автореферат диссертации по энергетическому, металлургическому и химическому машиностроению, 05.04.11, диссертация на тему:Обоснование концепции "течь перед разрушением" и ее реализация применительно к корпусам основного оборудования АЭС

. , . . УДК 621.039.58

/

/ / (\) г ^ 7 На пРавах рукописи

РГБ од

2 8 НОВ 2000

Кандалов Виктор Борисович

ОБОСНОВАНИЕ КОНЦЕПЦИИ "ТЕЧЬ ПЕРЕД РАЗРУШЕНИЕМ" И ЕЕ РЕАЛИЗАЦИЯ ПРИМЕНИТЕЛЬНО К КОРПУСАМ ОСНОВНОГО ОБОРУДОВАНИЯ АЭС

Специальность: 05.04.11 - "Атомпое реакторостроепие, машины, агрегаты и

технология материалов атомной промышленности".

Автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

Нижний Новгород, 2000

■ > _ . 1 I m

Работа выполнена в Опытном Конструкторском Бюро Машиностроения им. И.И.Африкантова

Официальные оппоненты:

доктор физико-математических наук, профессор Коротких Ю.Г.

доктор технических наук, профессор Лихачев Ю.И.

доктор технических наук Судаков A.B.

Ведущая организация: Российский научный центр "Курчатовский

институт", г.Москва

Защита состоится "20" июня 2000 г. в 10 час.

на заседании диссертационного совета Д063.85.04 в Нижегородском государственном техническом университете (603600, г.Нижний Новгород, ГСП-41, ул.Минина, 24, корпус 5).

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Нижегородского государственного технического университета.

Автореферат разослан /¿ур,, 2000 г.

Ученый секретарь диссертационного совета

Подписано в печать 15.05.2000. Формат 60х84'/!6. Бумага писчая № I. Печать офсетная. Уч.-изд. л. 2,0. Тираж 80 экз. Заказ 349.

Типография НГТУ. 603600, Н. Новгород, ул. Минина, 24. ? in - «Г - П<24 пъ - -и . Г)

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы: Уровень безопасности атомных энергетических установок (АЭУ) характеризуется свойствами самозащищенности и живучести при проектных и запроектных авариях. К числу наиболее тяжелых из них относятся аварии, связанные с разгерметизацией контура циркуляции и потерей теплоносителя.

Для реакторных установок потеря герметичности опасна не только выходом радиоактивного теплоносителя за пределы контура, но и возможным нарушением теплоотвода от активной зоны, что может привести к недопустимым с точки зрения сохранения работоспособности и безопасного функционирования последствиям.

Современный подход к обоснованию безопасности АЭУ характеризуется применением концепции «течь перед разрушением» (ТПР), что позволяет отказаться от рассмотрения постулированной аварии гильотинного разрыва трубопроводов с двухсторонним истечением теплоносителя.

Автор принимал непосредственное участие в обосновании допустимости такого подхода. Настоящая работа является обобщением исследований возможности и условий реализации концепции ТПР, проведенных при непосредственном участии автора, начиная с 70-х годов.

Доказательство в рамках концепции ТПР проектной разгерметизации элементов АЭУ ограниченными размерами снимает излишний консерватизм систем безопасности и существенно улучшает экономику АЭС.

Актуальность настоящей диссертационной работы связана с необходимостью выполнения принципиально нового требования нормативной документации /2/ по обеспечению безопасности ACT «при повреждениях любого сосуда РУ в пределах возможной величины». Представленная работа соответствует планам НИОКР ОКБМ и директивным документам:

1. Распоряжение СМ СССР № 1312р от 14.0б.77г. о строительстве ACT;

2. Постановление СМ СССР № 515-179 от 09.04.83г. о повышении эффективности, надежности и безопасности РУ ACT.

Цель работы состоит в

- создании методологии обоснования концепции безопасности "течь перед разрушением" АЭУ;

- обобщении экспериментальных исследований закономерностей развития трещин;

- обосновании результатов экспериментальных исследований и выбора на их основе моделей анализа, критериев оценки отдельных стадий развития трещин и предельных состояний;

- разработке комплекса методик, алгоритмов и программных средств для исследования безопасности АЭУ на основе концепции "течь перед разрушением";

- верификации используемых расчетных средств по результатам экспериментальных исследований;

- практической реализации методологии обоснования концепции ТПР применительно к корпусу реактора АСТ-500;

- проведении с участием автора расчетно-экспериментальных исследований безопасности АЭУ различного назначения на основе концепции "течь перед разрушением".

Научная новизна. В результате выполненных исследований:

- получены результаты экспериментальных исследований закономерностей развития трещин, определены возможные механизмы потери герметичности элементами АЭУ при циклических и статических нагружениях;

- обоснован выбор критериев механики разрушения для количественного описания и оценки отдельных этапов развития трещин, а также определения несущей способности корпусов;

- разработан комплекс алгоритмов и программных средств, составляющих методологию обоснования концепции безопасности ТПР корпусов АЭУ;

— обоснована концепция безопасности "течь перед разрушением" применительно к корпусу реактора АСТ-500;

- решен ряд практических задач безопасности применительно к АЭУ различного назначения на основе концепции "течь перед разрушением"

Обоснованность положений. , сформулированных в диссертации подтверждена комплексом представительных экспериментальных исследований и соответствующим теоретическим анализом результатов, накопленным мировым опытом проектирования, изготовления и эксплуатации объектов атомной энергетики, использованием современных достижений в области расчетного и экспериментального исследования работоспособности оборудования в проектных условиях и несущей способности в аварийных ситуациях.

При выполнении настоящей работы достоверность научных исследований и результатов обеспечена правильным выбором методик и моделей, прошедших экспериментальную проверку непосредственно на объектах путем термо- тензо-и виброметрирования и другими методами испытаний. Методы и критерии механики разрушения выбраны с учетом результатов испытаний крупномасштабных образцов и моделей сосудов, изготовленных из широкоприменяемых материалов по штатной технологии.

Результаты исследований получили поэтапное обсуждение и рассмотрение специалистами ведущих организаций и научных центров страны.

Важным мероприятием явилась экспертиза проекта АСТ-500 специалистами стран-участниц МАГАТЭ, а также российские и международные семинары по обсуждению проблем безопасности АЭУ.

