автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Методология обоснования продления срока службы опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440

На правах рукописи

НИКИТЕНКО МИХАИЛ ПАВЛОВИЧ

МЕТОДОЛОГИЯ ОБОСНОВАНИЯ ПРОДЛЕНИЯ СРОКА СЛУЖБЫ ОПОРНЫХ КОНСТРУКЦИЙ РЕАКТОРОВ АЭС С

ВВЭР-440

Специальности 05 14 03 - ядерные энергетические установки,

- включая проектирование, эксплуатацию, вывод из эксплуатации 01 02 04 -механика деформируемого твердого тела

Автореферат

Диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

;

Автор

Л/

ии-зиь8Э47

Подольск 2007 г

003058947

Работа выполнена в Федеральном государственном унитарном предприятии опытное конструкторское бюро «Гидропресс» (ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС»), г Подольск, Московской области

Научный руководитель

- доктор технических наук Марголин Борис Захарович

Научный консультант

- доктор технических наук, профессор Горбатых Валерий Павлович

Официальные оппоненты

- доктор технических наук, профессор Бараненко Валерий Иванович

- кандида г технических наук, доцент Мурзаханов Гумер Хасанович

Ведущая организация ФГУП «Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов» (г Димитровград, Ульяновской области)

Защита состоится 23 мая 2007г в малом актовом зале на заседании диссертационного совета Д 212 157 07 при Московском энергетическом институте (техническом университете) по адресу 111250, Москва, ул Красноказарменная, д 14 С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке МЭИ (ТУ)

Отзывы на автореферат, заверенный печатью учреждения, в двух экземплярах просим направить по адресу 111250, Москва ул Красноказарменная, д 14 Ученый совет МЭИ (ТУ)

Автореферат разослан </А> с " У » 2007

Ученый секретарь

диссертационного совета Д212 157 07

ктн профессор

Лавыгин В М

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность темы диссертации Продление срока эксплуатации действующих АЭС является одной из важнейших тенденций современного этапа развития атомной энергетики и наиболее эффективным направлением вложения финансовых средств для сохранения генерирующих мощностей Осуществлению этого направления в развитии атомной энергетики России способствовало то, что установленный в проекте 30-летний срок эксплуатации действующих АЭС был определен в 50-60 годах и отражает определенный консерватизм принятой расчетной базы его обоснования, когда отсутствовали опыт проектирования и эксплуатации АЭС, а также фактические эксплуатационные данные по износу оборудования атомных станпий Накопленный опыт эксплуатации АЭС позволяет обосновать пересмотр ранее установленных сроков службы энергоблоков, а кроме того пересмотр и сроков снятия оборудования с эксплуатации

Опорная конструкция реактора относится к незаменяемым элементам, ресурс которых также определяет срок службы АЭС В составе документов, необходимых для продления срока эксплуатации энергоблока № 4 НВ АЭС. были представлены материалы, обосновывающие возможность эксплуатации кольцевого бака с опорой реактора с позиции статической и циклической прочности В процессе экспертизы материалов быта выявлена новая и актуальная научно-техническая задача по обоснованию прочности опорной конструкции реактора с позиции сопротивления хр> пкому разрушению, и она вошла в усчовия действия лицензии

Опорная конструкция реактора АЭС с ВВЭР-440 первого поколения представляет собой многократно статически неопределенную сварную нетермообрабатываемую конструкцию, изготовленную из малоуглеродистой низколегированной стали В процессе эксплуатации опорная конструкция подвергается низкопоточному облучению при низкой температуре, что приводит к значительному охрупчиванию стали

В общем случае обоснование прочности сварных нетермообрабатываемых конструкций включает следующие этапы

1) формулировку условий работоспособности конструкции в зависимости от масштаба повреждений ее элементов,

2) формулировку условий обеспечения прочности элементов конструкции,

3) анализ и учет влияния технологических факторов (например, сварки) с точки зрения наличия дефектов типа несплошностей в конструкции, остаточных технологических напряжений (например, сварочных) и изменения свойств используемых материалов,

4) анализ и учет эксплуатационных факторов (например, эксплуатационной нагрузки, нейтронного облучения) с точки зрения анализа нагруженности и деградации свойств материала (например, охрупчивание материала под воздействием нейтронного облучения)

Указанный комплекс задач применительно к особенностям изготовления и эксплуатации опорной конструкции не был решен Поэтому цель диссертационной работы может быть сформулирована следующим образом

Цель работы: Разработка методологии обоснования продления срока службы СПСС) опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения по критерию сопротивления хрупкому разрушению и обоснование ПСС опорных конструкций до 45 лет

Решаемые вопросы для достижения поставленной цели:

- определить перечень элементов, повреждение каждого из которых приводит к нарушению нормального функционирования опорной конструкции в целом, такие элементы названы критическими элементами,

- сформулировать условие обеспечения прочности критических элементов по критерию хрупкого разрушения,

- выполнить анализ возможной дефектности опорной конструкции и сформулировать требования к размерам расчетных дефектов,

- определить остаточные сварочные напряжения (ОСН) в критических элементах опорной конструкции,

- определить коэффициенты интенсивности напряжений (КИН) для различных критических элементов и различных геометрий расчетных дефектов с учетом остаточных сварочных напряжений,

- установить критическую температуру хрупкости для металла опорной конструкции реактора в исходном состоянии,

- получить дозовые зависимости, описывающие сдвиг критической температуры хрупкости от флюенса Б и флакса <р нейтронов,

- выполнить экспериментальное определение плотности нейтронного потока на опорную конструкцию реактора,

- обосновать расчетами на сопротивление хрупкому разрушению (СХР) продление срока службы опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения

Научная новизна:

1 Сформулирован и решен комплекс взаимосвязанных задач, позволяющих проводить оценку целостности сварных нетермообрабатываемых конструкций, подвергаемых нейтронному облучению, включающий

-структурный анализ нетермообрабатываемых металлоконструкций и выявление критических элементов,

-определение доминирующих технологических и экспл> атационных факторов, -анализ и выбор определяющих эксплуатационных режимов, -расчет остаточных сварочных напряжений в опорной конструкции, -получение дозовых зависимостей нейтронного охрупчивания углеродистых сталей в условиях низкопоточного облучения при низких температурах,

-анализ обеспечения прочности критических элементов по критерию хрупкого разрушения

2 Выполнено обоснование СХР опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения, которое, совместно с другими документами, легло в основу принятия положительного решения по продлению сроков службы АЭС с ВВЭР-440 первого поколения

Практическая значимость:

1 Результаты выполненных работ позволили обосновать безопасную эксплуатацию опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения за пределами проектного срока службы, что в свою очередь позволило продлить срок службы 3,4 блоков IIB АЗС и 1,2 блоков Кольской АЭС

2 Разработанная методология может быть рекомендована для обоснования целостности сварных нетермообрабатываемых конструкций других типов реакторов, подвергаемых нейтронному облучению

Достоверносгь и обоснованность научных положений, выводов и рекомендаций

Подтверждается результатами экспериментальных исследований, согласованностью оригинальных данных с литературными, использованием современных методов расчета напряженного состояния, концепций механики разрушения и методами статистической обработки данных

Личный вклад автора в получение научных результатов

1 Сформулирован и решен комплекс взаимосвязанных задач, позволяющий проводить оценку целостности сварных нетермообрабатываемых конструкций подвергаемых нейтронному облучению

