Содержание к диссертации
Введение
1. Методы расчетного обоснования прочности ру для АЭС С ВВЭР 14
1.1. Место и роль прочности РУ в обеспечении безопасности АЭС 14
1.2. Нормативное обоснование прочности и экспериментальные исследования 22
1.3. Обзор задач, критериев, подходов и методов 35
1.4. Актуальные проблемы расчетного обоснования прочности 44
1.5. Программное обеспечение 60
2. Проблемы расчетного обоснования прочности 74
2.1. Применение расчетных методов для анализа и преодоления проблем, возникающих при эксплуатации РУ 74
2.2. Учет влияния облучения на прочность ВКУ реактора 88
2.3. Исследования формоизменения ТВС 98
2.4. Обоснование вибропрочности 112
3. Динамика конструкций, взаимодействующих с жидкостью 133
3.1. Динамические эксплуатационные и аварийные процессы и нагрузки 133
3.2. Динамические характеристики теплоносителя в системе охлаждения реактора 150
3.3. Задача о колебаниях упругой конструкции, взаимодействующей с жидкостью 159
3.4. Прикладные методики и программы. Примеры приложений к оборудованию РУ 168
3.5. Трехмерные динамические модели ВКУ ВВЭР 181
3.6. Движение аварийных трубопроводов 196
4. Обеспечение стойкости РУ к внешним динамическим воздействиям 207
4.1. Принципы обеспечения сейсмозащиты и основные решения 207
4.2. Характеристики исходных воздействий 216
4.3. Методы расчета и программное обеспечение 220
4.4. Расчет сейсмических нагрузок и обоснование прочности 230
4.5. Примеры приложений к РУ 241
4.6. Расчетно-экспериментальные исследования 253
Заключение 268
Список литературы 272
- Нормативное обоснование прочности и экспериментальные исследования
- Учет влияния облучения на прочность ВКУ реактора
- Динамические характеристики теплоносителя в системе охлаждения реактора
- Расчет сейсмических нагрузок и обоснование прочности
Введение к работе
Во всех областях техники, где приходится иметь дело с конструированием, изготовлением, монтажом и пуско-наладкой, эксплуатацией и снятием с эксплуатации принципиально новых, очень сложных, потенциально опасных и уникальных объектов, всегда имеется некоторая вероятность возникновения на различных этапах их жизненного цикла всевозможных особенностей, проблем, нештатных ситуаций, повреждений и аварий. К таким областям техники относится и атомная энергетика.
Государственная политика в области атомной энергетики определена «Энергетической стратегией России до 2020 года» и разработанной на ее основе «Стратегией развития атомной энергетики России в первой половине XXI века». В связи с планируемым существенным увеличением количества вводимых АЭС одним из главных вопросов становится обеспечение безопасности. Решение данной проблемы во многом определяется конструкцией и прочностью РУ, содержащей три последовательных физических барьера на пути распространения радиоактивных веществ и излучений, а также основные системы безопасности. Прочность — одно из главных свойств любой конструкции, обеспечивающее ее нормальное функционирование и безопасность путем сохранения целостности, устойчивости и формы.
Традиционно высока роль обеспечения прочности для объектов техники, характеризующихся малым временем жизни, строго детерминированными высокоинтенсивными нагрузками, массовостью и относительно малой стоимостью. При обосновании прочности таких объектов характерно преимущественное использование экспериментальных исследований на натурных образцах, а также стремление минимизировать коэффициенты запаса по различным критериям, часто с доведением их значений практически до единицы. В некоторых случаях предполагается возможность полного исчерпания несущей способности.
На другом полюсе, куда можно отнести и РУ для АЭС с ВВЭР, находятся объекты, срок службы которых сопоставим с длительностью человеческой жизни или превышает ее. Для таких объектов характерны: уникальность конструкции; большие размеры; высокий энергетический потенциал, заключенный в рабочих средах и элементах конструкции; существенная угроза населению и окружающей среде в случае разрушения; значительная доля времени работы в стационарном состоянии от общего срока службы. Объекты данного типа наряду с экспериментальным моделированием на стадии проектирования подвергаются тщательному теоретическому анализу по различным критериям прочности. При этом используются: консервативные подходы к решению возникающих проблем, эволюционный характер развития и референтность конструкции по отношению к прототипу, значительные запасы
прочности, апробированные и верифицированные расчетные методы и программные средства. Особую роль при конструировании и обосновании таких объектов играют нормативные документы, регламентирующие как саму деятельность в области атомной энергетики, так и все основные направления конкретных работ по созданию РУ. В первую очередь это относится к расчетному обоснованию прочности РУ.
Благодаря наличию нормативных основ конструирования и расчетов на прочность решается одна из главных задач - преемственность опыта предшествующих поколений по обеспечению прочности, надежности и безопасности как действующих РУ, созданных ранее, так и находящихся в настоящее время в стадиях разработки или строительства.
Обеспечение прочности оборудования и трубопроводов РУ АЭС с ВВЭР является одной из главных задач при проектировании. От глубины и качества решения этой задачи напрямую зависят безопасность и надежность эксплуатации будущей АЭС. Проблеме обоснования прочности в составе проекта уделяется большое внимание. В соответствии с современными требованиями, предъявляемыми к обоснованию прочности РУ [1 - 4], выполняется расчетное обоснование. Полная номенклатура расчетов прочности, в зависимости от конфигурации и количества систем в составе РУ, насчитывает порядка 200 наименований. Наряду с расчетами выполняется значительный объем экспериментальных работ по исследованию на-груженности, НДС и обоснованию прочности РУ.
Актуальность работы. Диссертационная работа посвящена важной и актуальной проблеме - разработке и внедрению методов расчетного обоснования прочности, исследованию конструкций РУ ВВЭР в условиях действия эксплуатационных и аварийных динамических нагрузок, а также нагрузок сейсмического типа, возникающих при землетрясениях, возможных ВУВ и УС по защитной оболочке АЭС, т.е. обеспечению прочности оборудования и трубопроводов РУ для АЭС с ВВЭР. Соответственно определяется и объект исследований — системы, оборудование и трубопроводы, входящие в состав РУ.