Практическая ценность работы. Основную практическую значимость в настоящей работе составляет сформулированная и обоснованная методология, давшая возможность создания инженерных методик, расчетных моделей и вычислительных программ, предназначенных для анализа безопасности проектируемых и эксплуатируемых АЭУ в рамках концепции "течь перед разрушением", а также результаты расчетных и экспериментальных исследований, полученных в настоящей работе.

Результаты выполненных исследований внедрены при обосновании безопасности реакторных установок типа ACT, АБВ, АСПТ, БН, ВГМ, ВПБЭР, ЛФ-2 и др..

Положения, выносимые на защиту:

- методология обоснования концепции "течь перед разрушением" АЭУ;

- результаты экспериментальных исследований закономерностей развития трещин и условий реализации критерия течи в элементах АЭУ;

- результаты экспериментальной проверки критериев линейной и нелинейной механики разрушения, используемых для оценки работоспособности и потери несущей способности элементов АЭУ;

- результаты практической реализации концепции "течь перед разрушением" применительно к корпусу реактора АСТ-500; методика расчетного анализа потери работоспособности корпусного оборудования в вероятностной постановке;

- результаты расчетных и экспериментальных исследований, выполненных в обоснование безопасности АЭУ различного назначения.

Апробация работы. Материалы диссертации обсуждались на научно-технических семинарах в ОКБМ (1985г., 1993г.), на научных конференциях РФ (г. Нижний Новгород, 1987г.; г. Обнинск, 1990г., 1996г.), на международных семинарах и конференциях (г. Болония, Италия, 1987г.; Калифорния, США, 1989г.; г. Москва, РФ, 1994г.; г. Житомир, Украина, 1990г.; г. Риели, Великобритания, 1991 г.; Токио, Япония, 1991г.; т. Вашингтон, США, 1989г., 1991г., 1992г.; г. Нижний Новгород, РФ, 1992г.; г. Львов, Киев, Украина -1993г.; г. Лион,, Франция, 1997г.), при экспертизе проекта ГАСТ комиссией МАГАТЭ (1987г.).

Публикации: По теме диссертации автором опубликовано свыше 30 научных трудов в виде статей в журналах, текстов докладов. Кроме того, выпущено более 40 научно-технических отчетов и обзоров в ОКБ

Машиностроения. В автореферате приведен список 37 основных работ.

6

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, шести глав, заключения, списка литературы, рисунков, таблиц.

Общий объем работы составляет 361 страница, из них 215 страниц основного машинописного текста, 91 рисунок, 42 таблицы, список литературы из 323 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении отражена актуальность темы диссертационной работы; приведены положения, выносимые на защиту; отмечена практическая ценность работы; показана обоснованность научных положений и выводов, сформулированных в диссертации, представлены сведения по апробации результатов работы и публикациям.

В первой главе, имеющей обзорный характер, выполнен анализ состояния проблемы обеспечения безопасности АЭУ, подходов и методов расчетно-экспериментальных исследований несущей способности оборудования и трубопроводов.

Рассмотрение действующей в атомной отрасли энергомашиностроения и энергетики нормативно-технической документации и регламентирующей требования к устройству и эксплуатации оборудования и трубопроводов АЭУ, обеспечивающих их надежность и безопасность позволило сделать следующие важные выводы.

По своему конструктивному исполнению элементы АЭУ представляют технически сложные конструкции.

Металлы корпусов и трубопроводов, допущенные для использования в атомной энергетике, а также технология сварки и металл сварных соединений, проходят полный объем аттестационных испытаний.

Условия работы АЭУ характеризуются высокой температурой и давлением, термомеханнческими нагрузками с различными по амплитудам изменениями в переходных режимах работы, радиационным облучением и коррозионным воздействием теплоносителя.

Ресурсные характеристики корпусов и трубопроводов, их соответствие

проектным и нормативным требованиям, а также способность к безопасному

7

функционированию в нормальных условиях и аварийных ситуациях подтверждаются результатами расчетных и экспериментальных работ.

Анализ напряженно-деформированного состояния осуществляется с использованием современных программных средств расчета, прошедших верификацию и аттестацию в надзорных органах. При проведении исследований учитывается весь спектр термосиловых нагружений, обусловленных регламентом работы АЭУ, а также внешними воздействиями от землетрясения, падения самолета на здание станции и ударной волны (определяется техническим заданием на установку).

Достоверность количественных результатов обеспечивается тщательной экспериментальной проверкой используемых расчетных схем и моделей, завершаемой, как правило, тензометрированием в процессе пуско-наладочных работ.

Большое значение при изготовлении, а затем в процессе эксплуатации (прежде всего, корпусов реакторов) придается техническому диагностированию. Контроль осуществляется при помощи средств неразрушающего контроля и измерения основных рабочих параметров.

В соответствии с нормативной и проектной документацией металл оборудования и трубопроводов и его сварные соединения проходят обязательную проверку на отсутствие дефектов.

Для повышения надежности и качества контроля одновременно применяется несколько видов испытаний, основанных на различных физических методах.

При изготовлении и проведении монтажных работ контроль проводится как пооперационно, так и на готовом изделии.

В полной мере назначение систем технического диагностирования проявляется при эксплуатации АЭУ и заключается в раннем обнаружении отклонений от нормальной работы, исключая при помощи защитных действий повышенную нагруженность оборудования и систем, а также дальнейшую работу в случаях обнаружения возникших дефектов.

Эффективным средством обеспечения высокого качества и безопасности АЭУ является регламентирование всех этапов создания и эксплуатации нормативной документацией, соблюдение требований которой контролируется независимыми органами Госатомнадзора РФ.

Совокупность перечисленных мероприятий послужила серьезной основой для применения концепции обеспечения безопасности АЭУ, базирующейся на реализации критерия «течь перед разрушением».

Результатом многолетних и целенаправленных исследований ученых, специализирующихся в области совершенствования технологий обеспечения безопасности объектов атомной энергетики, явилось создание нормативных подходов, регламентирующих применение концепции «течь перед разрушением».

Следует отметить, что до настоящего времени во всех ведущих странах, обладающих объектами ядерной энергетики, указанные нормативы разработаны и введены в действие применительно к трубопроводам.