2 Выполнено расчетное обоснование СХР опорных конструкций 3,4 блоков HB АЭС и 1,2 блоков Кольской АЭС

Апробация работы

Основные материалы диссертационной работы докладывались на российских и международных конференциях, семинарах и совещаниях, в т ч в Варне (Болгария) 2001г, 2002г, на семинаре в МАГАТЭ в 2003г , на 9 международной конференции "Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС" (г Пушкин) в 2006 г

Публикации

Материалы, отражающие основное содержание диссертационной работы, представлены 5 публикациями

Структура и объем диссертации: Диссертация состоит из введения, пяти глав, выводов по работе, литературы Материалы диссертации изложены на 150 страницах и содержат 55 рисунков и 22 таблицы, в списке литературы 69 наименований

КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обосновывается актуальность темы диссертации, определяются цели и задачи работы, приводится общая характеристика работы Проведен анализ отечественных и зарубежных источников и показано, что рассматриваемая научно-техническая задача решается впервые

В первой главе приведено описание объекта исследований - опорной конструкции реактора, ее геометрические характеристики, используемые для ее изготовления конструкционные материалы, их физико-механические характеристики и допускаемые напряжения в элементах конструкции в эксплуатационных режимах, условия работы опорной конструкции

Объект исследования - опорная конструкция реактора АЭС с ВВЭР-440 первого поколения (рис 1) представляет собой опору и кольцевой бак, предназначенные для установки и закрепления корпуса реактора, восприятия статических, гравитационных и температурных нагрузок при нормальных условиях эксплуатации, наложении на нормальные условия эксплуатации нарушений нормальных условий эксплуатации и аварийных ситуаций

Рис 1 Опорная конструкция реактора

Расчетное обоснование элементов опорной конструкции реактора выполняется для режимов НУЭ и сочетания нагрузок НУЭ+ПЗ, НУЭ+МРЗ, НУЭ+ПА+ПЗ В НУЭ включены режимы

- работа при номинальной мощности,

- перегрузка топлива при ППР,

- осмотр корпуса реактора при ППР с полным осушением,

- гидроиспытания кольцевого бака

Анализ условий работы опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения показали, что на условие прочности по критерию хрупкою разрушения влияют нагрузки от эксплуатационных режимов, ОСН, форма и размеры постулируемых расчетных дефектов в элементах конструкции, а также их пространственная ориентация, критическая температура хрупкости материала и температура эксплуатации, плотность нейтронного потока и флюенс нейтронов, которому подвергаются элементы опорной конструкции

На основе выполненного анализа сформулирован перечень задач, решение которых необходимо для достижения поставленной цели

Во второй главе представлены формулировки обеспечения прочности элементов опорных конструкций с полуэллиптической или сквозной трещиной по критерию хрупкого разрушения. Эти формулировки используются для расчета СХР элементов опорной конструкции

Для элементов с полуэллиптическими трещинами при неоднородном распределении КИН вдоль фронта трещины условие прочности формулируется в виде

где Kf(cp) = n К1Р(ф) + К15(ф), п - коэффициент запаса, К1Р - КИН, обусловленный первичными напряжениями, Kis - КИН, обусловленный вторичными напряжениями (остаточными сварочными напряжениями), ф - угол, обозначенный на рис 26, К1С - трещиностойкость материала, отвечающая заданной толщине образца и заданной вероятности разрушения

Условие (1) базируется на основных положениях о вероятностном распределении Кю используемом в концепции "Master Curve" (стандарт ASTM Е 1921)

При формулировке условий обеспечения хрупкой прочности для сквозных трещин в узлах приварки ребер к внутренней и наружной обечайкам кольцевого бака реактора происходит нагружение как по 1-ой, так и по Н-ой моде, поэтому необходимо учитывать наличие КИН - К, и Кп При выполнении протяженных швов остаточные касательные напряжения, действующие параллельно направлению сварки, практически отсутствуют, поэтому при расчете Кц вкладом остаточных сварочных напряжений можно пренебречь, условие обеспечения хрупкой прочности для сквозных трещин записывается в виде

Г /■ — \ 1/4 Л2

И2+1,78(КЙ2< (К1с-Ктш)(!) + К

(2)

где К];=п ст^-Ул/+окл/л7

В этих уравнениях - максимальные нормальные к трещине напряжения от силовой и (или) весовой нагрузки, осредненные по толщине 8 рассматриваемого элемента, ста - остаточные сварочные нормальные к трещине напряжения, осредненные по толщине Б рассматриваемого элемента, тср - максимальные

касательные напряжения от силовой и (или) гравитационной составляющей массовой нагрузки, осредненные по толщине Б рассматриваемого элемента

Анализ опорной конструкции показал, что наличие дефектов в опорной конструкции реактора в основном может быть обусловлено процессом сварки

По результатам анализа максимально возможных сварочных дефектов в элементах опорной конструкции, с учетом функциональной принадлежности элементов, были выбраны два типа расчетных дефектов.

Для обечаек и днища кольцевого бака, поскольку основным условием прочности является обеспечение герметичности, в качестве расчетного дефекта была принята поверхностная полуэллиптическая трещина глубиной а=0,258, но не менее 6 мм, протяженностью 2с=1,5Б, но не менее 36 мм {рис 2)

Для узлов приварки внутренних и внешних ребер к обечайки кольцевого бака для которых основным условием обеспечения прочности является отсутствие отрыва ребер в качестве расчетного дефекта рассматривается сквозная трещина длиной 21=1,58, но не менее 36 мм (рис 3,4) Ориентация и локализация сквозной и поверхностной трещин идентичны нормаль к плоскости трещины ориентирована перпендикулярно направлению сварки, трещина локализована в зоне перехода сварного шва к основному металлу

V

фрОРТ трещины

Ф^ап^Кс/а^ф]

х

б)

Рис 2 Поверхностная полуэллиптическая трещина в обечайке кольцевого бака реактора и ее схематизация

А-А

внутренняя обечайка бака

трещина

наружняя обечайка бака

Рис 3, Сквозная трещина, при развитии которой происходит отрыв ребра от обечайки кольцевого бака реактора

в-в

поверхностная

Рис 4 Трансформация поверхностной трещины в сквозную трещину

В третьей главе выполнен анализ работы опорной конструкций реактора который показал, что ее работоспособность зависит от работоспособности отдельных ее узлов, называемых ключевыми

Под ключевыми элементами понимаются элементы, повреждение или разрушение которых может привести к нарушению нормального функционирования опорной конструкции в целом

Анализ работы конструкции показал, что к ключевым элементам можно отнести следующие сварные узлы

1) узел приварки ребра к внутренней или наружной обечайкам кольцевого бака реактора Развитие поверхностных трещин в стенке обечайки может привести к потере герметичности кольцевого бака реактора Развитие сквозной трещины в плоскости вдоль сварного шва может привести к отрыву ребра от внутренней или наружной обечаек кольцевого бака реактора и таким образом существенно снизить жесткость и несущую способность опорной конструкции,

2) узел, образованный продольным стыковым сварным швом, обеспечивающим соединение частей внутренней или наружной обечаек кольцевого бака реактора Развитие поверхностной трещины в стенке обечайки может привести к потере герметичности кольцевого бака реактора,

3) узел приварки днища к обечайкам кольцевого бака реактора Развитие поверхностной трещины в днише может привести к потере герметичности кольцевого бака реактора,

4) узел приварки Г-образной опоры к внутренней обечайке кольцевого бака реактора Развитие поверхностной трещины может привести к потере герметичности кольцевого бака реактора,

5) узел приварки опорной плиты к наружной обечайке кольцевого бака реактора Развитие поверхностной трещины в стенке обечайки может привести к потере герметичности кольцевого бака реактора Развитие сквозной трещины вдоль

сварного шва может привести к отрыву опорной плиты от наружной обечайки кольцевого бака реактора и, таким образом, привести к частичной или полной потере несущей способности опорной конструкции.