Цель диссертационной работы. Целью диссертационной работы является решение ряда возникших из практической необходимости актуальных и сложных проблем расчетного обоснования прочности, выходящих за нормативные рамки и потребовавших разработки и внедрения в инженерную практику специальных подходов, методов и программных средств, а также исследование созданной системы обоснования прочности РУ ВВЭР, демонстрация достигнутого уровня, поиск направлений дальнейшего ее совершенствования.
В силу специализации автора главное внимание в работе уделяется расчетному обоснованию прочности. Экспериментальные обоснования и расчетно-экспериментальные исследования привлекаются лишь когда это необходимо для освещения основных рассматриваемых
7 вопросов. При этом используются описания и данные тех экспериментальных работ, где автор непосредственно участвовал в постановке эксперимента, анализе и интерпретации результатов.
Научная новизна работы.
Проанализированы место и роль прочности РУ в обеспечении безопасности АЭС. Раскрыта суть комплексного подхода при обосновании прочности, являющегося основой сложившейся системы и выражающегося в выполнении анализов прочности на многокритериальной основе, отражающей требования норм и правил, с применением расчетных и экспериментальных методов, современных аттестованных в надзорном органе программ.
Исследованы современное состояние расчетного обоснования прочности РУ ВВЭР, выполняемого в соответствии с действующими нормативными документами, и роль расчетных методов в анализе и преодолении проблем, возникающих при эксплуатации РУ.
Разработаны и внедрены методики, необходимое программное обеспечение, критерии приемлемости результатов для ряда задач, решение которых выходит за рамки нормативных требований.
Исследованы динамические нагрузки, действующие на элементы РУ при НЭ, при возможном возникновении нарушений и аварий, а также при экстремальных внешних динамических воздействиях на АЭС (землетрясение, УС, ВУВ).
Разработаны, реализованы в виде программных средств и применены для обоснования проектов действующих, строящихся и проектируемых РУ ВВЭР методы расчетов:
динамических характеристик теплоносителя в системе охлаждения реактора;
динамических характеристик элементов конструкций в виде балок, пластин и оболочек, взаимодействующих с жидкостью;
динамического отклика РУ на воздействия аварийных нагрузок, а также нагрузок сейсмического типа;
движения трубопроводов, обусловленного гидродинамическими усилиями высокой интенсивности при их постулированных разрывах.
6. Выполнен ряд расчетно-экспериментальных исследований, позволивших:
обосновывать вибропрочность РУ для числа циклов изменения вибронапряжений на несколько порядков превышающих базовое число циклов при стандартных испытаниях материалов на выносливость;
обосновывать сейсмостойкость приводов СУЗ ВВЭР-1000;
верифицировать разработанные программные средства и расчетные модели для выполнения динамических расчетов оборудования РУ.
Практическая ценность. Исследования показали, что в результате нескольких десятилетий практической деятельности по разработке и внедрению в атомную энергетику РУ ВВЭР в ОКБ «Гидропресс» сформировалась система комплексного обоснования прочности, доказавшая свою эффективность многолетней безопасной работой большого числа блоков АЭС с ВВЭР как в нашей стране, так и за рубежом. Поскольку именно сегодняшнее поколение специалистов своей работой закладывает безопасность будущих объектов атомной энергетики, то эта система будет и в дальнейшем определять высокое качество выполнения работ, обеспечивать преемственность опыта по обеспечению прочности, надежности и безо-пасности^как действующих РУ, так и находящихся в стадиях разработки или строительства, т.е. в сфере ответственности современного поколения конструкторов и расчетчиков.
Полученные в работе результаты в виде разработанных методик, верифицированных и аттестованных в надзорном органе программ уже использовались и могут продолжать использоваться для выполнения в составе проектов расчетов, обосновывающих прочность, сейсмостойкость, надежность и безопасность РУ ВВЭР, а также при возникновении необходимости выполнения подобных расчетов на всех других этапах жизненного цикла АЭС.
Результаты исследований и решения проблем расчетного обоснования, .изложенные в диссертации, могут применяться при совешенствовании действующих и разработке новых норм и правил для объектов использования атомной энергии.
Основные положения, выносимые на защиту. Автором диссертации представлены подходы к обоснованию прочности РУ для АЭС с ВВЭР с исследованием сложившейся на сегодня практики выполнения соответствующих работ. Изложены методы анализа и обоснования стойкости оборудования и трубопроводов к динамическим воздействиям различного типа, разработанные вычислительные коды. Приведены решения задач, связанных с необходимостью учета многофакторного влияния облучения на ВКУ реактора, а также влияния конструктивных особенностей и эксплуатационных факторов на необратимое деформирование ТВС активной зоны ВВЭР-1000. На защиту выносятся следующие положения:
- система комплексного обоснования прочности РУ для АЭС с ВВЭР с анализом сло
жившейся практики и опыта использования;
— подходы, методы, критерии и результаты исследований по таким проблемам расчет
ного обоснования как учет влияния облучения на прочность ВКУ реактора и формоизмене
ние ТВС активной зоны;
- метод обоснования вибропрочности оборудования РУ и результаты его применения;
— результаты анализа динамических эксплуатационных и аварийных нагрузок на РУ, а
также нагрузок сейсмического типа от внешних динамических воздействий на АЭС;
- методика и результаты расчетного анализа динамических характеристик теплоноси
теля в системе охлаждения реактора;
— методы, программное обеспечение и результаты расчетов динамических характери
стик и отклика ВКУ реактора, взаимодействующих с жидкостью, на действие аварийных на
грузок;
- методика расчета движения трубопроводов под действием гидродинамических сил,
возникающих при их постулированных разрывах;
— результаты расчетно-экспериментальных исследований (программно-методические
разработки, верификация, моделирование, экспериментальное обоснование натурных изде
лий), позволившие обосновать и обеспечить надлежащую сейсмозащиту РУ ВВЭР.