В России первая «Методика...» М-ТПР-01-93 была разработана на основе положений норматива США и распространялась на расчеты трубопроводов в рамках концепции ТПР.

Методология ТПР, основанная на Standard Review Plan 3.6.3, была принята в США в качестве технически оправданного подхода для исключения из рассмотрения гильотинного разрушения систем трубопроводов с высокой запасенной энергией. Расчетная методика построена на доказательстве стабильного поведения постулируемой сквозной трещины, обнаруживаемой средствами ко1ггроля и исключения разрушения при воздействии максимальной аварийной нагрузки. Анализ основан главным образом на детерминированной механике разрушения с введением достаточных коэффициентов запаса на способность обнаружить течь, максимальную расчетную нагрузку и размер обнаруживаемой сквозной трещины, через которую реализуется течь.

Методика фирмы Siemens является частью концепции предотвращения разрушения, используемой в Германии. Обоснование разгерметизации по типу «течь перед разрушением» трубопроводов построена на основе анализа роста постулированного дефекта через толщину стенку при превышении сроков службы

9

АЭУ, образования течи и достаточности коэффициента запаса длины обнаруживаемой сквозной трещины по отношению к критической длине.

Действующий в настоящее время в РФ нормативный документ «Руководство по применению концепции безопасности течь перед разрушением к трубопроводам АЭУ» Р-ТПР-01-99 введен в действие в 1999 году. По своему содержанию и требованиям он идентичен описанным выше нормативным подходам США и Германии.

Сравнительный анализ методологии ТПР, реализованной ранее применительно к корпусу реактора АСТ-500, с рассмотренными выше показал, что по структуре и объему анализа она близка к методологии ТПР Германии.

Начальным этапом исследований в рамках концепции «течь перед разрушением» является тщательный анализ соответствия АЭУ требованиям действующей нормативной документации. В случае присутствия отступления, требуется расчетно-экспериментальное исследование его правомерности.

Дополнительным условием для применения концепции ТПР является анализ возможных отклонений от проектных условий, которые могут способствовать деградации механических свойств конструкционных металлов (коррозия, охрупчивание, старение, эрозия и т.п.), повышенных нагрузок вследствие возникновения аварийных ситуаций.

Большое значение в вопросах обоснования работоспособности и безопасности корпусного оборудования получили разработка подходов, постановка и практическая реализация методик расчетного анализа режимов и аварийных ситуаций, способных привести к превышению проектных нагружений и значительно повлиять на ресурс и целостность элементов АЭУ. К ним относятся температурные пульсации и стратификация теплоносителя, броски «холодной воды» на корпус сосуда (термошок) и/или примыкающих трубопроводов, гидравлические удары в контуре циркуляции, возникновение «летящих» или «падающих» предметов.

Выполненный обзор многочисленных работ по исследованию влияния коррозионной среды на развитие трещин в корпусных материалах, используемых в атомной энергетике показал, что при расчетных анализах оно может быть

10

учтено простым увеличением коэффициента уравнения Пэриса, что и предложено в нормативной методике по оценке допускаемых дефектов.

Для нержавеющих сталей тщательному анализу должны быть подвержены возможность возникновения МККН, хлорная коррозия под напряжением.

Одним из главных факторов, определяющих долговечность корпусов реакторов, является влияние нейтронного облучения на прочность, пластичность и вязкость материалов.

Вопросы влияния облучения и совместного воздействия нейтронного облучения и коррозионной среды на малоцикловую усталость перлитной стали изучались А.А.Вайнером. Установлено, что скорость роста трещин в металле сварного шва сталей перлитного класса (15Х2НМФА, 15Х2МФА) в зависимости от условий испытаний может незначительно возрастать. Показано, что скорость роста трещин в облученных сталях до флюенса (3,4 4- 4,5) 1023 м"2 не увеличивается по сравнению с необлученными.

Проблеме усталостного роста трещин посвящены работы многих исследователей. Достаточно назвать таких известных ученых как Серенсен C.B., Махутов H.A., С.Я. Ярема, Черепанов Г.П., Морозов Е.М., Покровский В.В., Филатов В.М., Попов A.A., П.Пэрис, Ф.Эрдоган, Т. Екобори, С.Мэнсон и др.

Большой вклад в экспериментальное изучение циклической трещиностойкости корпусной стали 15Х2НМФА сделан Покровским В.В., получившим ценную информацию по кинетике трещин в зависимости от температуры испытаний, асимметрии цикла нагружения, а также изменения при этом вязкости разрушения. В результате испытаний получен важный вывод о том, что интенсивность развития трещин существенно зависит от асимметрии циклов нагружения (отношения Kmln /Ктах). Таким образом была подтверждена необходимость корректировки уравнения усталостного разрушения, предложенного Пэрисом, с целью учета коэффициента асимметрии.

Расчетным и экспериментальным методам анализа развития трещин в металле при статических и циклических нагружениях, а также предельных состояний конструкций и посвящены работы Гриффитса, Ирвина, Черепанова

Г.П., Махутова H.A., Карзова Г.П., Васильченко Г.С., Панасюка В.В., Судакова A.B., Овчинникова A.B., Киселева В.А. и многих других ученых.

Задача обоснования безопасности АЭУ предопределяет необходимость использования методов решения, позволяющих дать объективную оценку последствий ударного воздействия с вышеуказанными предметами или импульсных воздействий. Конструкция должна сохранить как общую, так и локальную прочность. Анализ должен включать исследования процесса контактного взаимодействия конструкции при ударном воздействии.

Такая возможность связана с методами численного моделирования а также расчетными кодами, получившими в последние годы интенсивное развитие, что способствовало расширению класса решаемых задач.

Основополагающие идеи и принципы построения математических моделей и процессов упруго-вязко-пластического деформирования конструкционных материалов при термосиловых нагружениях сформулированы в работах Дрункера, А.А.Ильюшина, А.Ю.Ишлинского, Ю.И.Кадашевича, Ю.Н.Работнова и др..