Для указанных выше ключевых элементов с помощью решения методом конечных элементов (МКЭ) серии неизотермических упругопластических задач получены поля ОСН, которые являются исходной информацией для расчета КИН, обусловленных сварочными напряжениями

Моделирование процесса сварки выполнялись посредством решения температурных и термодеформационных задач методом конечных элементов Весь процесс сварки разбивается на малые временные интервалы (т-Ат т) На каждом интервале времени решается температурная задача и в результате определяется поле температур При известном поле температур на временном этапе (т-Ат,т), вычисляется приращение температурной деформации Ает=а(Тт)Тт-а(Тт.Дт)Тт_Дт (а(Т) - зависимость коэффициента линейного расширения от температуры) Поле температурной деформации Ает является исходной информацией при решении неизотермической упругопластической задачи в плоской постановке (плоская деформация) на временном интервале (т-Дт, т) При решении упругопластической задачи принимается, что упругопластическое деформирование основного металла и металла шва описывается моделью идеального упругопластического тела Определение НДС осуществляется посредством последовательного прослеживания на интервалах времени всей истории деформирования в процессе сварки Геометрия разделки под сварку и моделирование очередности заполнения разделки по проходам отражало реальную технологию сварки элементов опорной конструкции Граничные условия накладывались таким образом, чтобы при всех неопределенностях получить наибольший возможный уровень остаточных сварочных напряжений

В качестве примера на рис 5 приведена расчетная схема и остаточные сварочные напряжения в продольном сварном стыковом шве обечаек кольцевого бака

На основании метода весовых функций рассчитаны коэффициенты интенсивности напряжений (КИН) от эксплуатационной нагрузки и от оста точных сварочных напряжений для полуэллиптических трещин, локализованных в сечениях ключевых элементов, где развитие трещин наиботее вероятно Расчет КИН проведен для двух точек фронта полуэллиптической трещины для поверхностной точки и для наиболее глубокой точки фронта трещины

В качестве примера в таблице 1 приведены расчетные значения КИН для трещин, локализованных в сечениях А-А, Б-Б, В-В, Г-Г сварного шва обечаек кольцевого бака (см рис 5)

Предложено интерполяционное уравнение для расчета КИН вдоль фронта трещины на основании данных по КИН для поверхностных и наиболее глубоких точек фронта трещины

б)

Рис 5 Расчетная схема (а) и распределения ОСН по сечениям А-А, Б-Б, В-В, Г-Г (б) сварного шва обечаек котьцевого бака

Таблица 1

Зависимость КИН (МПа л/м) от глубины поверхностной лолуэллиптической трещины а (с=сопз1=18 мм) для продольного стыкового шва

Размер малой полуоси а, мм сечение А-А сечение Б-Б сечение В-В сечение Г-Г

Кв К-в К-к Кк Кв

1 16,6 4,5 8,9 2,8 17,4 4,9 14,7 4,2

2 21,2 8,8 9,0 5,2 20,7 9,4 17,8 8,1

3 22,9 12,8 6,9 7,2 19,7 13,5 18,5 11,6

4 22,9 16,5 3,9 8,8 16,3 17,1 17,8 14,8

5 22,0 19,9 1,0 10,1 12,5 20,1 16,2 17,6

6 20,6 22,8 0,0 11,0 8,9 22.6 14,3 20,0

Анализ выполненных расчетных оценок коэффициента интенсивности напряжений для поверхностных полуэллиптических трещин, находящихся под действием остаточных сварочных напряжений показал, что зависимость коэффициента интенсивности напряжений в наиболее глубокой точке полуэллиптической трещины (точка у малой полуоси) от глубины трещины в большинстве случаев имеет экстремумы, в то время как коэффициент интенсивности напряжений в точке на поверхности (точка у большой полуоси) монотонно увеличивается с увеличением глубины трещины (см табл 1)

В четвертой главе на основании анализа литературных данных и результатов эксперимента установлено значение ТКо для стали СтЗсп5 и ее сварных соединений С целью получения консервативных оценок по сопротивлению хрупкому разрушению элементов опорной конструкции было принято значение Тк-о=+20°С для стали марки СтЗсп5 и ее сварных соединении, что не противоречит нормативным данным

Анализ данных по радиационному охрупчиванию конструкционных сталей, полученных в экспериментах, проводившихся на исследовательских реакторах при плотности потока (флаксе) быстрых нейтронов ср^^Ю12 — 1014 нейтр/см2 с показал, что сдвиг равный 40-60 °С, в случае низкопоточного облучения обнаруживается при флюенсе меньшем «&-10 раз

С позиций безусловного обеспечения безопасности эксплуатируемой конструкции представляется целесообразным учесть потенциальное влияние флакса на основе предположения, что наблюдаемое при низкопоточном облучении при

низкой температуре ускоренное радиационное охрупчивание углеродистой стали является следствием не спектрального эффекта, а эффекта флакса быстрых нейтронов как такового Для того, чтобы учесть этот фактор принято, что уменьшение флакса в интересующих нас пределах увеличивает дозу повреждения материала при равном флюенсе, но не оказывает влияния на максимально возможную величину АТР Тем самым признается, что формирующаяся в условиях низкотемпературного облучения популяция радиационных дефектов может достигать некоего состояния, близкого к равновесному, которое не зависит от скорости образования дефектов (эффект «самоотжига»).

Анализ основных закономерностей охрупчивания углеродистых сталей под влиянием облучения и температуры показал, что сдвиг критической температуры хрупкости может быть описан функцией вида

ДТр=177 [1-ехр(-В Ю"20 Р)]1/2+34,°С (3)

Б-17,23/[1,9 1£(®)-13,54] где ¥ - флюенс нейтронов нейтр/см2;

Ф - флакс нейтронов нейтр/см2 с Е > 0,5 МэВ

Сдвиг ДТР от флюенса нейтронов в сопоставлении с расчетной кривой для Ф=6,7*1012нейтр/см2 с (Е>0,5МэВ) приведен на рис 6

Рис 6 Значение сдвига критической температуры хрупкости в зависимости от

флюенса нейтронов,

для стали 22К (светлые точки) и СтЗ (темные точки) линия отвечает максимальным значениям ДТР с 95% вероятностью;------с 50% вероятностью

Углеродистые стали практически не проявляют склонности к тепловому охрупчиванию Исходная предрасположенность углеродистой стали к деформационному старению реализуется в ее повышенной чувствительности к радиационному охрупчиванию, тогда как способность к параллельному и независимому процессу старения в облученной стали при температурах Т<100°С исключается

Следовательно, необходимость аддитивного учета эффекта старения и эффекта радиационного охрупчивания для металла опорных конструкций при температуре эксплуатации ¿0-60°С отсутствует

Прогнозирование температурной зависимости статической трещиностойкости материала опорной конструкции реактора в облученном состоянии выполняется с использованием концепций "Master Curve" и "Базовая кривая" Обработка с помощью этих концепций имеющихся данных по статической трещиностойкости сталей, аналогичных стали марки СтЗсп5, строится расчетная зависимость Ктг(Т-Тк) для стали СтЗсп5

