Наведено результати аналізу щодо впливу радіаційної повзучості на розрахункову оцінку формозміни вигородки активної зони реактора ВВЕР-1000 за умов довгострокової експлуатації. Застосовано сучасні
моделі радіаційного розпухання і радіаційної повзучості, в яких враховується вплив напруженого стану і
накопиченої незворотної деформації на процеси розпухання і повзучості аустенітних сталей, що перебувають під впливом нейтронного опромінення і підвищеної температури. Сформульовано основні положення
розрахунку напружено-деформованого стану вигородки та внутрішньокорпусної шахти реактора з урахуванням умов контактної взаємодії. Розрахунковий аналіз виконано у двовимірній постановці для поперечного
перерізу вигородки з максимальною за висотою пошкоджуючою дозою і температурою опромінення за умови
узагальненої плоскої деформації. Дані щодо формозміни вигородки одержано на основі розв’язання зв’язаної
контактної задачі залежно від накопиченої пошкоджуючої дози опромінення. Визначення температурного
поля і напружено-деформованого стану виконано з урахуванням перерозподілу температури через порушення проєктних умов протоку теплоносія в зоні контакту вигородки з шахтою. Результати розрахунків одержано з використанням медіанних параметрів температурно-дозової залежності радіаційного розпухання аустенітної сталі 08Х18Н10Т. Встановлено, що урахування радіаційної повзучості сприяє зниженню
рівня напружень, проте збільшує рівень розпухання і переміщення, що додає консерватизму до прогнозної
оцінки формозміни вигородки порівняно з даними без урахування радіаційної повзучості.
The paper presents the results of the analysis of the irradiation creep effect on the calculated assessment of
the form change in the WWER-1000 reactor core baffle under long-term operation. The modern models of radia
tion-induced swelling and radiation creep are used. They consider the effect of the stressed state and accumulated
irreversible strains on the processes of swelling and creep in austenite steels under the neutron irradiation
and elevated temperature. The basic tenets of the calculation of the stress-strain state in the core baffle and invessel
reactor barrel considering the contact interaction are stated. The calculation analysis is performed in the
two-dimensional statement for a cross-section of the core baffle with the maximum (by height) damaging dose
and irradiation temperature under the generalized plane strain conditions. The data on a form change in the core
baffle are obtained using the solution to the mixed contact task depending on the accumulated damaging irradiation
dose. The determination of the temperature field and stress-strain state was made considering the temperature
redistribution due to the violation of the design conditions of the heat carrier flow within the contact
zone between the core baffle and barrel. The calculation results are determined using the median parameters of
the temperature-dose dependence of the free swelling in 08Kh18N10T austenite steel. It is shown that the consideration
of the radiation creep facilitates the stress level reduction, however, it increases the swelling and displacement
that makes the prediction assessment of the core baffle form change more conservative as compared
with the data without considering the radiation creep.