Развитию этих моделей для учета эффектов высокоскоростного нагружения материалов, изучению различных аспектов сложного процесса нестационарного разрушения, формулировке и развитию разностных схем и численных методик посвящены работы В.Н.Аптукова, Н.Х.Ахмадеева, В.Б.Баженова, А.Г.Угодчикова, Биесса, А.М.Брагова, Бучера, Пэжины, В.М.Волкова, А.И.Глушко, Ю.Г.Коротких, А.А.Кожушко, А.И.Рузанова, В.М.Фомина, М.Л.Уилкинса, А.И.Садырина и многих других ученых. В них рассмотрены различные аспекты использования моделей динамического деформирования и разрушения и построения численных методов решения ударных контактных задач, реализованных в расчетные коды.

Анализ работ свидетельствует о том, что, как правило, все частные решения, учитывающие особенности рассматриваемого класса задач, базируются на экспериментальной информации, что одновременно увеличивает представительность получаемого результата.

Ключевыми в системе мероприятий концепции «течь перед разрушением» является детерминистский анализ условий реализации критерия течи с использованием методов линейной и нелинейной механики разрешения.

Разработанные нормативные концепции ТПР в различных странах применительно к трубопроводам весьма специфичны и не могут полностью переноситься на корпуса сосудов.

Обзор публикаций проведенных исследований по данному научному направлению показал, что применительно к корпусному оборудованию требуется экспериментальная проверка особенностей развития трещин и подтверждения их "стабильности на стадиях прорастания сквозь толщину стенки, возникновения локальной начальной течи и докритического роста сквозной трещины.

На основе экспериментальной информации, полученной для конкретных материалов корпуса, осуществляется выбор критериев механики разрушения и их развития, с достаточной точностью позволяющих выполнить количественный анализ предельных состояний, связанных с наличием трещины.

Заключительным этапом проводимых исследований должна быть оценка масштаба разгерметизации корпуса в случае ее возникновения. Наличие большого количества инженерных формул для расчета площади раскрытия сквозных трещин и расходов теплоносителя через них, применительно к трубопроводам , свидетельствует о том, что и этот этап анализа должен быть экспериментально проверен.

Надежность получаемых в процессе выполнения расчетных и экспериментальных обоснований обеспечивается при помощи введения коэффициентов запаса по количеству циклов нагружения на стадии роста исходного дефекта до образования сквозной трещины и сквозной трещины до достижения критической длины.

В любом случае, детерминистский анализ имеет неопределенности, обусловленные погрешностями расчетных методик, схем и моделей, которые трудно оценить.

Учитывая большую ответственность исследований безопасности АЭУ, а также уникальность последствий разрушения их элементов, представляется

13

целесообразным для наиболее ответственных из них (например, корпусов реакторов) выполнять в качестве дополнительного мероприятия расчетный анализ потери работоспособности (течь или разрушение) в вероятностной постановке."

На основе обработки результатов выполненного в настоящей главе обзора системы организационно-технических мероприятий, действующих в атомной энергетике, а также методов расчетного исследования конструкций АЭУ по критериям прочности, задачи исследований составляют;:

- создание методологии обоснования концепции безопасности "течь перед разрушением" АЭУ;

- обобщение экспериментальных исследований закономерностей развития трещин;

- обоснование результатов экспериментальных исследований и выбор на их основе моделей анализа, критериев оценки отдельных стадий развития трещин и предельных состояний;

- разработка комплекса методик,« алгоритмов и программных средств для исследования безопасности АЭУ на основе концепции "течь перед разрушением";

- верификация используемых расчетных средств по результатам экспериментальных исследований;

- практическая реализация методологии обоснования концепции ТПР применительно к корпусу реактора АСТ-500;

- проведение с участием автора расчетно-экспериментальных исследований безопасности АЭУ различного назначения на основе концепции "течь перед разрушением".

Во второй главе изложена методология расчетно-экспериментального обоснования концепции безопасности «течь перед разрушением» элементов АЭУ.

Методология основана на доказательстве того, что элемент АЭУ в процессе эксплуатации может иметь локальную разгерметизацию задолго до того, как могут быть созданы условия для разрушения.

Применение концепции ТПР предусматривает:

- доказательство, что условия эксплуатации элемента АЭУ и возможные механизмы деградации конструкционного материала не могут привести к его разрушению;

- подтверждение надежного обнаружения течи и необходимых запасов на ее обнаружение.

Реализация обоснований концепции ТПР предусмалривает два подхода:

- детерминистский;

- вероятностный.

Первый включает системный и детальный анализ всех стадий жизнедеятельности конструкции, начиная с этапа проектирования. Консерватизм выполняемых количественных обоснований гарантируется за счет введения коэффициентов безопасности (коэффициентов запаса).

Вероятностный анализ, основанный на использовании результатов детерминистского анализа, особенно актуален для случаев, когда запас размера сквозной трещины, дающей начальную течь, относительно критического размера невелик. Применение вероятностного подхода дает количественное описание надежности сосудов давления и трубопроводов. Он применим для количественной оценки неопределенностей результатов детерминистского анализа. Кроме того, с помощью вероятностного анализа можно выполнить сравнительные оценки влияния на надежность разных конструкций, технологий, материалов, периодичности контроля и т.п..

В отдельных случаях задачу об оценке масштаба разгерметизации корпусных конструкций и потери несущей способности можно выполнить только в вероятностной постановке.

Разработка методологии детерминистского обоснования концепции ТПР и ее техническая реализация в проекте ACT были начаты задолго до того, как появился первый нормативный документ по применению концепции ТПР (США, 1984г.).

Однако, следует подчеркнуть, что по своей структуре реализованные в

проекте ACT мероприятия по обоснованию ТПР практически полностью

15

совпадают с указанным и другими нормативами ведущих стран-потребителей атомной энергии.

Поэтому, сам подход и объем , а также требования к обоснованиям, используемым в действующей концепции ТПР России применительно к трубопроводам (Р-ТПР-99) полностью могут быть применены и к корпусному оборудованию с учетом специфики действующих нагружений и эксплуатации.

Выполнение обоснований концепции ТПР АЭУ условно можно разделить на два этапа.

На первом, выполняется анализ объекта исследований, главной задачей которого является проверка соответствия корпуса сосуда требованиям НТД.

В случае определения перечня отступлений от НТД в установленном порядке выполняются соответствующие расчетно-экспериментальные обоснования. Результаты обоснований должны быть согласованы с органами ГАН РФ.

Важным направлением обоснований являются расчетные исследования прочности корпуса, процедура которых регламентирована «Нормами расчета на прочность...».