Принимается, что для облученного материала изменяется только параметр Тк (концепция горизонтального сдвига) Параметр Тк рассчитывается по формуле

Тк=Тко+ДТР (4)

Расчетная температурная зависимость статической трещиностойкости для металла опорной конструкции при Pf=0,05 и В=25мм имеет вид

KIC (Т) = 25 + 75 ехр(0,019(Т - Тк )), ЖЫм (5)

Зависимость достаточно хорошо описывает результаты испытаний, а кривая, соответствующая вероятности разрушения Pf=0,05, является нижней огибающей экспериментальных данных (рис 7)

т, °с

Рис 7 Зависимость статической трещиностойкости от приведенной температуры

о - экспериментальные данные

Исходная информация о плотности потока и флюенсе нейтронов до настоящего времени базировалась в основном на данных расчетов, корректность которых, с точки зрения консервативности применяемых подходов, требует экспериментального подтверждения

По результатам анализа напряженного состояния элементов опорной конструкции, а также результатам расчета флюенса нейтронов были определены точки замеров нейтронного потока рис 8

- в зоне максимального статического напряжения на внутренней стенке кольцевого бака реактора на отметке -0,4 (точка А),

- в ребре на уровне опорного кольца (точка Б),

- в сварном соединении внутренней обечайки с ребром в точке на отметке -1,940 с максимальным значением флюенса (точка В)

Детекторы заключались в кадмиевые чехлы толщиной 0,5 мм, размещались в специально разработанных контейнерах и устанавливались в канал ИК №4, как показано на рис 9

Рис 8 Точки замера нейтронного потока в канале ионизационных камер на 4 блоке Нововоронежской АЭС

Анализ полученных экспериментальных данных и результатов расчетов показывает, удовлетворительную сходимость измеренного и рассчитанного флакса

нейтронов на элементы опорной конструкции (табл 2) ________Таблица 2

N позиции, 1 1 (максимум) 2 3

Отметка -1,94 -0,40 +0,16

физчеренное *109нейтр\см2 С 1,82 0,0546 0,00182

Фрдсчетзде *109нейтр\см2 с 1,85 0,49 0,164

В пятой главе приведено расчетное обоснование опорных конструкций ВВЭР-440 первого поколения по критерию СХР с использованием результатов работ, приведенных в главах 1 -4

Расчет напряженного состояния элементов опорной конструкции выполнен методом конечных элементов в линейно-упругой постановке При разработке расчетной моде пи кольцевого бака реактора и опоры учтены особенности геометрии, физические свойства материалов и силовые факторы в различных расчетных

режимах. При определении суммарных нагрузок от статики и динамики учитываются механические составляющие статических нагрузок и наиболее неблагоприятное направление динамических нагрузок.

Расчет на сопротивление хрупкому разрушению выполняется для ключевых элементов опорной конструкции реактора, находящихся в зоне нейтронного облучения.

I

I

I

Рис.10. Расчетная схема опорной конструкции реактора

I

Результаты расчета напряженного состояния элементов опорных конструкций В В ЭР-440 первого поколения от действия статических и динамических нагрузок показали, что наиболее нагруженными элементами опорной конструкции являются внутренняя обечайка, ребра жесткости и опорные ребра и их сварные соединения с внутренней обечайкой.

Напряжения в основном металле обечаек, днищ и ребер кольцевого бака вне сварных соединений настолько малы во всех проектных режимах, что можно сделать 1 вывод о невозможности инициирования хрупкого разрушения в этих элементах.

Расчет сопротивления хрупкому разрушению ключевых элементов опорных конструкций ВВЭР-440 первого поколения с учетом низкопоточного облучения при низкой температуре показал, что критерии сопротивления хрупкому разрушению удовлетворяются на протяжении 45 лет эксплуатации.

Основной вклад в напряженное состояние кольцевою бака вносят остаточные сварочные напряжения в сварных швах и прилегающих к ним зонах, а определяющими режимами с точки зрения сопротивления хрупкому разрушению 1 являются режимы НУЭ-ТТПР и гидравлические испытания на прочность.

РЕКОМЕНДАЦИИ

Разработанный методический подход и схема решения задачи продления срока службы незаменяемых элементов опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения может быть использована для продления срока службы опорных конструкций реакторов других типов

ВЫВОДЫ

1 На основе выполненного комплекса работ подтверждена возможность дальнейшей эксплуатации опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения На основании полученных результатов Ростехнадзором РФ выдана лицензия на продление эксплуатации Нововоронежской АЭС (блоки 3, 4) я Кольской АЭС (блоки 1, 2) за пределами проектного срока службы 30 лет

2 На основе анализа конструктивных решений опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР- 440 первого поколения, используемых основных сварочных материалов, технологии изготовления, требований нормативной документации разработана методология выбора расчетного дефекта для различных элементов опорной конструкции

3 На основе анализа условий нагружения, конструктивных особенностей опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения выявлены критические элементы, повреждение которых может привести к нарушению нормального функционирования конструкции

4 Во всех критических элементах определены остаточные сварочные напряжения

5 В сечениях наиболее вероятного развития трещин рассчитаны коэффициенты интенсивности напряжений для различных глубин поверхностных полуэллиптических трещин Расчеты проведены с учетом остаточных сварочных напряжений

6 Разработана методология учета влияния плотности потока нейтронов на низкотемпературное радиационное охрупчивание углеродистых сталей, Для металла опорной конструкции определены закономерности, позволяющие прогнозировать температурную зависимость статической трещиностойкости от флюенса нейгронов с учетом флакс-эффекта

7 Результаты проведенных экспериментальных исследований плотности потока нейтронов в зоне опорных конструкций ВВЭР-440 первого поколения подтвердили консервативность расчетных оценок флюенса нейтронов

8 Разработанная методология выполнения работ по обоснованию срока службы опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР- 440 первого поколения может быть рекомендована для обоснования опорных элементов различных типов ВВЭР, работающих в условиях низкопоточного, низкотемпературного облучения быстрыми нейтронами

СПИСОК ОСНОВНЫХ ПУБЛИКАЦИЙ

1 Никитенко M П Опыт продления срока эксплуатации ВВЭР-440 первого поколения в России // Сборник трудов конференции, посвященной 10-летию Ядерного общества Болгарии (17-20 июня 2001 г Варна) - Варна, 2001 -с 241-249

2. Драгунов Ю Г , Рыжов С Б , Никитенко M П , Мохоз В А , Плющ А О , Мозуль И А , Четвериков А Е Повышение безопасности и продления срока службы РУ с ВВЭР-440 первого поколения // Сборник трудов 3-ей научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (1819 апреля 2002 г Россия, Москва, концерн «Росэнергоатом») - Москва, 2002-с 129-136

3 Дра1унов Ю Г, Никитенко M П, Четвериков А Е (ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС»), Сорокин H M (ФГУП Концерн «РОСЭНЕРГОАТОМ, Москва), Адамчик С А (Федеральная служба по атомному надзору России, Москва) Аспекты безопасности при продлении срока службы АЭС с ВВЭР на примере Нововоронежской АЭС // Сборник трудов ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС» - Подольск, 2004 - Вып 5, часть 1, с 31-36

4 Четвериков А Е, Драгунов Ю Г , Рыжов С Б , Никитенко M П, Плющ А О Управление ресурсом оборудования реакторных установок АЭС с ВВЭР // Сборник трудов ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС» -Подольск, 2005 - Вып 6, с 137 - 158

5 Цофин В И, Розанов К Г, Четвериков А Е , Никитенко M П, Пиминов В А (ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС» Подольск, Россия) и др Расчетно-экспериментальное определение плотности потока нейтронов на опорной конструкции корпуса реактора ВВЭР-440 первого поколения /'/ Сборник «Вопросы атомной науки и техники», серия «Обеспечение безопасности АЭС» - Подольск, 2006 - выпуск 15, с 73-79

Подписано в печать /£ ОН' Зак. (Л f Тир. ЮО Пл. (< Л Ô Полиграфический центр МЭИ (ТУ) Красноказарменная ул., д. 13

УСЛОВНЫЕ СОКРАЩЕНИЯ И ОБОЗНАЧЕНИЯ.

