Проиллюстрируем сложившуюся практику расчетного обоснования реакторной установки (РУ) на примере РУ с ВВЭР-1000. В состав типовой РУ с ВВЭР-1000 входят:
- реактор, состоящий из корпуса, крышки, верхнего блока с приводами органов регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ), внутрикорпусных устройств (ВКУ) с активной зоной;
- главный циркуляционный контур (ГЦК), состоящий из четырех петель, каждая из которых включает парогенератор (ПГ) и главный циркуляционный насос (ГЦН), соединенных между собой и с реактором главным циркуляционным трубопроводом Ду 850 (ГЦТ);
- система компенсации давления, состоящая из компенсатора давления (КД), барботера, трубопроводов, соединенных с ГЦТ, впрыска в КД, сброса в барботер и необходимой арматуры;
- система аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) - пассивная часть, состоящая из четырех независимых каналов, каждый из которых включает гидроемкость, трубопровод, соединяющий ее с реактором, и быстродействующей арматуры;
- опорные конструкции, включающие опоры различной конструкции для корпусного оборудования, опоры различного типа для трубопроводов, специальные устройства и опоры для восприятия усилий и передачи их на строительные конструкции или рассеяния энергии от динамических воздействий (гидроамортизаторы, демпферы вязкого трения), закладные детали.
Основу комплексной системы обоснования прочности и долговечности элементов РУ с ВВЭР составляет технологическая схема (рис. 1.5.6). Выполнение работ по данной схеме обеспечивается специальными компьютерными программами и программными комплексами, которые постоянно совершенствуются по мере развития вычислительной техники и нормативно-методической базы. Краткое описание применяемых программных средств приведено в гл. 1.9. Указанная технологическая схема соответствует нормативной процедуре расчетного обоснования [2].
На первом этапе работ изучаются технические задания, анализируются конструктивное исполнение узлов и элементов, сценарии протекания проектных режимов (НУЭ, ННУЭ, ПА), результаты физических и теплогидравлических расчетов (данные по флюенсам нейтронов, по энерговыделениям, по изменению теплогидравлических параметров теплоносителя во всех проектных режимах), исходные данные по внешним динамическим воздействиям (поэтажные акселлерограммы и спектры отклика для проектного и максимального расчетного землетрясения, падения самолета, внешней ударной волны).
Следующая стадия - определение силовых и температурных нагрузок для каждого элемента РУ во всех расчетных режимах. Под расчетным в данном случае понимается или любой из проектных режимов, для которого выполняется расчет НДС, или специально назначаемый условный режим, объединяющий (в том числе и по количеству) несколько проектных режимов, для которых применительно к рассчитываемому узлу отличия по величине и скорости изменения параметров теплоносителя незначительны. Особое значение на данной стадии имеют правильный выбор расчетных моделей, а также наличие вспомогательных (сервисных) программ, позволяющих анализировать большие массивы информации и передавать выбранную информацию для использования в других программных средствах для расчетов НДС в выбранные в результате этого анализа расчетные моменты времени для каждого расчетного режима.
Итогом следующего этапа являются поля напряжений и деформаций рассчитываемого узла, которые подлежат специальной обработке для формирования различных критериев для всесторонней оценки прочности. Так, для проверки статических критериев необходимо выполнить осреднение напряжений от механических нагрузок по сечению, выделить линейную составляющую, вычислить приведенные напряжения соответствующих категорий и провести сравнение с допускаемыми значениями.
Для проверки циклической прочности используются значения напряжений суммарно от всех видов нагрузок с учетом возможной
концентрации. При этом для каждого узла конструкции, как правило, проверяются несколько «опасных» точек. При работе РУ проектные режимы реализуются в определенной последовательности, так, что переход из одного стационарного режима в другой может проходить через один или несколько нестационарных режимов. Это является основой для построения диаграммы расчетных режимов, используемой при определении размахов приведенных напряжений, количества и параметров циклов изменения напряжений, необходимых для вычислений допускаемого числа каждого из циклов и накопленной повреждаемости для сравнения с допускаемой величиной.