Расчеты выполняются с учетом всех возможных эксплуатационных нагрузок, относящихся к нормальным условиям нагружения (НУЭ), их нарушению (ННУЭ), аварийных ситуаций. Исходной информацией являются механическое нагружение и температурные воздействия с учетом характера их изменений в эксплуатационных режимах и количества циклов.

К числу аварийных нагрузок относятся термосиловые нагружения, обусловленные протеканием аварийного режима; сейсмические воздействия; динамические нагружения, вызванные падением самолета на здание АС или неконтактным взрывом, технологической аварией, необходимость учета которых оговорена техническим заданием на АЭУ.

Конечной целью указанных расчетов является подтверждение соответствия корпусной конструкции требованиям ЧТД и НТД, определение ресурсных характеристик.

Исходя из современных представлений концепций ТПР анализ прочности должен включать также расчеты с учетом специфических нагрузок, возникающих при:

- термических ударах, связанных, например, с аварийным вводом холодной воды в реактор, броском «холодной» воды на горячий корпус вследствии разгерметизации или разрыва трубопровода и т.п.;

- гидравлических ударах, приводящих к возникновению нестационарных гидродинамических (ударных) возмущений;

- стратификации теплоносителя, вызывающей термоциклические пульсации с большой базой циклирования;

- контактном динамическом взаимодействии оборудования с «летящими» предметами, образовавшимися при разгерметизации соседнего оборудования, а также с «падающими» предметами. К последним относятся элементы или единицы оборудования, перемещаемые при выполнении транспортно-технологических операций и имеющие потенциальную возможность для непреднамеренного перемещения или падения на рассматриваемое оборудование.

При выполнении расчетных обоснований принимаются во внимание как техническая возможность возникновения перечисленных аварий, так и процессы их реализации. При подобной постановке анализа, в отличие от простого постулирования исходного события, могут быть получены реальные (более приближенные к действительности) результаты, а также могут быть установлены способы или организационно-технические мероприятия по снижению отрицательных последствий до соответствия нормативным требованиям.

ОПБ предусмотрена процедура обязательного рассмотрения запроектных аварий, перечень которых согласовывается с надзорными органами. В проектах РУ и АС должны быть предусмотрены меры по управлению этими авариями и снижению опасности радиационного воздействия на эксплуатирующий персонал и последствий на население.

В этих случаях, нормативных ограничений по уровню нагруженности

оборудования АЭУ.не предусмотрено. Расчеты ведутся путем оценки несущей

17

способности корпусного оборудования и трубопроводов АЭУ и се сравнения с результатами анализа н.д.с. с учетом возникающих в процессе аварий термомеханических нагрузок.

Рассмотрение теплогидравлических, физических и радиационных аспектов аварий выполняется с учетом результатов прочностных расчетов.

Основные результаты исследований оформляются в виде соответствующих разделов ПЗ, ТОБов, ПООБов и ООБов, а также самостоятельных отчетов.

Принципиально важным и составляющим новизну вторым этапом обоснований концепции безопасности ТПР является детерминистский анализ поведения трещин, наличие которых в наиболее напряженных зонах корпусов и трубопроводов постулируется, с использованием методов и критериев механики разрушения.

Расчетный анализ должен включать тщательное рассмотрение несущей способности объекта исследований на различных стадиях развития постулированного дефекта до появления сквозной трещины и возникновения течи, развития сквозной трещины до достижения критического размера (длины), определение критической длины трещины; оценку размеров течи теплоносителя через сквозную трещину.

Основные этапы расчетных исследований, предлагаемых с учетом результатов настоящей работы и норматива Р-ТПР-99 для применения при обосновании концепции ТПР, сводятся к следующему.

1. На начальном этапе должен быть выполнен анализ кинетики постулированного начального поверхностного дефекта. При этом должно быть показано, что:

- начальный дефект под действием эксплуатационных нагрузок, характерных для НУЭ и ННУЭ, не достигнет критических размеров и не приведет к разрушению до возникновения течи;

- постулированная трещина в течение проектного срока эксплуатации не превратится в сквозную, показав тем самым, что количество циклов нагружений, необходимое для развития трещины сквозь толщину стенки, значительно превышает их проектное значение.

Процесс усталостного развития постулированного дефекта описывается при помощи критериев линейной механики разрушения и модифицированного уравнения Пэриса, интерпретирующего кинетическую диаграмму роста трещины.

2. Определение площади раскрытия расчетной сквозной трещины в момент ее возникновения и с помощью теплогидравлического расчета установление расхода теплоносителя и сравнение его с размером течи, обнаруживаемой штатными средствами контроля. При необходимости на этой стадии могут быть сформулированы требования к системе обнаружения течи.

Площадь раскрытия трещины наиболее точно может быть определена с использованием расчетных кодов, реализующих численные методы определения напряженно-деформированного состояния, в первую очередь МКЭ или инженерных зависимостей, проверенных экспериментально.

Процесс расчетных исследований расхода теплоносителя через трещину оценивается на основе теплогидравлических моделей, апробированных на экспериментальных результатах.

3. В случае, если расход через возникшую сквозную трещину мал и не обнаруживается штатными средствами контроля, выполняется анализ усталостного развития сквозной трещины и оценка количества циклов нагружения, необходимого для достижения сквозной трещиной детектируемых размеров (2 ■ / „). Стадия усталостного роста сквозной трещины также контролируется линейной механикой и уравнением Пэриса.

4. Оценка критического размера сквозной трещины (2 О при действии максимальной расчетной нагрузки.

Расчеты проводятся с использованием критериев нелинейной механики разрушения, получивших экспериментальную проверку для сталей и сварных соединений, выполненных по штатной технологии изготовления анализируемого корпуса оборудования или трубопроводов:

,1-интеграла с использованием ./„-кривых;

Кк - коэффициента интенсивности деформаций;

Р-критерия удельной работы разрушения;

Н5-предела упруго-пластического деформирования.

Допускается применение и других критериев механики разрушения, прошедших экспериментальную проверку.

Перечисленные критерии применялись при проведении обоснований применительно к корпусу реактора АСТ-500. Все они дают количественое описание поведения трещин с удовлетворительной погрешностью.