ВВЕДЕНИЕ.

Глава 1. ОБЪЕКТ ИССЛЕДОВАНИЙ.

1.1. Описание конструкции.

1.2. Исходные данные.

1.2.1. Конструкционные материалы.

1.2.2. Рабочие условия.

1.2.3. Допускаемые напряжения.

1.3. Условия работы опорных конструкций ВВЭР-440 первого поколения.

Выводы к главе 1.

Глава 2. УСЛОВИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ ХРУПКОЙ ПРОЧНОСТИ

ОПОРНЫХ КОНСТРУКЦИЙ ВВЭР-440 ПЕРВОГО

ПОКОЛЕНИЯ.

2.1. Обеспечение хрупкой прочности опорной конструкции реактора.

2.1.1. Основные положения.

2.1.2. Формулировка условия обеспечения хрупкой прочности элементов с полуэллиптической поверхностной трещиной.

2.1.3. Формулировка условия обеспечения хрупкой прочности для сквозной трещины.

2.2. Анализ возможных дефектов в металле кольцевого бака и опорной конструкции реактора.

2.2.1. Назначение формы и размеров расчетного дефекта при анализе условий прочности обечаек и днища кольцевого бака реактора.

2.2.2. Назначение формы и размеров дефектов при анализе условий прочности узлов приварки внутренних и внешних ребер к обечайкам кольцевого бака реактора.

Выводы к главе 2.

Глава 3. КЛЮЧЕВЫЕ ЭЛЕМЕНТЫ ОПОРНОЙ КОНСТРУКЦИИ

РЕАКТОРА И АНАЛИЗ ИХ НАГРУЖЕННОСТИ.

3.1. Ключевые элементы опорной конструкции реактора.

3.2. Расчетное исследование остаточных сварочных напряжений в ключевых элементах опорной конструкции реактора.

3.2.1. Процедура расчета.

3.2.2. Расчет ОСН в продольных стыковых сварных швах обечаек кольцевого бака реактора.

3.2.3. Расчет ОСН в узле приварки ребра к внутренней и наружной обечайкам кольцевого бака реактора.

3.2.4. Расчет ОСН в узле приварки днища к обечайкам кольцевого бака реактора.

3.2.5. Расчет ОСН в узле приварки Г-образной опоры к внутренней обечайке кольцевого бака реактора.

3.2.6. Расчет ОСН в узле приварки опорной плиты к наружной обечайке кольцевого бака реактора.

3.3. Расчет КИН от первичных напряжений.

3.4. Расчет КИН от остаточных сварочных напряжений.

3.4.1. Узел, образованный продольным стыковым швом.

3.4.2. Узел приварки ребра к внутренней и наружной обечайкам кольцевого бака реактора.

3.4.3. Узел приварки днища к обечайкам кольцевого бака реактора.

3.4.4. Узел приварки Г-образной опоры к внутренней обечайке кольцевого бака реактора.

3.4.5. Узел приварки опорной плиты к наружной обечайке кольцевого бака реактора.

Выводы к главе 3.

Глава 4. ОХРУПЧИВАНИЕ УГЛЕРОДИСТЫХ СТАЛЕЙ ПОД ДЕЙСТВИЕМ ОБЛУЧЕНИЯ И ТЕРМИЧЕСКОГО СТАРЕНИЯ.

4.1. Определение Тко для стали марки СтЗсп5 и металла сварного шва, выполненного электродами УОНИИ-13/45.

4.2. Влияние низкотемпературного облучения.

4.3. Влияние спектра и скорости создания смещений.

4.4. Влияние термического старения.

4.5. Получение расчетной температурной зависимости вязкости разрушения К1С(Т-Тк).

4.6. Экспериментальное определение плотности нейтронного потока.

Выводы к главе 4.

Глава 5. РАСЧЕТНОЕ ОБОСНОВАНИЕ ПРОДЛЕНИЯ СРОКА

СЛУЖБЫ ОПОРНЫХ КОНСТРУКЦИЙ РЕАКТОРОВ ПО f КРИТЕРИЮ СОПРОТИВЛЕНИЯ ХРУПКОМУ РАЗРУШЕНИЮ

5.1. Методики расчета.

5.1.1. Методика расчета напряженно-деформированного состояния.

5.1.2. Методика расчета на сопротивление хрупкому разрушению.

5.2. Результаты расчета напряженно-деформированного состояния опорной конструкции реактора.

5.3. Результаты расчета на СХР опорной конструкции реактора.

5.3.1. Критическая температура хрупкости.

5.3.2. Результаты расчета на сопротивление хрупкому разрушению во внутренней обечайке в районе сварного соединения с ребром жесткости.

5.3.3. Результаты расчета на сопротивление хрупкому разрушению во внутренней обечайке кольцевого бака реактора в районе вертикального сварного соединения.

5.3.4. Результаты расчета на сопротивление хрупкому разрушению в сварном соединении нижнего днища с внутренней обечайкой кольцевого бака реактора.

5.3.5. Результаты расчета на сопротивление хрупкому разрушению в сварном соединении опорного ребра с внутренней обечайкой кольцевого бака реактора.

5.3.6. Результаты расчета на сопротивление хрупкому разрушению во внутреннем ребре жесткости в районе сварного соединения с внутренней обечайкой кольцевого бака реактора.

Выводы к главе 5.

Актуальность темы диссертации

Продление срока эксплуатации действующих АЭС является одной из важнейших тенденций современного этапа развития атомной энергетики и наиболее эффективным направлением вложения финансовых средств для сохранения генерирующих мощностей. Осуществлению этого направления в развитии атомной энергетики России способствовало то, что установленный в проекте 30-летний срок эксплуатации действующих АЭС был определен в 5060 годах и отражает определенный консерватизм принятой расчетной базы его обоснования, когда отсутствовали опыт проектирования и эксплуатации АЭС, а также фактические эксплуатационные данные по износу оборудования атомных станций. Сегодняшний опыт эксплуатации АЭС позволяет обосновать пересмотр ранее установленных сроков службы энергоблоков, а кроме того пересмотр и сроков снятия оборудования с эксплуатации.

К одной из важнейших проблем современной атомной энергетики можно отнести проблему оценки состояния несущих конструкций элементов оборудования, их остаточного ресурса с учетом деградации свойств металла. Опорные конструкции реактора относятся к незаменяемым элементам, ресурс которых также определяет срок службы АЭС. Оценка исходного и остаточного ресурса, обоснование продления срока службы металла оборудования, обоснование сроков контроля, ремонта и снятия с эксплуатации при возможности обеспечения и поддержания требуемого уровня безопасности -все это важнейшие производные решения данной проблемы.