Достоверность и обоснованность полученных результатов. При разработке расчетных методик и моделей, вычислительных программ, физических моделей использовались основополагающие гипотезы и методы теоретической механики, механики деформируемого твердого тела, гидромеханики, теории колебаний, широко известные численные методы. Верификация программ и расчетных моделей выполнялась путем сопоставления с результатами, полученными по другим вычислительным программам, а также сравнением результатов расчета с экспериментальными данными. Достоверность разработанных методик и программ подтверждена также процедурой аттестации в надзорном органе.
Личный вклад автора. Автором в результате более чем 35-летней работы в специализированном подразделении, выполняющим расчетное обоснование прочности в составе проектов РУ, внесен существенный вклад в становление и развитие системы комплексного обоснования прочности РУ ВВЭР. В особенности это относится к таким аспектам обоснования прочности как динамика конструкций, взаимодействующих с жидкостью, расчеты на сейсмические воздействия, обоснование вибропрочности, решение ряда других возникавших актуальных проблем расчетного обоснования, выходящих за рамки нормативных требований и являющихся, по существу, научными исследованиями. Автор диссертации лично разрабатывал и принимал участие в постановке научных задач по рассматриваемым проблемам, включая постановку экспериментальных и расчетно-экспериментальных исследований на стендах и непосредственно на АЭС, в разработке расчетных методик и программного обеспечения, руководил выполнением работ.
Реализация результатов. Главной особенностью диссертационной работы является то, что она выполнена по уже внедренным в практику обоснования прочности входящих в состав РУ систем, оборудования и трубопроводов результатам в виде методик, программных средств, расчетных моделей, критериев и рекомендаций [5 — 7]. Сформировавшаяся система
комплексного обоснования прочности РУ для АЭС с ВВЭР и накопленный опыт ее применения позволяет сегодня успешно разрабатывать новые проекты, для которых характерны более высокие мощности, увеличенные сроки службы и повышенная безопасность.
Апробация работы. Сами разработки и результаты их использования многократно апробированы экспертизами большого числа проектов РУ ВВЭР на предприятиях отрасли и в надзорном органе, обсуждениями на различных конференциях и семинарах, публикациями, защитой проектов перед зарубежными заказчиками. Результаты работы докладывались и обсуждались на:
1-й Всесоюзной конференции: «Опыт проектирования и эксплуатации АЭС», Кольская АЭС, Полярные Зори, 1974 г.;
советско-канадском семинаре: «Исследование вибраций узлов ядерных энергетических установок (устройства внутри реактора и парогенератора)», Москва 9—12 сентября 1975 г., ИАЭ им. И.В.Курчатова;
франко-советском семинаре: «Безопасность АЭС с реакторами типа ВВЭР», Париж, 10-17 января 1979 г.;
японо-советском семинаре: «Расчетное и экспериментальное исследование сейсмостойкости, вибростойкости и безопасности реакторных установок», Токио, сентябрь, 1980 г.;
советско-индийском семинаре: «Расчетное и экспериментальное проектирование сейсмостойкого оборудования реакторной установки; нормативные требования при проектировании АЭС», Москва, 16-23 ноября 1981 г.;
совещании МАГАТЭ: «Учет землетрясений и сейсмостойкости в проектировании АЭС», Москва, 24 - 28 марта 1986 г.;
координационном совещании: «Проблемы прочности и сейсмостойкости энергетического оборудования», г. Фрунзе, 1-7 сентября 1989 г.;
— японо-советском семинаре: «Опыт проектирования реакторных установок типа
ВВЭР, включая вопросы обоснования сейсмостойкости», Токио, 25.01 — 01.02.1990 г.;
5-й Межотраслевой конференции по реакторному материаловедению, г. Димитров-град, 8—12 сентября 1997 г.;
1-й Российской конференции: «Методы и программное обеспечение расчетов на прочность», г. Туапсе, 9-14 октября 2000 г.;
совместном заседании концерна «Росэнергоатом» и секции № 4 НТС № 1 Минатома России, март, 2001 г.;
7-й Международной конференции: «Материаловедческие проблемы при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС», Санкт-Петербург, 17-21 июня
2002 г.;
- 17-й Международной конференции: «Строительная механика в реакторной техноло
гии (SMiRT)», Прага, 17-22 августа 2003 г.;
- Международной конференции: «Проблемы надежности машин и конструкций»,
Минск, 24 - 26 сентября 2003 г.;
- 5-й Международной конференции: «Проблемы колебаний (ICOVP)», Москва, ИМАШ
РАН, 8 - 10 октября 2003 г.;
6-м Международном семинаре по горизонтальным парогенераторам, г. Подольск Московской обл., 22 - 24 марта 2004 г.;
семинаре по проблеме вероятностно-прочностных анализов оборудования, трубопроводов и сооружений АЭС, Москва, Атомэнергопроект, 30.11 - 01.12.2004 г.;
2-й, 3-й, и 4-й Международных конференциях: «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», г. Подольск Московской обл., 2001, 2003, и 2005 гг.;
Публикации. По теме диссертации опубликовано 63 работы, в том числе в соавторстве 4 книги и один патент на изобретение.
Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и списка использованной литературы из 202 наименований, изложена на 288 страницах машинописного текста, включающего 109 рисунков и 22 таблицы.
Учитывая многообразие типов РУ ВВЭР, а также тот факт, что в литературе достаточно подробно и многократно приводились описания их конструкций, здесь систематизированное описание конструкций не приводится. Там, где это необходимо, приводятся соответствующие иллюстрации и пояснения по конструкциям и особенностям функционирования узлов. Здесь ограничимся лишь ссылкой на относительно недавно опубликованные книги [8 — 15], содержащие исчерпывающие сведения по конструкции всех разработанных типов РУ для АЭС с ВВЭР.