5. Расчет докритического развития сквозной трещины от размера (2-£п), детектируемого средствами контроля, до критического (2-('с). Оценка количества циклов нагружения и подтверждение того, что время роста (по количеству циклов) превышает проектный ресурс корпуса оборудования.

Таким образом, может быть сделана интегральная оценка количества циклов нагружения при развитии дефекта от начальных размеров (а,,, 2-до критического (2-£'с), характеризуя при этом "жизнедеятельность" корпуса оборудования при наличии дефекта.

6. Результаты расчетного анализа на каждом этапе должны иметь оценки. Для этого как в каждом детерминистском анализе принято использовать коэффициенты запаса.

Для доказательства соответствия элементов АЭУ концепции 'ГПР рекомендуются следующие запасы (Р-ТПР-99):

рост начального дефекта глубиной 20% толщины за проектный срок службы не превышает в глубину 30% от толщины стенки: а7<0,3 • 5;

длина начальной сквозной трещины в два раза ниже критической: 2<<0,5-2< ;

длина сквозной детектируемой трещины в два раза ниже критической: 2-ео<0,5-2-е'е;

коэффициент 5 на учет погрешности определения расхода теплоносителя через сквозную трещину.

7. Завершающим этапом расчетных исследований является подтверждение надежности полученных результатов или оценки погрешностей расчетно-экспериментального анализа.

20

Необходимо отметить, что выполнение расчетных исследований требует знания не только нестандартных свойств материалов, получаемых путем испытаний образцов или моделей сосудов с трещинами, но и экспериментальной проверки используемых методов и критериев механики разрушения для оценки предельных состояний корпуса с учетом закономерностей развития трещины. В экспериментальной проверке нуждается также методика определения расхода теплоносителя через сквозную трещину.

Для проведения расчетных исследований контактного взаимодействия необходимо экспериментальное получение динамических свойств материалов корпусов и "летящих" предметов - диаграмм динамического деформирования, динамических пределов прочности и текучести. Выполнение указанных исследований целесообразно выполнять верифицированными или аттестованными расчетными кодами. К ним относятся коды: ДАНКО (аттестованный в ГАН РФ, разработчик ВНИИЭФ, г. Саров), ДИНАМИКА-3, РАПИД (НИИ Механика, г. Нижний Новгород).

В дополнение к детерминистскому предложен к применению анализ потери работоспособности в вероятностной постановке.

Автор рассматривает вероятностный подход как логическое завершение анализа безопасности. Его алгоритм базируется на расчетных моделях и критериях, описывающих процесс потери работоспособности (течь или разрушение), прошедших тестирование и верификацию на стадии детерминистского анализа с учетом статистического разброса входящих в них (в модели) параметров.

В силу сложности вычислительного процесса методика вероятностного анализа реализуется в расчетный код, включающий в себя, кроме математического описания процессов развития трещин и оценки предельных состояний элементов АЭУ, банк статистических данных по распределению используемых параметров.

В третьем параграфе главы дается описание алгоритма вероятностного анализа и расчетного кода «АНКОРТ», разработанного в ОКБМ при непосредственном участии автора.

' ' '

Предполагается, что рассматриваемый объект перед началом эксплуатации может иметь дефект в виде трещины, размеры которой (глубина и длина) являются независимыми случайными величинами с заданными законами распределения. Кроме того, объект характеризуется определенным набором механических свойств, значения которых также являются независимыми случайными величинами с заданными законами распределения.

В процессе эксплуатации объект подвергается воздействию статических и циклических нагрузок, которые приводят к росту исходного дефекта. При определенных значениях механических свойств в течение срока службы объекта может произойти потеря его работоспособности того или иного вида. Поставленная задача анализа потери работоспособности корпусной конструкции сводится к математическому описанию поведения дефекта, моделируемого трещиной, способной к развитию с первого цикла нагружения. Рост трещины и условия реализации предельного состояния, наступающего вследствие ее развития, описывается критериями и методами механики разрушения.

Предлагаемая методика предусматривает оценку предельных состояний в хрупкой, квазихрупкой и вязкой областях. Для первой используются параметры и их критические значения линейной механики разрушения и коэффициент интенсивности напряжений (КИН). Для второй и третьей рекомендуется к использованию формализованный подход нелинейной механики разрушения при помощи коэффициента интенсивности деформаций (КИД) в интерпретации коэффициента условно упругих напряжений. Такая постановка позволяет создать более экономичный (с точки зрения затрат машинного времени) алгоритм, использующий одни и те же алгоритмические выражения параметра трещиностойкости.

При оценке предельных состояний имеется возможность воспользоваться нормативными значениями механических свойств и характеристик трещиностойкости, полученных для основных используемых в реакторостроении корпусных сталей.

Расчетные модели построены на основе результатов известных ранее и выполненных в ОКБМ экспериментальных исследований развития трещин в

22

корпусах сосудов и трубопроводов. Они включают исследования усталостного роста поверхностных и внутренних трещин, реализацию предельных состояний хрупкого или вязкого разрушения и локальной разгерметизации, а также проверку расчетных зависимостей по определению ее масштабов.

В качестве показателя надежности сосуда используется вероятность потери работоспособности на заданном интервале времени или в результате возникновения определенного переходного или аварийного режима. Для расчета указанного показателя используются методы дискретизации или Монте-Карло.

В третьей главе приведены результаты экспериментальных исследований различных типов трещин в корпусной стали 15Х2НМФА: поверхностных, подповерхностных и сквозных.

Задачи испытаний составляли:

- изучение закономерностей развития трещин в основном металле, металле сварного шва и зоне сплавления при статическом и циклическом нагружениях;

- определение механических свойств стали и ее сварных соединений;

- определение характеристик трещиностойкости, необходимых для проведения расчетного анализа условий реализации критерия течи в корпусной конструкции;

- исследование влияния технологии изготовления на сопротивление разрушению;

- определение параметров трещин в процессе распространения и раскрытия под действием механических нагрузок;

- тестирование расчетных методов по результатам исследований.

Исследование механизмов развития сквозных, поверхностных и

подповерхностных трещин проведены при испытаниях крупномасштабных образцов.