При обосновании ресурса оборудования возникает ряд вопросов, наиболее острым из которых является разработка достаточно достоверных методов оценки ресурса материалов и оборудования.

В составе документов, необходимых для продления срока эксплуатации энергоблока № 4 НВ АЭС, были представлены материалы, обосновывающие возможность эксплуатации кольцевого бака с опорой реактора с позиции статической и циклической прочности. В процессе экспертизы материалов надзорными органами России был поставлен вопрос по обоснованию прочности опорной конструкции реактора, изготовленной из низкоуглеродистых сталей, в условиях низкопоточного низкотемпературного облучения, который вошел в условия действия лицензии.

Углеродистые стали обыкновенного качества (СтЗ, А106) и близкие к ним по химсоставу и свойствам углеродистые стали специального назначения (Ст 22К; А 212В) начали применяться примерно 40 лет назад в энергетических реакторах. При сооружении первых АЭС эти стали использовались как материал опорных конструкций реакторов типа ВВЭР и металлоконструкций других реакторов, работающих при сравнительно невысоких радиационных нагрузках, а также температурах менее 100°С.

Указанные выше марки сталей в отношении их охрупчивания под влиянием облучения были изучены недостаточно подробно. До сих пор не имеется исчерпывающих данных об условиях облучения и параметрах охрупчивания стали марки СтЗ, которая эксплуатируется в составе опорных конструкций ВВЭР-440 в условиях низких плотностей потока нейтронов (ф) и

О 1П *) 1ft флюенса (F) нейтронов (ф« 10 -10 нейтр/см с, Е>0,5 МэВ, F*1010" 1019нейтр/см2).

Вместе с тем, практические шаги по продлению срока службы реакторов АЭС требуют обоснования возможности эксплуатации опорной конструкции реактора в этих условиях, учитывая, что флюенс нейтронов может достичь in л величины, превышающей нормативную (-10 нейтр/см ) за 30 лет эксплуатации.

Последнее обстоятельство диктует необходимость оценки хрупкой прочности опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения с учетом продления срока службы и увеличения флюенса нейтронов при увеличении срока эксплуатации опорной конструкции реактора до 45 лет.

В оценке хрупкой прочности опорной конструкции реактора важную роль играет критическая температура хрупкости Тк. Она увеличивается при росте флюенса нейтронов на величину сдвига АТР.

Исследования последних десятилетий свидетельствуют, что сдвиг ATF зависит также от величины плотности потока (флакса) нейтронов. При одном и том же флюенсе нейтронов различие в сдвигах АТР (или в коэффициентах охрупчивания Ар) может существенно увеличиваться с уменьшением флакса нейтронов, воздействующих на опорные конструкции реактора. Этот эффект, называемый низкопоточным охрупчиванием, необходимо достаточно точно оценить, чтобы с установленными условиями облучения опорной конструкции реактора достоверно определить величину Тк как для проектного срока ее эксплуатации, так и в прогнозе Тк при продлении эксплуатации на 15 лет.

Исходная информация о плотности потока и флюенсе нейтронов до настоящего времени базировалась в основном на данных расчетов, корректность которых, с точки зрения консервативности применяемых подходов, потребовала экспериментального подтверждения по следующим причинам: во-первых, опорные конструкции ВВЭР-440 первого поколения располагается на периферии активной зоны реакторной установки, где имеются значительные градиенты плотности потока и спектра быстрых нейтронов; во-вторых, расчетная модель и программы, используемые в расчетах, в такой геометрии не проходили верификации. Оценить результаты расчета плотности потока нейтронов затруднительно также и по причине неполной адекватности расчетной модели (состав, геометрия) реальной опорной конструкции реактора.

Экспериментальное определение плотности потока быстрых нейтронов на опорной конструкции реактора осложнено из-за ее труднодоступности. Существующая техника активационного метода, применяемая на АЭС за корпусом реактора, требует длительных экспозиций, связана с трудностью размещения и доставки детекторов и т.д.

В [1] на основе опубликованных отечественных и зарубежных экспериментальных данных был произведен анализ дозовой зависимости радиационного охрупчивания углеродистых сталей и металла их сварных швов в условиях низкотемпературного облучения. Отмечено, что в этих условиях на образцах-свидетелях металла опорной конструкции реактора HFIR при крайне

8 2 низкой плотности нейтронного потока (~10 нейтр/см с, Е>1МэВ) было обнаружено более значительное увеличение сдвига температуры хрупкости АТр и прироста предела текучести по сравнению с результатами, полученными на тех же материалах при облучении в исследовательских реакторах с большими мощностями нейтронного потока.

По мнению исследователей, обнаруживших этот эффект, его причиной является вклад тепловой части нейтронного спектра в образование точечных дефектов и формирование системы дислокационных барьеров в структуре облучаемой стали.

В итоге анализа, выполненного в ЦНИИ КМ "Прометей" и РНЦ "Курчатовский институт" [1], для прогноза радиационного охрупчивания углеродистых сталей в оценках работоспособности опорных конструкций, предложены сходные экспоненциальные дозовые зависимости АТР, из которых одна является верхней огибающей имеющейся совокупности экспериментальных данных, включая данные по образцам-свидетелям защитного бака реактора HFIR. Другая зависимость, в целях обеспечения консервативности расчетов на прочность, предусматривает учет фактора плотности потока быстрых нейтронов (Е>0,5МэВ), посредством чего прогнозируется усиление охрупчивания вследствие уменьшения скорости создания атомных смещений при рекомбинации структурных дефектов.

Известным недостатком использованной базы данных, в ряде случаев, являлось определение сдвига ATF путем испытания малоразмерных цилиндрических образцов (в наиболее ранних работах), чем, возможно, обусловлен повышенный разброс результатов. Крайне ограниченным был также и объем экспериментов по измерению вязкости разрушения облученных материалов. Результаты исследований радиационной стойкости стали марки СтЗсп5, а также исследование механических характеристик ее сварных соединений предназначались для экспериментальной проверки предложенных в [1] соотношений. Эти результаты также послужили основой для верификации используемых в [2] соотношений для расчетов на сопротивление хрупкому разрушению опорных конструкций согласно [2].

Указанный комплекс задач применительно к особенностям изготовления и эксплуатации опорной конструкции не был решен.

Цель работы; Разработка методологии обоснования продления срока службы (ПСС) опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения по критерию сопротивления хрупкому разрушению и обоснование ПСС опорных конструкций до 45 лет.

Решаемые вопросы для достижения поставленной цели: -определить перечень элементов, повреждение каждого из которых приводит к нарушению нормального функционирования опорной конструкции в целом; такие элементы названы критическими элементами;

-сформулировать условие обеспечения прочности критических элементов по критерию хрупкого разрушения;

-выполнить анализ возможной дефектности опорной конструкции и сформулировать требования к размерам расчетных дефектов;

-определить остаточные сварочные напряжения в критических элементах опорной конструкции;

-определить коэффициенты интенсивности напряжений (КИН) для различных критических элементов и различных геометрий расчетных дефектов с учетом остаточных сварочных напряжений;

-установить критическую температуру хрупкости для металла опорной конструкции реактора в исходном состоянии;

-получить дозовые зависимости, описывающие сдвиг критической температуры хрупкости от флюенса F и флакса ф нейтронов;

-выполнить экспериментальное определение плотности нейтронного потока на опорную конструкцию реактора;

-обосновать расчетами на СХР продление срока службы опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения. Научная новизна

1. Сформулирован и решен комплекс взаимосвязанных задач, позволяющий проводить оценку целостности сварных нетермообрабатываемых конструкций, подвергаемых нейтронному облучению, включающий:

-структурный анализ нетермообрабатываемых металлоконструкций и выявление критических элементов;

-определение доминирующих технологических и эксплуатационных факторов;

-анализ и выбор определяющих эксплуатационных режимов;

-расчет остаточных сварочных напряжений в опорной конструкции;

-получение дозовых зависимостей нейтронного охрупчивания углеродистых сталей в условиях низкопоточного облучения при низких температурах;

-анализ обеспечения прочности критических элементов по критерию хрупкого разрушения.

