Рассмотрены современные подходы расчетного анализа к оценке сопротивления разрушению
элементов ответственного оборудования 1-го контура АЭС с ВВЭР. Отмечается, что решение вопросов обоснования безопасной эксплуатации, оценки целостности корпуса реактора и
продления его ресурса существенно зависит от результатов расчета кинетики напряженнодеформированного состояния, адекватного учета полей остаточных технологических напряжений и деформаций, достоверной оценки параметров нелинейной механики разрушения.
Развита общая методика расчетного анализа на сопротивление разрушению корпусов реакторов ВВЭР при моделировании аварийных режимов охлаждения. Сформулированы основные
положения упругопластического расчета кинетики напряженно-деформированного состояния корпусов реакторов с учетом полей остаточных технологических напряжений и деформаций, а также предложена расчетная методика определения параметров разрушения
постулируемой трещины. С применением разработанных методов расчета и программного
обеспечения показано существенное влияние на расчетную оценку сопротивления разрушению
корпусов реакторов ВВЭР-1000 таких факторов, как история термосилового нагружения и
упругопластическое деформирование металла в окрестности фронта постулируемой трещины, остаточная технологическая напряженность, регулярность и плотность конечноэлементной сетки в окрестности фронта расчетной трещины, процедура вычисления параметров упругопластического разрушения в дискретных моделях метода конечных элементов.
Показано, что уточненный упругопластический расчет на стадии разгрузки металла в окрестности фронта трещины при термошоке корпуса реактора может позволить обосновать
дополнительные резервы прочности и ресурса корпуса реактора, а неучет истории нагружения и остаточной напряженности после термообработки приводит к неконсервативной
оценке сопротивления разрушению узла соединения коллектора с корпусом парогенератора
ПГВ-1000 при моделировании эксплуатационного цикла нагружения.
Розглянуто сучасні підходи розрахункового аналізу до оцінки опору руйнуванню елементів відповідального обладнання 1-го контуру АЕС з ВВЕР.
Відмічається, що розв’язання питань обґрунтування безпечної експлуатації,
оцінки цілісності корпусу реактора і продовження його ресурсу суттєво
залежать від результатів розрахунку кінетики напружено-деформованого стану, адекватного урахування полів залишкових технологічних напружень і
деформацій, достовірної оцінки параметрів нелінійної механіки руйнування.
Розвинуто загальну методологію розрахункового аналізу на опір руйнуванню
корпусів реакторів ВВЕР при моделюванні аварійних режимів охолодження.
Сформульовано основні положення пружно-пластичного розрахунку кінетики напружено-деформованого стану корпусів реакторів з урахуванням полів
залишкових технологічних напружень і деформацій, а також запропоновано
розрахункову методику визначення параметрів руйнування постульованої
тріщини. Із використанням розроблених методів розрахунку і програмного
забезпечення показано суттєвий вплив на розрахункову оцінку опору руйнуванню корпусів реакторів ВВЕР-1000 таких чинників, як історія термосилового навантаження і пружно-пластичного деформування металу в околі фронту постульованої тріщини, варіанти урахування залишкової технологічної
напруженості, регулярність і щільність скінченноелементної сітки в околі
фронту розрахункової тріщини, процедура обчислення параметрів пружнопластичного руйнування в дискретних моделях методу скінченних елементів.
Показано, що уточнені пружно-пластичні розрахунки на стадії розвантаження металу в околі фронту тріщини при термошоці корпусу реактора
можуть дозволити обґрунтувати додаткові резерви міцності та ресурсу корпусу реактора, а неврахування історії навантаження і залишкової напруженості після термообробки призводить до неконсервативної оцінки опору
руйнуванню вузла з’єднання колектора з корпусом парогенератора ПГВ-1000
при моделюванні експлуатаційного циклу навантажування.
Current calculation analysis approaches to the fracture resistance assessment for main equipment elements of the WWER NPP primary circuit are considered. It is noted that the solution of the problems of justifying safe operation, assessment of the integrity and extension of the lifetime of the reactor pressure vessel is essentially dependent on the results of calculations of the kinetics of the stress strain state, a proper consideration of the residual welding stress and strain fields, reliable evaluation of non-linear fracture mechanics parameters. A general methodology is developed for a calculated analysis of the fracture resistance of WWER reactor pressure vessels in the simulation of emergency cooling conditions. The main statements in the elasto-plastic calculation of the kinetics of the stress strain state for reactor pressure vessels are formulated with consideration of the residual welding stress and strain fields, and the calculation procedure for determining the fracture parameters of the postulated crack is presented. Using the calculation methods and software product developed, a significant influence of such factors as consideration of the thermomechanical loading history and elastoplastic deformation of the metal in the vicinity of the postulated crack front, different ways of taking into consideration the residual welding stress level, the regularity and density of the finite element mesh in the vicinity of the calculated crack front, the procedure for calculating the elastoplastic fracture parameters in discrete finite-element method models on the calculated fracture resistance assessment of WWER-1000 reactor pressure vessels is shown. It is found that the neglect of the loading history and residual stress level after heat treatment results in a non-conservative assessment of the fracture resistance for the collector-to-nozzle welded joint in the PGV-1000M steam generator in the simulation of the operating cycle of loading.