Образцы имели длину 1930 мм, ширину 300 мм и толщину рабочей части 65 мм. При изготовлении образцов воспроизводили натурную толщину и технологию изготовления сварного соединения корпуса реактора АСТ-500 с антикоррозионной наплавкой. Образцы изготовлены ПО АТОММАШ из

23

кондиционного листа, поставленного для изготовления очередного корпуса реактора. В рабочей части образцов выращивались трещины от сквозных надрезов при циклическом растяжении и от поверхностных надрезов при циклическом изгибе. Трещины создавались в плоскости оси шва и в зоне термического влияния (ЗТВ).

Внутренняя поднаплавочная трещина получена путем восстановления наплавки после создания усталостной трещины от поверхностного надреза.

Основные результаты статических и циклических испытаний крупногабаритных образцов натурной толщины, изготовленных по штатной технологии, убедительно свидетельствуют о том, что процесс развития как внутренней, так и поверхностной трещин приводит к реализации критерия «течь перед разрушением».

Механические свойства корпусной стали получены путем испытаний стандартных образцов, изготовленных из основного металла в направлении прокатки и из поперечного сечения сварного шва.

В результате статических испытаний образцов получена необходимая экспериментальная информация для выполнения расчетов прочности корпуса реактора АСТ-500.

Величина остаточного раскрытия сквозной трещины аппроксимируется зависимостью

где % - 0>7; 50 = 1 мм - для основного металла и ЗТВ ;

X = 0,39; <5„ = -1,5 мм - для металла сварного шва.

Эмпирическое выражение ./-интеграла для стали 15Х2НМФА имеет вид

./„ = 1,04 • Д^5" - полный 3 -интеграл;

3 р = 0,81-ДЛ65 - пластическая составляющая.

Соответственно, критическое значение У-интеграла для сварного соединения описано уравнением JR = 0,524 • Д*0,409 .

Кроме того, получена аппроксимация раскрытия трещины в средней части

дю = 1,27 • Д("■"' - для основного металла.

24

Для образцов с эллиптической трещиной экспериментальные данные аппроксимируются выражением ./„ = 1,15 ■ Ля0,575 .

Полученные -кривые для использования в расчетах корпуса реактора пересчитаны с учетом возможного снижения предела текучести в пределах требований ТУ на сталь 15Х2НМФА.

Для основного металла пределы текучести и прочности, соответственно, составляют:

Кр0 7 = 556 МПа, Кт = 667 МПа - при температуре Т= 20 °С;

Яр1> 2 = 438 МПа, = 572 МПа - при температуре Т= 350 °С.

Значения критической температуры хрупкости Тко, получены испытаниями стандартных образцов Шзрпи на ударную вязкость, равны:

90 °С для основного металла;

40 "С для сварного шва;

60 °С для зоны термического влияния (ЗТВ).

В процессе статических испытаний крупномасштабных образцов с наведенными трещинами получены диаграммы разрушен^ образцов, при обработке которых получены диаграммы деформирования. В частности, диаграммы деформирования в аппроксимации Ромберга-Осгуда имеют следующий вид:

где ег„= =556 МПа;

е„ =0,00265; Е

£=2,1 105 МПа,

и

- для сварного соединения образцов,

где а„ = 497 МПа .

При испытаниях получены обобщенные экспериментальные данные скоростей развития трещин (СРТ) для сварного соединения стали 15Х2НМФА, полученные при циклическом изгибе и растяжении с коэффициентом асимметрии R = 0+0,1.

Экспериментальные значения СРТ получены для металла в исходном состоянии и после пластического деформирования в сечении с трещиной статическим нагружением.

Анализ показал, что циклическая трещиностойкость в пластически деформированном сечении сварного соединения стали 15Х2НМФА с трещиной незначительно отличается от таковой в исходном состоянии материала.

Одним из направлений испытаний образцов была оценка влияния технологии изготовления на сопротивление разрушению стали 15Х2НМФА. Определено, что деформационное старение (деформация 4 % и отпуск при 250 °С) сдвиг Тко может достигать 25-30 °С. Однако, установлено, что технологические отпуска при Т=650 °С в течение 10 часов существенно снижают последствия деформационного старения (до Т^ = 8°С).

По результатам выполненных испытаний образцов проведено тестирование таких методов, как метод jR-кривых, удельной работы разрушения, относящихся к методам расчетного анализа, учитывающим подрастание трещин при нагружении.

Тестирование указанных методов по результатам испытаний образцов показало, что оба имеют удовлетворительную точность. Однако, метод Jr - более консервативен. Метод удельной работы разрушения более точен (погрешность до 5 %) и универсален - применим для всех типов трещин.

В четвертой главе изложены основные результаты экспериментальных исследований закономерностей развития трещин в корпусах сосудов, механизмов потери герметичности вследствие циклического прорастания дефектов сквозь толщину стенки корпуса, проверки методов и расчетных кодов, применяемых для оценки размеров течи (площади, расхода), а также верификации расчетных методов и кодов, используемых при обоснованиях концепции ТПР.

Под руководством и при непосредственном участии автора впервые в нашей стране выполнены работы по экспериментальному изучению механизмов

26

потери герметичности корпусными конструкциями, являющейся следствием наличия и развития трещиноподобных дефектов, а также количественных критериев оценки всех возможных стадий этого процесса.

Вопросу представительности испытаний придавалось большое значение, т.к. выполнение исследований на образцах неизбежно требует решения проблемы переноса полученных результатов на штатную конструкцию (корпус реактора).

В связи с этим в качестве объекта испытаний были выбраны крупномасштабные модели сосудов, использованием которых удается достичь практически полной идентификации напряженно-деформированных состояний в окрестности трещин.

Испытаниям подвергались три типа сосудов, изготовленных из разных марок сталей, включая сталь 15Х2НМФА. Толщины стенок моделей составляли от 20 до 60 мм. Постановка и методика испытаний для всех сосудов одинакова.

Для инициирования трещин на моделях сосудов механическим способом наносились надрезы с обеспечением в вершине радиуса закругления менее 0,1 мм. Исходные размеры имели самые различные соотношения по глубине и длине (a/s » 0,25-0,9 ; а 121 =0,03-0,6).

Напряженно-деформированное состояние моделей определялось тензометрированием. Для измерения деформаций надрезов (трещин) в их средней части устанавливались датчики раскрытия трещин.

Контроль за стартом трещины, ее ростом и упруго-пластическим разрывом перемычки в ряде экспериментов осуществлялся методом акустической эмиссии.