В первой главе дается анализ роли и места прочности РУ в обеспечении безопасности АЭС, показывается необходимость применения комплексного подхода при обосновании прочности оборудования и трубопроводов. Приводится краткий обзор решаемых при обосновании прочности РУ задач, критериев приемлемости результатов, используемых подходов и методов. Особое внимание уделяется характеристике актуальных проблем, возникших при обосновании прочности в разные периоды развития РУ ВВЭР, решению которых отводится в диссертации значительное место. Даются краткая характеристика применяемых программ и программных комплексов, как собственной разработки, так и приобретенных у отечественных и зарубежных разработчиков, а также сведения об их верификации и аттестации. При-
12 менение иллюстрируется примерами расчетных моделей тїшового оборудования, отдельных узлов и элементов.
Вторая глава демонстрирует роль расчетных методов в анализе и преодолении проблем, возникающих при эксплуатации РУ. Далее рассматриваются серьезные проблемы расчетного обоснования прочности, возникшие в ходе развития РУ ВВЭР:
учет влияния на прочность и ресурс ВКУ радиационных эффектов в материале конструкции (охрупчивание, упрочнение, распухание, радиационная ползучесть, внутренние энер-говыделения) при отсутствии на сегодняшний день нормативных требований, критериев и методик;
формоизменение ТВС, которое стало существенно проявляться с середины 90-х годов в связи с переходом на трехгодичную, а затем и более длительную топливную кампанию, и которое необходимо было учитывать путем выполнения специальных анализов и преодолевать путем внесения изменений в конструкции ТВС и ВКУ;
обоснование вибропрочности, проблемность которого в основном определяется невозможностью надежного теоретического определения эксплуатационного уровня вибраций на стадии проектирования и отсутствием экспериментальных кривых усталости материалов для больших чисел циклов до разрушения (~1012), построенных с учетом влияния технологических и эксплуатационных факторов.
В данной главе приводится описание достигнутого состояния с решением перечисленных проблем, излагаются разработанные и внедренные методические подходы и даются примеры их применения. Результаты исследований обсуждаемых в главе проблем могут послужить основой при дальнейшем совершенствовании норм и правил.
Третья глава посвящена актуальной для атомной энергетики с конца 60-х годов и до сих пор проблеме - исследованию динамики элементов конструкций оборудования РУ, взаимодействующих с жидкостью. В связи с этим дается перечень и характеристика эксплуатационных и аварийных динамических процессов и нагрузок. Излагается разработанный автором матричный метод расчета динамических характеристик теплоносителя в системе охлаждения реактора с иллюстрацией на примере расчета собственных акустических частот и форм колебаний теплоносителя в контуре охлаждения ВВЭР-1000. Приводится общая постановка задачи о колебаниях упругой конструкции, взаимодействующей с жидкостью, а также упрощенные варианты постановок применительно к конкретным элементам конструкций, допускающих простое применение в инженерных расчетах. Описаны методы решения задач гидроупругости, а также разработанные на предприятии с участием автора программы, их реализующие. Даются примеры расчета собственных и вынужденных колебаний в жидкости
13 конструктивных элементов в виде балок, пластин и оболочек. Приводятся примеры использования современного зарубежного программного комплекса ANSYS для расчета динамики ВКУ ВВЭР по специально разработанным трехмерным расчетным моделям, учитьшающим все основные конструктивные элементы. Показывается, что результаты, полученные по ранее использовавшимся упрощенным моделям, хорошо согласуются со вновь полученными. Излагается инженерный метод расчета движения трубопроводов, обусловленного гидродинамическими нагрузками высокой интенсивности при их постулированном разрушении, приводятся примеры с результатами расчета.
В четвертой главе исследуется сейсмостойкость РУ. С учетом проявления сейсмического эффекта на РУ при таких учитываемых в проекте внешних динамических воздействиях на здание АЭС как ВУВ или УС, их рассмотрение применительно к РУ проводится аналогично расчету на сейсмические воздействия. Излагаются принципы обеспечения сейсмоза-щиты и основные решения, принимаемые в проекте для их реализации. Кратко характеризуются исходные воздействия, закладываемые в основу проектов. Описываются применяемые для расчетов методы и разработанное программное обеспечение, излагаются особенности построения расчетных моделей. Даются примеры расчетных моделей и результатов анализа. Поскольку для обоснования прочности и функционирования при сейсмических воздействиях систем с подвижными элементами (например, привод СУЗ), а также для верификации программ и расчетных моделей используются экспериментальные методы, то в данной главе уделяется существенное внимание выполненным с участием автора соответствующим рас-четно-экспериментальным исследованиям.
Выполнение данной работы было бы невозможным без широкого участия в ней на протяжении многих лет всего коллектива расчетно-конструкторского отдела прочности ОКБ «Гидропресс» и внимания со стороны руководителей предприятия, за что автор выражает им глубокую признательность. Особая благодарность выражается всем соавторам сделанных публикаций по теме диссертации.
Нормативное обоснование прочности и экспериментальные исследования
Обоснование прочности разрабатываемой конструкции всегда являлось неотъемлемой частью проекта. Механика деформируемого твердого тела, механика разрушения, динамика конструкций, сопротивление материалов и строительная механика находятся в числе основ ных инженерных дисциплин и имеют широкое применение в практической работе при конструировании объектов новой техники. Становление и развитие до сегодняшнего состояния системы обоснования прочности РУ для АЭС с ВВЭР шло параллельно развитию этих РУ, история которого детально изложена в [8]. Член-корреспондент РАН В.А.Сидоренко выделяет несколько определяющих этапов в развитии РУ ВВЭР: формулировка первых предложений по РУ для подводной лодки (1954 г.); разработка первого опытно-промышленного блока НВАЭС с пуском в 1964 г.; создание на базе опыта первого поколения серийных ВВЭР-440 (головной блок введен в 1971 г.), продемонстрировавших экономическую конкурентоспособность АЭС; создание второго поколения серии энергоблоков средней мощности ВВЭР-440, начавшееся разработкой РУ для АЭС «Ловииза» в Финляндии (ко второму поколению относятся и созданные позднее ВВЭР-1000), характерное формулировкой и воплощением новых требований к безопасности отечественных АЭС на уровне международных; создание серии энергоблоков большой мощности (начавшаяся в 1969 г. разработка ВВЭР-1000 завершилась введением в эксплуатацию в 1980 г. 5-го блока НВАЭС); разработка и начало сооружения энергоблоков третьего поколения, представляющих собой пример эволюционного развития и включающих использование присущих черт внутренней безопасности и пассивных технических средств.
