нагрузок, включая концентраторы. Анализ ведется для нескольких «опасных» точек конструкции. На основе последовательности проектных режимов строится диаграмма, которая используется для определения размахов напряжений, параметров циклов и расчета накопленной повреждаемости.
Сопротивление хрупкому разрушению (СХР). Для проверки условий СХР рассчитываются параметры механики разрушения, прежде всего коэффициент интенсивности напряжений (КИН). Эти расчеты выполняются для всех проектных режимов с учетом возможного изменения свойств материалов в процессе эксплуатации.
Устойчивость. Элементы конструкции проверяются на устойчивость под действием сжимающих напряжений, усилий или внешнего давления. В случае комбинированного нагружения проверяется выполнение комплексного критерия устойчивости.
Вероятностные и специальные анализы
Вероятностный анализ разрушения (ВАР) решает две основные задачи. Во-первых, он доказывает, что вероятность разрушения корпуса реактора не превышает предельно допустимого значения (10⁻⁷ на реактор в год), что позволяет исключить это событие из анализа безопасности. Во-вторых, результаты ВАР в виде вероятностей течей используются в вероятностных анализах безопасности (ВАБ) в качестве исходных данных. Для ВАР применяется аппарат статистической механики разрушения, базы данных по дефектности и свойствам материалов, а также результаты расчетов напряжений.
На основе ВАР также определяются требования к системам неразрушающего контроля, допустимые размеры дефектов, оптимальная периодичность контроля, параметры гидроиспытаний и оценивается ресурс оборудования.
Концепция «Течь до разрушения» (ТПР). Проверка применимости этой концепции для трубопроводов проводится с использованием методов механики разрушения и термогидравлического анализа. Ключевое требование — наличие полного обоснования прочности, учитывающего специфические эксплуатационные воздействия (вибрация, гидроудары, термошоки). Окончательное подтверждение часто требует натурных контрольных измерений на этапе освоения мощности.
Применимость ТПР означает, что для конкретного трубопровода существует реальная возможность своевременно обнаружить развивающийся дефект, безопасно остановить реактор и провести ремонт, тем самым предотвратив внезапный разрыв.
Анализ последствий аварий. Эти расчеты выходят за рамки обычных норм прочности и, как правило, касаются гипотетических запроектных аварий. Примеры включают анализ последствий обрыва шахты реактора или поведения корпуса при взаимодействии с расплавом активной зоны (кориумом). Такие анализы помогают лучше понять возможные сценарии развития тяжелых аварий и оптимизировать стратегии по их управлению.