2. Выполнено обоснование СХР опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения, которое, совместно с другими документами, легло в основу принятия положительного решения по продлению сроков службы АЭС с ВВЭР-440 первого поколения.

Практическая ценность

1. Результаты выполненных работ позволили обосновать безопасную эксплуатацию опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения за пределами проектного срока службы, что в свою очередь позволило продлить срок службы 3,4 блоков НВ АЭС и 1,2 блоков Кольской АЭС.

2. Разработанная методология может быть рекомендована для обоснования целостности сварных нетермообрабатываемых конструкций других типов реакторов, подвергаемых нейтронному облучению.

Достоверность и обоснованность научных положений, выводов и рекомендаций

Подтверждаются результатами экспериментальных исследований, согласованностью оригинальных данных с литературными, использованием современных методов расчета напряженного состояния, концепций механики разрушения и методами статистической обработки данных.

Личный вклад автора в получение научных результатов

1. Сформулирован и решен комплекс взаимосвязанных задач, позволяющий проводить оценку целостности сварных нетермообрабатываемых конструкций, подвергаемых нейтронному облучению.

2. Выполнено расчетное обоснование СХР опорных конструкций 3,4 блоков НВ АЭС и 1,2 блоков Кольской АЭС.

Апробация работы

Основные материалы диссертационной работы докладывались на российских и международных конференциях, семинарах и совещаниях, в т.ч. в Варне (Болгария) 2001г., 2002г., на семинаре в МАГАТЭ в 2003г., на 9 международной конференции «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС» (г.Пушкин) в 2006 г.

Публикации

Материалы, отражающие содержание диссертационной работы, представлены 5 публикациями.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, пяти глав, выводов по работе, литературы. Материалы диссертации изложены на 150 страницах и содержат 55 рисунков и 22 таблицы, в списке литературы 69 наименований.

ОБЩИЕ ВЫВОДЫ

1. На основе выполненного комплекса работ подтверждена возможность дальнейшей эксплуатации опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения. На основании полученных результатов Ростехнадзором РФ выдана лицензия на продление эксплуатации Нововоронежской АЭС (блоки 3, 4) и Кольской АЭС (блоки 1,2) за пределами проектного срока службы 30 лет.

2. На основе анализа конструктивных решений опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР- 440 первого поколения, используемых основных сварочных материалов, технологии изготовления, требований нормативной документации разработана методология выбора расчетного дефекта для различных элементов опорной конструкции.

3. На основе анализа условий нагружения, конструктивных особенностей опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения выявлены критические элементы, повреждение которых может привести к нарушению нормального функционирования конструкции.

4. Во всех критических элементах определены остаточные сварочные напряжения.

5. В сечениях наиболее вероятного развития трещин рассчитаны коэффициенты интенсивности напряжений для различных глубин поверхностных полуэллиптических трещин. Расчеты проведены с учетом остаточных сварочных напряжений.

6. Разработана методология учета влияния плотности потока нейтронов на низкотемпературное радиационное охрупчивание углеродистых сталей. Для металла опорной конструкции определены закономерности, позволяющие прогнозировать температурную зависимость статической трещиностойкости от флюенса нейтронов с учетом флакс-эффекта.

7. Результаты проведенных экспериментальных исследований плотности потока нейтронов в зоне опорных конструкций ВВЭР-440 первого поколения подтвердили консервативность расчетных оценок флюенса нейтронов.

8. Разработанная методология выполнения работ по обоснованию срока службы опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР- 440 первого поколения может быть рекомендована для обоснования опорных элементов различных типов ВВЭР, работающих в условиях низкопоточного, низкотемпературного облучения быстрыми нейтронами.

1. Пояснительная записка к "Методике расчета на сопротивление хрупкому разрушению металлических опорных конструкций атомных реакторов ВВЭР-440/230 (179)", (РД ЭО 0486 03), ЦНИИ КМ "Прометей", Санкт-Петербург, 2003.

2. Методика расчета на сопротивление хрупкому разрушению металлических опорных конструкций атомных реакторов ВВЭР-440/230(179), РД ЭО 0486-03, ФГУП ЦНИИКМ «Прометей», 2003.

3. Бак кольцевой. Чертеж общего вида, 1112.06.00.000, ОАО «Ижорские заводы», 1969, (инв. 179-14352, ОКБ «Гидропресс»).

4. Опора. Чертеж, 1112.00.00.001, ОАО «Ижорские заводы», 1969, (инв. 3711, ОКБ «Гидропресс»).

5. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок, ПНАЭ Г-7-002-86, Москва, Энергоатомиздат, 1989.

6. ГОСТ 380-94 Сталь углеродистая обыкновенного качества. Марки, Минск, 1994.

7. Главный циркуляционный трубопровод. Анализ статической прочности, 179-Р-355, ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС", 2003.

8. Трощенко В.Т., Покровский В.В., Прокопенко А.В. Трещиностойкость металлов при циклическом нагружении. Киев: Наукова думка, 1987. -256 с.

9. Ю.Карзов Г.П., Леонов В.П., Тимофеев Б.Т. Сварные сосуды высокого давления: Прочность и долговечность. Л.: Машиностроение, 1982. - 287 с.

10. И.В. Горынин, В.А. Игнатов, Б.Т. Тимофеев, В.А. Федорова. Влияние технологических и эксплуатационных факторов на усталостную прочность сталей марок 15Х2МФА и 15Х2НМФА //Проблемы прочности. 1984. -N9. -С.3-9.

11. В.Г. Каплуненко, В.В. Покровский, Б.Т. Тимофеев, Т. А. Чернаенко. Трещиностойкость металла швов сварных соединений из стали марки 15Х2МФА реальных толщин //Вопросы судостроения. Сер. Сварка.-1985.- Вып.39.- С.27-33.

12. Б.Т. Тимофеев, В.А. Федорова, Ю.И. Звездин и др. Сопротивление коррозионно-усталостному разрушению теплоустойчивых сталей и их сварных швов//Проблемы прочности. 1987. - N1. - С. 25-30.

13. Н.Похмурский В.И., Гнып И.П. Влияние параметров циклического нагружения и водных сред на скорость роста трещин в сталях//Физ.-хим. механика материалов. -1985. N3. - С.28-37.

14. Timofeev B.T., Fedorova V.A. Corrosion and mechanical strength of NPP material welded joints/Zlntern. J. Pressure Vessels and Piping. 1995. - Vol.64. - P.25-42.

15. Романив O.H., Никифорчин Г.Н. Механика коррозионного разрушения конструкционных материалов. М.: Металлургия, 1986. - 294 с.

16. Wallin К. The scatter in KIC result//Eng. Fract. Mech., 1984, vol. 19, pp. 10851095.

17. Margolin B.Z., Rivkin E.Yu., Karzov G.P., Kostylev V.I., Gulenko A.G."New approaches for evaluation of brittle strength of reactor pressure vessels", Trans, of SMiRT-17, Prague, Czech Republic, August 17-22,2003.