Для проверки выполнения условий сопротивления хрупкому разрушению (CXP) выполняются вычисления параметров механики разрушения (в основном используется коэффициент интенсивности напряжений К\), которые затем сравниваются с их допускаемыми значениями. Расчеты на CXP выполняются с учетом возможного изменения свойств материалов в процессе эксплуатации для всех проектных режимов.
Проверка элементов конструкции на устойчивость выполняется путем сравнения действующих сжимающих напряжений, усилий или наружного давления с допускаемыми значениями, которые вычисляются в соответствии с рекомендациями «Норм» [2]. В случае совместного действия наружного давления и осевой сжимающей силы проверяется выполнение комбинированного критерия устойчивости.
Вероятностные анализы разрушения преследуют решение двух основных задач.
Во-первых, для доказательства выполнения требования ОПБ [10] о том, что вероятность разрушения корпуса реактора не превышает IO'7 на реактор в год. Выполнение данного критерия позволяет при анализе безопасности не учитывать в качестве исходного события разрушение корпуса реактора.
Во-вторых, результаты вероятностных анализов разрушения в виде рассчитанных значимых вероятностей течей того или иного масштаба оборудования и трубопроводов РУ используются в вероятностном анализе безопасности в качестве вероятностей возникновения соответствующего исходного события.
Эти значения позволяют судить о качестве проекта в целом. Для выполнения вероятностных анализов разрушения используется математический аппарат и модели статистической механики разрушения:
- статистические базы данных по дефектности оборудования и трубопроводов, по механическим свойствам применяемых материалов и сварных соединений;
- данные по частоте реализации проектных режимов; результаты расчета напряжений.
На основе вероятностных анализов разрушения также выполняются анализы надежности оборудования и трубопроводов РУ в соответствии с отраслевым нормативным документом; определяются необходимая чувствительность систем контроля металла, допустимые размеры дефектов и их допустимое количество; проводится оптимизация эксплуатационного контроля состояния металла в части определения минимально допустимой периодичности проведения контроля различными методами и определения минимально допустимой величины давления при гидроиспытаниях первого контура; оценивается ресурс рассматриваемого оборудования или трубопровода.
Проверка применимости концепции безопасности ТПР проводится в соответствии с нормативной методикой [7] и руководством [4], содержащими необходимые предпосылки, основные положения, критерии и методические указания для обоснования данной концепции применительно к трубопроводам. Используются различные процедуры, базирующиеся на методах механики разрушения и термогидравлическом анализе. Одним из главных требований руководства [4] является наличие для рассматриваемого трубопровода обоснования прочности, выполненного в соответствии с «Нормами...» и учитывающего (при их наличии в эксплуатационных условиях) такие специфические воздействия, как вибрация, гидроудары, температурная стратификация теплоносителя, термопульсации, впрыски холодной воды (термошоки). Для окончательного подтверждения результатов расчетов в период освоения мощности предусматриваются контрольные измерения перемещений, вибраций, деформаций, циклических нагрузок в критических зонах.
Применимость концепции ТПР для конкретного трубопровода АЭС означает, что имеется реально доказанная возможность своевременно обнаружить дефектное сечение трубы, безопасно остановить реактор, провести ремонт или замену трубы и тем самым исключить внезапный разрыв трубопровода.
Анализы возможных последствий аварий выполняются за пределами применимости «Норм» и, как правило, касаются запроектных аварий. В качестве примеров можно указать на следующие два: анализ возможных последствий гипотетического обрыва шахты реактора; анализ термомеханического поведения корпуса реактора при взаимодействии его с кориумом при плавлении активной зоны.
Выполнение такого рода анализов дает возможность получить более четкое представление о наиболее вероятных путях развития гипотетических аварий и соответственно оптимизировать управление такими авариями.