Расчетное определение напряжений в узлах первых конструкций ВВЭР выполнялось методами сопротивления материалов и строительной механики. Оценка прочности проводилась с использованием норм расчета на прочность элементов паровых котлов и сосудов высокого давления. Так было вплоть до выхода «Временных норм расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов атомных электростанций», разработанных в соответствии с Постановлением Совета Министров СССР № 79-302 от 22.10.70. В дальнейшем, в апреле 1972 г., были утверждены ГКАЭ СССР и Госгортехнадзо-ром СССР «Нормы расчета на прочность ...» [20] и введены в действие с 01.10.74 Приказом -№ 0/47 от 25.07.74 Госгортехнадзора СССР и ГКАЭ СССР, одновременно с «Правилами устройства и безопасной эксплуатации ...» [21]. Вторьте, ныне действующие, редакции норм [3] и правил [2] соответственно были введены в действие в 1987 и 1990 годах. Кроме этого, в 1988 г. были введены «Нормы проектирования сейсмостойких атомных станций» [22]. Современная версия этого нормативного документа [4] введена в действие с 2002 г. Дополнительные сведения об эволюции подходов, методов определения напряжений и обоснования прочности, о развитии нормативной базы можно найти в [7, 23].
В течение первого десятилетия после завершения технических проектов реакторов и ПГ для первых АЭС с ВВЭР (1 и 2 блоки НВАЭС и АЭС «Райнсберг» в ГДР) широко использовались труды многих отечественных ученых: И.А.Биргера, В.В.Болотина, Г.Л.Вихмана, А.С.Вольмира, С.Н.Кана, Н.Н.Малинина, Н.А.Махутова, Н.П.Мельникова, С.Д.Пономарева, Н.И.Пригоровского, С.В.Серенсена, С.П.Тимошенко и др.
Усилиями расчетчиков-прочнистов с привлечением специалистов ряда НИИ были разработаны и внедрены в расчетную практику программы для ЭВМ (в то время, в основном, «Минск-22» и начало эксплуатации «БЭСМ-6»), позволяющие определять НДС в сложных корпусных конструкциях и разъемных соединениях в рамках теории оболочек и пластин, в трубопроводных системах, программы, позволяющие рассчитывать собственные частоты колебаний оболочек в жидкости, акустические частоты и формы колебаний теплоносителя в первом контуре.
Следует отметить большое участие в становлении расчетного и экспериментального обоснования прочности ВВЭР ИМАШ им. А.А.Благонравова РАН. Оно выражалось: в подготовке высококвалифицированных специалистов; во внедрении методов и программ расчета; в научно-техническом руководстве при планировании и проведении экспериментальных исследований; в выполнении конкретных анализов; в экспертизе расчетов; в научно-методической помощи при определении концентрации силовых и температурных напряжений, усилий в шпильках уникальных узлов уплотнений с учетом податливости и релаксации напряжений в их элементах, напряжений в разнородных соединениях, остаточных напряжений, а также при обосновании циклической прочности и СХР.
Итоги развития методов расчета на прочность реакторного оборудования первого поколения подробно описаны в [24]. Там же отмечается недостаточность отражения в отечественной и зарубежной литературе того периода вопросов, связанных с разработкой конструкций ядерных реакторов и созданием методов их расчета на прочность. Эта монография восполнила имевшийся пробел, во многом определявшийся закрытостью отрасли. Большое внимание уделено изложению сути имевшихся проблем и путей их решения, как в области реакторного материаловедения, так и по различным направлениям обоснования прочности, включая формулировки критериев малоцикловой усталости, СХР, ползучести, описанию методов и примеров расчетного и экспериментального определения напряжений. Например, в книге высказано утверждение о том, что одним из выдающихся достижений исследований в области материаловедения за минувшее десятилетие (60-е годы) является установление факта возможности прогнозирования работы конструкции лишь в том случае, если известна температура хладноломкости стали. При понижении температуры переход от вязкого характера разрушения к хрупкому происходит в некотором достаточно узком температурном диа пазоне. Резкость перехода определила основу для выявления корреляции температуры перехода с явлением разрушения и, следовательно, позволила разработать критерии и аналитические методы расчета конструкций на СХР. Это нашло свое отражение в первой редакции норм расчета на прочность [20] в виде температурного критерия СХР.
Следующие полтора десятилетия были ознаменованы углублением расчетного обоснования прочности РУ вновь разрабатываемых проектов и строящихся АЭС. Совершенствовалась программно-методическая база, накапливался опыт применения норм [20], в практику расчетных работ начал вкрапляться зарубежный опыт, приобретенный в результате различных форм взаимодействия отечественных и зарубежных специалистов. В частности, проект РУ В-213 для АЭС «Ловииза» в Финляндии разрабатывался с учетом обеспечения безопасности при разрыве ГЦТ Ду 500. Впервые в связи с этим учитывались высокие гидродинамические нагрузки на корпус, ВКУ и ТВС реактора, что потребовало разработки новых расчетных методик, учитывающих динамический характер нагрузок и взаимодействие колеблющихся ВКУ реактора и ТВС с водой. Продолжался процесс широкого внедрения вычислительной техники, продолжались исследования по главным проблемным вопросам, не нашедшим еще должного отражения в нормах (обоснование вибропрочности, сейсмостойкости, СХР). Общее состояние дел с обоснованием прочности на середину 80-х годов подробно отражено в [23]. Дано описание методов расчетного определения напряжений в корпусных конструкциях, разъемных соединениях, патрубках и трубопроводах при механических, тепловых, динамических и сейсмических нагрузках. Приведены некоторые результаты по НДС узлов ВВЭР. Данный период также характерен широкой кооперацией проектных работ и расчетного обоснования прочности с Чехословакией, с ведущими НИИ в СССР (НИКИЭТ, ИМАШ, ЦКТИ, ЦНИИТМАШ, РНЦ КИ, ВНИИАЭС, ЦНИИКМ «Прометей» и др.), существенным ростом квалификации специалистов в области расчетов на прочность.