18. Karzov G.P., Margolin B.Z., Rivkin E.Y., "Analysis of structure integrity of RPV on the basis fracture criterion: new approaches", Int. J. Pres. Ves. & Piping, Vol. 81,2004, pp. 651-656.

19. Д. Броек, Основы механики разрушения, М.: Высшая школа, 1980 366 с.

20. Методические рекомендации MP-125 "Правила составления расчетных схем и определение нагруженности элементов конструкций с выявленными дефектами", 1995.

21. Карзов, Г.П., Марголин, Б.З., Швецова, В.А. Физико-механическое моделирование процессов разрушения. -С-Петербург: Политехника, 1993, 390 с.

22. Г.Л. Петров, А.С. Тумарев, Теория сварочных процессов, М.: Высшая школа, 1977-389 с.

23. Методика определения ресурса корпусов атомных реакторов ВВЭР в процессе эксплуатации (МРК-СХР-2000) (РД ЭО 0353-02).

24. L.E. Steell, J.R. Hawthorne. US Naval Research Laboratory Report 5629, June 1961.

25. R.K. Nanstad, К. Farrell, D.N. Braski, W.R. Corvin. Accelerated neutron embrittlement of ferritic steels at low fluence flux and spectrum effects. J. of Nucl. Mat, 158(1988), 1-6.

26. Алексеенко H.H, Амаев А.Д, Горынин И.В, Николаев В.А. Радиационное повреждение стали корпусов водо-водяных реакторов. -М.: Энергоатомиздат, 1981.

27. MJ. Makin, F.J. Minter. Acta Met, v 8, №10, p.681-692.

28. A.K. Seeger The Second International Conference on Peacefull Uses of Atom Energy, - Geneva, 1958, Rep. P/998.

29. Brumovsky M. Radiation stability of steels for pressure vessels of Czechoslovak nuclear reactors, Skoda, ZJE/89,1970.

30. Brumovsky M, Neutron irradiation induced changes in mechanical properties of Base Material and Welding joints of A-l pressure vessel steel. Skoda, Nuclear Power Plants Division, ZJE/91,1970.

31. Брумовский M, Вацек M. Влияние легирующих элементов на радиационную стойкость сплавов железа и малолегированных сталей. -Труды конференции по реакторному материаловедению, Алушта, 29 мая 1 июня, 1978 г. - Москва, 1978, с.255-279.

32. Н.Ф. Правдюк, А.Д. Амаев, П.Л. Платонов и др. Влияние нейтронного облучения на свойства конструкционных материалов. В сб. Действие ядерных излучений на материалы. М, Изд. АН СССР, 1962.

33. Техническое обоснование возможности продления проектного ресурса основного оборудования реакторных установок ЭГП-6 Билибинской АЭС. 1303,ОО.ОО.ООО.ДГ,ОКБИЗ, 1997.

34. N.K. Heinish. J.of Nucl.Mat, №176,1991, р.19

35. A. Alberman et al.Nucl. Technl, у.66,1984, p.639.

36. Кольцевой бак и опора реактора. Расчет флюенса нейтронов, Отчет ОКБ "Гидропресс", 230-Р-195,2002.

37. Баландин Ю.Ф, Горынин И.В, Звездин Ю.И, Марков В.Г. Конструкционные материалы АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1984,280 с.

38. Бабич И.К, Гуль Ю.П, Долженков И.В. Деформационное старение стали. М.: Металлургия, 1972,320 с.

39. Е.А. Little Phys.Stat, Solidi (а), 1970, v.3, №4, р.983-994.

40. Н. Wagenblast, F.E.Fujita, A.C. Damask Acta Metallurgies 1964, v. 12, №4, p.347-353.

41. R.A. Arndt, A.C. Damask Acta Metallurgies 1964, v.12, №4, p.341-345.

42. H.Wagenblast, A.C. Damask. J. Phys. Chem. Solids, 1962, v.23, p.221-227.

43. ASTM E 1921-02. «Test Method for Determination of Reference Temperature, TO, for Ferritic Steels in the Transition Range», in: Annual Book of ASTM Standards.

44. Методика прогнозирования температурной зависимости вязкости разрушения материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 (МКс КР - 2000) (РД ЭО 0350-02), Санкт-Петербург-Москва,2000,67 с.

45. Wallin К. The size effect in Кю results//Eng. Fract. Mech., 1985,22,149-163.

46. Wallin K. Introduction to the Master Curve approach and ASTM E 1921. In: Use and Applications of the Master Curve for Determining Fracture Toughness (Workshop MASC 2002), pp. 4.1-4.17, Helsinki-Stockholm, 2002.

47. Hans-Werner Viehring and Juergen Boehmert, Some Issues by Using the Master Curve Concept, in Transactions of the 15th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMIRT-15), Seoul, Korea, August, 15-20,1999.

48. Применение концепции «MASTER CURVE» к корпусным реакторным материалам ВВЭР-100. Отчёт по TASIC R 2.06/96, TASK 3.3/ЦНИИКМ «Прометей». Санкт Петербург. 2000-165с.

49. Марголин Б.З., Гуленко А.Г., Швецова В.А. Прогнозирование трещиностойкости реакторных сталей в вероятностной постановке на основе локального подхода. Сообщение 1//Проблемы прочности. 1999. -№ 1.-С. 5-20.

50. Марголин Б.З., Гуленко А.Г., Швецова В.А. Прогнозирование трещиностойкости реакторных сталей в вероятностной постановке на основе локального подхода. Сообщение 2//Проблемы прочности. 1999. -№2.-С. 5-22.

51. Z.Bures, J. Cvachovec, B.Osmera et al. Multiparameter multichannel analyzer sy-stem for characterization of mixed neutron-gamma field in the experimental reactor LR-0. Там же.

52. B. Boehmer, J. Kouheiser, K. Noack et al. Neutron and gamma fluency and radi-ation damage parameters of ex-core components of Russian and Germany light water reactors. Там же.

53. В. Osmera. Reactor dosimetry of WWER-440 type reactors. Nucleon 3-4, 1993, p.27-35.

54. Ломакин C.C. и др., Экспериментальные данные о нейтронных полях ВВЭР-440.Атомная энергия, т.54, вып. 3, стр. 200-201,1983 г.

55. W.A.Rhoades, F.R.Mynatt. The DOT III Two-Dimensional Discrets Ordinates Transport Code. ORNL-TM-4280,1973.

56. W.W.Engle Jr. User's Manual for ANISN. K-1693, ORNL, 1967.65J.Bucholz, S.Antonov, S.Belousov. BGL440 and BGL1000 Broad Group Neutron/Photon Cross-Section Libraries Derived from RNDF/B-VI Nucltar Data. INDC(BUL)-15, Distrib.: G, November 1996.

57. Кольцевой бак и опора реактора. Расчет флюенса нейтронов, 230-Р-198. ОКБ «Гидропресс», 2003,49с.

58. Статический и динамический расчет оболочечно-стержневых конструкций, Micro-Fe, Еврософт (г.Москва), 1999.

59. Конструкции опорные реактора. Расчет прочности, 230-Р-173, ОКБ «Гидропресс», 2000, 39с.

60. Кольцевой бак и опора реактора. Расчет на сопротивление хрупкому разрушению 230-Р-199, ОКБ «Гидропресс», 2003, 77с.