Несмотря на явный застой в строительстве новых энергоблоков и в прикладных исследованиях, период с 1986 г. до 2007 г. следует признать весьма прогрессивным с позиций совершенствования расчетного обоснования прочности РУ ВВЭР благодаря перечисленным ниже достижениям этого периода.
Учет влияния облучения на прочность ВКУ реактора
Особенностями эксплуатации ВКУ реактора являются накопление весьма значительного флюенса нейтронов и наличие уровня температур, обусловленного поглощением у-кван-тов и нейтронов, при которых возможно возникновение формоизменения конструкции вследствие распухания материала под облучением. Например, по данным нейтронно-физических расчетов максимальная нейтронная повреждающая доза, выражаемая в смещениях на атом (сна), на отдельных участках выгородки ВВЭР-1000 через 30 лет эксплуатации может составлять 50 сна. Действие нейтронного и у - излучений оказывает влияние не только на структуру и свойства конструкционных материалов, но и на НДС компонентов и, в особенности, ВКУ реактора, обусловленное распуханием, терморадиационной ползучестью и внутренними тепловыделениями. В связи с этим для элементов ВКУ важным и специфичным является изучение следующих свойств и качеств стали 08Х18Н10Т и ее сварных соединений: радиационное упрочнение и снижение пластичности, радиационное распухание и ра-диационно-термическая ползучесть.
В настоящее время можно найти довольно обширные данные по поведению стали 08Х18Н10Т в условиях облучения. Однако, их непосредственное использование применительно к конструкциям ВКУ ВВЭР затруднительно по ряду причин. Во-первых, структурное состояние материала (поковки, листы) отличается от структурного состояния материала большинства исследованных конструкций (трубы, шестигранные чехлы и т. д.). Известно, что эффекты радиационного распухания и радиационной ползучести чувствительны к исходной структуре материала. Во-вторых, высокий уровень напряжений, действующих постоянно, и тем более высокий, чем более значительно проявляется распухание материала под облучением, может изменять закономерности проявления радиационных эффектов. В-третьих, остается открытым вопрос о количественном влиянии плотности потока нейтронов и времени облучения на распухание стали. В связи с изложенным любые результаты расчетов следует считать оценочными, а при выполнении расчетов следует ориентироваться минимум на два варианта-данных по свойствам стали — среднестатистические (номинальные) и пессимистические (консервативные).
Наиболее актуален учет влияния радиационных эффектов в материале на надежігую и безопасную эксплуатацию реактора для таких элементов ВКУ как шахта и выгородка. Шахта является главным несущим элементом и охрупчивание в процессе длительной эксплуатации может являться потенциальной причиной ее разрушения при действии эксплуатационных и аварийных термомеханических нагрузок. Это может серьезно снизить надежность и осложнить протекание ПА.
Разогрев элементов конструкций от внутренних энерговыделений в объеме конструкционного материала происходит за счет его взаимодействия с нейтронным и у -излучениями, являясь специфическим фактором для атомной техники. Соответствующие распределения температур, прежде всего в стенках корпуса и элементов ВКУ реактора напротив активной зоны, имеют нелинейный вид с максимумом в срединной зоне толщины стенки. Характерные примеры таких распределений для стенки шахты внутрикорпусной реакторов ВВЭР-440 (тип В-213) и ВВЭР-1000 (тип В-320) представлены на рис.2.3 и 2.4. Максимальный радиальный перепад температур возникает в сечении шахты вблизи центра активной зоны (в сечении с максимальным внутренним энерговыделением). Представленные кривые распределения температур соответствуют работе реактора на уровне 100% мощности. При изменении мощности поле температур от внутренних энерговыделений изменяется практически пропорционально, приводя к циклическому изменению температурных напряжений. Учитывая относительную малость этих напряжений, их вклад в циклическую повреждаемость шахты несущественен при условии работы АЭС в базовом режиме. При работе АЭС в режиме следования за нагрузкой в сети число циклов изменения мощности будет достаточно большим и вклад данного вида температурной нагрузки может оказаться значимым.
Выгородка, находясь в непосредственной близости от бесчехловых ТВС, подвержена наибольшему воздействию облучения и связанными с ним распуханием и ползучестью, а также действию циклических нагрузок от внутренних тепловыделений.
Анализ функционального назначения, конструктивного исполнения и условий работы ВКУ показывает, что потенциальную угрозу для надежной и безопасной эксплуатации реактора могут представлять следующие последствия, связанные с действием излучения на материал ВКУ: изменение водяных зазоров между выгородкой и ТВС (изменяет нейтронно физические характеристики активной зоны, увеличивая их неравномерность); уменьшение зазора между выгородкой и шахтой (ухудшает условия охлаждения выгородки и шахты, усугубляя процессы распухания и радиационной ползучести в выгородке); возможность депланации плоскостей контакта между кольцевыми элементами выгородки (может приводить к частичному байпасированию расхода через активную зону); ослабление затяжки крепежа в элементах выгородки (может приводить к вибрациям элементов и разрушению крепежа); возможность разрушения шахты и выгородки как от действия эксплуатационных термоциклических нагрузок, так и от динамических термомеханических нагрузок при ПА, например, сейсмика, аварийная подача охлаждающей воды в реактор (может явиться исходным событием запроектной аварии или существенно осложнить протекание ПА).
Обзор экспериментальных результатов по воздействию облучения на материалы и элементы конструкций реакторов, оценка и анализ термомеханического поведения элементов ВКУ ВВЭР с учетом эффектов облучения содержатся в [5, 82, 83]. Далее более подробно остановимся на рассмотрении выгородки активной зоны серийного реактора ВВЭР-1000, изображение 1/12 части поперечного сечения которой схематично представлено на рис.2.5.
Динамические характеристики теплоносителя в системе охлаждения реактора
Требования по надежности и безопасной эксплуатации конструкций элементов оборудования АЭС с ВВЭР невозможно обеспечить без рассмотрения динамических процессов, происходящих в теплоносителе первого контура. Нестационарный поток теплоносителя может быть источником вибраций элементов ГЦК и ВКУ реактора. В частотном спектре пульсаций давления могут присутствовать ярко выраженные дискретные составляющие, обусловленные работой насосов и акустическими эффектами в движущемся теплоносителе [76, 118]. Исследования подтверждают гипотезу о наличии связи между общесистемными пульсациями давления и акустическими свойствами проточной части первого контура. Наиболее интенсивные вибрации элементов конструкций могут возникать при совпадении собственных частот этих элементов с собственными частотами теплоносителя в контуре, на которых могут существенно усиливаться и пульсации давления. Значительную роль при этом играет и характер распределения пульсаций давления и скорости по всему тракту. Важное место в связи с изучением динамического взаимодействия теплоносителя с элементами конструкции ВВЭР и оборудованием первого контура АЭС занимает исследование спектра собственных колебаний теплоносителя [117].
Методы, используемые для анализа акустических колебаний жидкости, различны. Их можно разделить на аналитические, численные, аналоговые и экспериментальные. Наибольший интерес на стадии проектирования представляет использование аналитических и численных методов. Аналоговые методы, основанные на использовании электроакустической аналогии, в настоящее время практического использования не находят в связи с бурным развитием цифровой вычислительной техники. Экспериментальные же методы широко используются при исследованиях на масштабных моделях, при пуско-наладочньгх и диагностических исследованиях на натуре.
В качестве основного чаще всего используется аналитический метод, основанный на сведении исходной системы к системе с сосредоточенными параметрами с последующим применением теории импедансов. Из отечественных работ необходимо отметить книги [129, 130], в которых метод импедансов используется для расчета акустических явлений в трубопроводах компрессорных станций, из зарубежных здесь следует указать на статьи Уайли и Стритера [131, 132].
Основной задачей работы [131]является изложение метода определения резонансных характеристик для реальных гидравлических систем — метода импедансов. Импеданс (отношение колебаний давления к колебаниям расхода в данной точке) является хорошей и содержательной характеристикой гидравлических систем. Уайли на основе этого метода рассмотрел наиболее типичные примеры. Результаты хорошо согласуются с численным решением дифференциальных уравнений в частных производных. Метод импедансов особенно эффективен для сложных систем, когда расчет импедансов выполняется на ЭВМ.
В работе Уайли и Стритера [132] метод импедансов используется для анализа условий возникновения акустических резонансов в трубопроводах ГЭС «Берсимис 2». Дополнительно система в целом была рассчитана на ЭВМ методом характеристик. Результаты работы хорошо согласуются с экспериментальными данными.
В отечественной практике метод импедансов, по-видимому, впервые применен для анализа акустических частот теплоносителя в первом контуре АЭС сотрудниками ВТИ АА.Самариным и Г.А.Ноздриным в их научных отчетах.
В статье [133] приводится обстоятельный обзор численных методов, использующихся для расчета нестационарных течений жидкости в трубопроводах. Дифференциальные уравнения в частных производных - уравнения движения, неразрывности, состояния, а также уравнения, описывающие упругие свойства стенок трубы, аппроксимируются алгебраическими конечноразностными уравнениями с последующим использованием явной или неявной разностных схем.
Аналитическое исследование собственных колебаний теплоносителя необходимо для выяснения возможности появления резонансных режимов в проектируемой установке, при планировании экспериментальных исследований и анализе измерений пульсаций давления в первом контуре, для обнаружения источников возмущений потока, а также при расчете вынужденных колебаний и переходных процессов. За основу принимаются линеаризованные уравнения неустановившегося движения идеальной сжимаемой жидкости при скоростях много меньше скорости звука [117, 134] где р, w — соответственно возмущенные давление и скорость; р — плотность; с — скорость распространения звука.
Для установившихся гармонических колебаний можно записать Комплексные функции P{x), W\x) определяются из системы обьпсновенных дифференциальных уравнений, получающейся из (3.4) после подстановки выражений (3.5).
Для прямого участка трубы длиной / можно записать соотношения, связывающие давление и скорость в начале участка с давлением и скоростью в конце участка: Если ввести понятие гидравлического импеданса равного отношению давления к скорости в данном сечении, то вместо (3.6) можно записать Выражение (3.7)является основным при расчете собственных колебаний жидкости в трубопроводах методом импедансов. При известных значениях Z0 и Z, выражение (3.7) можно рассматривать как уравнение для определения собственных частот жидкости в простом трубопроводе. Для расчета собственных частот жидкости в сложных трубопроводных системах под импедансом Zl в (3.7) следует понимать входной импеданс системы, расположенной за первым прямолинейным участком длиной /. Связь отдельных элементов трубопроводной системы между собой, т.е. соотношения между входными и конечными импедансами на стьпсе элементов, находятся из условий равенства давлений и неразрывности. Таким образом, для сложных трубопроводных систем, у которых известны импедансы начального и конечного сечений, метод импедансов позволяет получить частотное уравнение. Для трубопроводных систем замкнутого типа оказывается удобней строить решение в матричной форме. Введем в рассмотрение вектор состояния X, элементами которого являются давление и скорость, тогда соотношения (3.6) можно записать в матричной форме где М01 - матрица перехода через прямолинейный участок трубопровода. Для сложной трубопроводной системы с сосредоточенными включениями вводятся характерные сечения с Так как вектор Xn 0, то собственные частоты определяются уравнением det(M-E) = 0. Характер распределения давления и скорости вдоль трубопроводной системы (формы колебаний) можно определить с точностью до постоянного множителя, если воспользоваться решением уравнения (3.10) и формулами (3.8). Таким образом, при использовании матричного метода необходимо иметь набор матриц перехода для различных участков трубопроводной системы. Так, например, элементы матрицы перехода через сечение, где соединяются две трубы разного диаметра, определяются выражениями
Расчет сейсмических нагрузок и обоснование прочности
Все оборудование и трубопроводы РУ с учетом класса безопасности по [1] и в зависимости от степени их ответственности в обеспечении безопасности при сейсмических воздействиях, разделяются на три категории. При расчетах оборудования и трубопроводов первой категории сейсмостойкости учитываются землетрясения двух уровней - ПЗ и МРЗ. Расчет оборудования и трубопроводов второй категории сейсмостойкости вьшолняется только для ПЗ. Вспомогательное оборудование, не вошедшее в первую и вторую категории сейсмостойкости, относится к третьей категории. Для подобного оборудования нормативными документами, действующими в ядерной энергетике, не предъявляется специальных требований и его проектирование ведется в соответствии с нормативными документами, требования которых распространяются на гражданские и общепромышленные объекты.
В ОКБ «Гидропресс» сложилась определенная технология расчетного анализа сейсмостойкости РУ, выполняемого на стадии разработки технического проекта. На рис.4.10 представлена схема, иллюстрирующая основные этапы такого анализа.
В техническом задании формулируются цели и задачи расчетного анализа, содержатся необходимые сведения об объекте расчета, исходные данные о сейсмических воздействиях, а также критерии сейсмостойкости, не содержащиеся в [3, 4].
На основе анализа конструкции, методических рекомендаций, экспериментальных данных и имеющегося опыта разрабатываются расчетные модели конструкций и определяются численные значения их параметров.
Для оценки сейсмостойкости оборудования и трубопроводов РУ применяется подход, предполагающий раздельное вьшолнение расчета динамического отклика конструкции и расчета ее на прочность. Это связано с тем, что именно на стадии расчета динамического отклика производится выбор оптимальной схемы сейсмозащиты оборудования, проверяются критерии, не связанные с вычислением напряжений, определяются нагрузки от оборудования на строительные конструкции. Обычно вначале рассматривается вариант конструкции без специального антисейсмического закрепления или вариант с традиционной системой антисейсмических опор при высокой сейсмичности площадки. По результатам расчета этого варианта выявляются низшие собственные частоты и формы колебаний конструкции, наиболее нагруженные участки, взаимные смещения элементов, намечаются места установки дополнительных опор, ГА и демпферов.
Применение специальных средств антисейсмического закрепления оборудования и трубопроводов оказывается необходимым в случаях: невозможности применения по различным причинам жестких дополнительных неподвижных опорных конструкций; необходимости снижения напряжений до допустимых величин; необходимости снижения смещений и скоростей до приемлемых величин из условий обеспечения необходимой жесткости и невозможности ударного взаимодействия с другими элементами; необходимости снижения ускорений до величин, определяемых НТД; необходимости частотной отстройки от пиковых значений исходных воздействий.
При выполнении динамических расчетов пространственных конструкций используется метод разложения по собственным формам. Для систем с демпфированием этот способ применим при допущении о пропорциональности демпфирования жесткостным или инерционным свойствам системы. Вычисление низших собственных частот и форм колебаний в заданном диапазоне проводится методом итерации в подпространстве. Расчетная модель выбирается так, чтобы она точнее отражала основные динамические свойства рассматриваемой конструкции, удовлетворяла объему необходимой расчетной проверки, возможностям расчетных программ и выбранным методам расчета. Рассматриваемые конструкции представляются в виде пространственных стержневых (балочных) моделей с заданными жесткостны-ми и инерционными характеристиками, имитирующими свойства реальной системы. Степень дискретизации при разбиении системы на составные элементы обеспечивает необходимую точность при расчете низших собственных частот и форм колебаний в диапазоне, соот ветствующем наиболее интенсивной части спектра сейсмических воздействий. Для корректного определения частот моделируемой конструкции в диапазоне до / достаточна такая степень дискретизации расчетной модели, которая обеспечивает минимальную парциальную частоту в 2 - 3 раза выше, чем /вшх; при этом расчетная длина L стержня, имитирующего участок конструкции с распределенной массой, может быть оценена по формуле:
Связи между узлами конструкции имитируются стержневыми (балочными) элементами, для которых задаются жесткостные характеристики, параметры сдвиговой деформации, способы соединения стержней в узлах. При разработке модели оцениваются и учитываются жесткости опор оборудования, а также жесткостные характеристики примыкающих трубопроводов. Распределенная масса трубопроводов конденсируется в узлах расчетной модели, дискретные массы оборудования могут иметь как линейные, так и угловые (моменты инерции) степени свободы. Расположение и величины сосредоточенных масс назначаются так, чтобы точнее аппроксимировать общую массу, массовый момент инерции и положение центра масс реального оборудования. При необходимости учета инерционных характеристик примыкающих элементов, они включаются в расчетную модель конструкции. Элементы оборудования, имеющие малую массу, входят в модель только как связи, обладающие определенной жесткостью. В качестве примера на рис.4.11 приведена современная расчетная модель главного циркуляционного контура РУ для АЭС с ВВЭР-1000, включающая реактор и четыре петли ГЦТ вместе с ПГ и ГЦН.
Наиболее полную информацию о колебаниях и НДС оборудования и трубопроводов можно получить, выполнив их расчет при воздействии, заданном законами движения точек крепления к строительным конструкциям (акселерограммами или сейсмограммами). Это позволяет учесть многие факторы, принципиально не учитываемые при расчете по ЛСМ: нелинейности системы (нелинейные упругость и диссипацию энергии, наличие люфтов, односторонние связи и т.п.), развитие в конструкции пластических деформаций, взаимные перемещения точек крепления оборудования или трубопровода и т.п. Часто динамический расчет позволяет вскрыть дополнительные резервы несущей способности конструкции, но его трудоемкость и сложность интерпретации результатов существенно больше, чем у ЛСМ. В связи с этим динамический расчет целесообразно выполнять только в тех случаях, когда существенную роль играют нелинейные свойства рассматриваемой системы.
Сейсмические нагрузки на конструкции, а также перемещения, ускорения и внутренние силовые факторы в их элементах определяются по двум независимым горизонтальным и вертикальному воздействиям. Результирующее значение находится как корень квадратный из суммы квадратов значений исследуемого фактора при сейсмическом воздействии вдоль соответствующей оси.