Модели нагружались гидростатическим внутренним давлением при помощи специальных установок, способных работать в циклическом режиме.

Задачи первого этапа испытаний моделей состояли в следующем :

1. Отработать методику экспериментальных исследований сосудов с поверхностными трещинами.

2. Выявить характер развития усталостных трещин при циклическом нагружении давлением различных величин.

3. Определить скорости распространения трещин и сравнить их с известными результатами, полученными на образцах.

4. Проверить достоверность уравнений, описывающих динамику изменения формы в процессе развития.

5. Установить пределы применимости линейной механики разрушения для анализа процессов развития трещины.

Целью второго этапа испытаний сосудов являлось изучение влияния уровня нагружения на характер развития усталостных трещин, а также условий образования локальной нестабильности.

Циклическое нагружение сосудов осуществлялось давлениями, вызывающими в стенках напряжения растяжения двух значений соответствующих штатным напряжениям в корпусе реактора АСТ-500 (с = 95МПа) и равных допускаемым "Нормами ..." для данного типа сталей при НУЭ (о= 195 МПа).

На третьем этапе исследований испытания моделей третьей серии являлись максимально приближенными к штатным для корпуса реактора, поскольку их толщина равнялась натурной Б = 60мм.

Исходные инициаторы трещин (надрезы) имели различные соотношения глубин к толщине и длине.

В задачу испытаний входило подтверждение результатов предшествующих испытаний и получение информации по распространению поверхностных трещин при натурных толщинах сосудов.

Завершающим этапом (четвертым) испытаний моделей являлось исследование условий образования сквозных трещин в корпусах, изготовленных из различных сталей, в зависимости от длин дефектов и уровня напряженного сосотояния, характера и размеров раскрытия образовавшихся сквозных трещин под воздействием давления, получение экспериментально проверенной инженерной методики расчетного определения площади разгерметизации.

Результаты обработки и расчетного анализа полученной экспериментальной информации сводятся к следующему:

1. На этапе наведения (выращивания из надреза) трещина принимает энергетически выгодную для развития полуэллиптическую форму.

2. Дальнейший рост трещин во всех проведенных экспериментах проходил стабильно, без скачков.

3. В процессе роста трещина продолжает сохранять полуэллиптическую форму, а ее динамика удовлетворительно описывается дифференциальным уравнением

где а, е - глубина и полудлина трещины.

4. Металлографические исследования изломов свидетельствуют о том, что трещины развиваются упруго до глубины ар, при которой наступает пластическое состояние перемычки. Затем наблюдается стадия упруго-пластического деформирования с увеличением скорости роста в глубину, заканчивающегося ограниченным разрывом перемычки с образованием щели.

Обработка информации, полученной при металлографии поверхностей излома, дала возможность для формулирования условия применимости линейной механики при анализах кинетики трещин в корпусе.

Максимальную глубину ар, при которой сохраняется ограниченное

пластическое деформирование в вершине трещины, предложено определять из соотношения

где КА- КИН в наиболее глубокой точке трещины; Р -1,15;

1 = 0,25 - коэффициент, значение которого получено для нагруженности

Кр0.2

В запас расчета долговечность сосуда с трещиной можно оценивать, ограничивая ее развитие до глубины а , путем интегрирования кинетического

уравнения

■?[(1-и)"Т

Ы= Р--—1-.(}а .

ДК"

Вычисление КИН при выполнении инженерных расчетов предложено осуществлять интерполяционным методом, имеющим реализацию для всех практически важных расчетных задач корпусного оборудования.

Условие и размер разгерметизации () может быть определен с помощью предела упругопластического деформирования, выражаемого через коэффициент интенсивности деформаций (КИД) следующим образом:

71 71 \ г ' р0.2

1-ш,

I М -сг г« <'♦"'•)

Р» =---.

1 + т„

где Ке5 - КИД при разгерметизации;

Я, - функция нагруженное™ стенки сосуда в окрестности вершины локального разрыва;

ав - напряжения растяжения в сосуде при разгерметизации;

Iс - размер (полудлина) разрыва на внутренней поверхности сосуда;

Мс - коэффициент, учитывающий влияние изгиба стенки на н.д.с. в окрестности трещины;

р, - показатель степени упругопластического деформирования в области вершины разрыва при разгерметизации;

- показатель упрочнения стали.

Знание Н, (р,) позволяет определить размер разгерметизации 1С.

Кривая зависимости Н, от р! для стали 15Х2НМФА получена экспериментально.

Площадь разгерметизации автором предложено оценивать исходя из особенностей деформирования контура трещины. Для этого используется известное решение, полученное Гудьером и Филдом на основе модели Панасюка-Дагдайла.

Предполагая, что при нагружении контур сквозной трещины принимает форму эллипса, площадь ее раскрытия определяется по формуле

Более точный результат дает расчет методом конечного элемента.

Результаты выполненных и рассмотренных в настоящей главе исследований в сочетании с полученными при испытаниях штатного корпусного материала служат необходимой экспериментальной информацией при анализе безопасности АЭУ в авариях, связанных с разгерметизацией корпусного оборудования.

В пятой главе обсуждаются результаты исследований, связанных с внедрением в практику проектирования методологии детерминистского анализа безопасности РУ АСТ-500 в условиях аварийкой разгерметизации корпуса реактора на основе концепции «течь перед разрушением».

Дается характеристика реактора АСТ-500 ■ как объекта исследования. Рассматриваются его конструктивные особенности, условия нагружения корпуса, свойства материалов, специфика изготовления и организации эксплуатационного контроля за металлом корпуса и технологическими параметрами. Показано, что принятые меры в сочетании с выполняемыми на стадии проектирования обоснованиями прочности позволили достичь высокого уровня безопасности реакторной установки.

Е "\-smP*

где р* =

п ■ М -ст

> I

> ' > I , (

В процессе проектирования реакторной установки был тщательно проанализирован весь накопленный опыт по созданию и эксплуатации имеющихся водо-водяных реакторов, что позволило разработать реактор нового поколения со свойствами, обеспечивающими внутреннюю самозащищенность РУ.

Применение шгтегральной компоновки реактора позволило исключить разветвленную систему трубопроводов, в том числе большого диаметра, что весьма благоприятным образом сказывается на поведении установки в авариях разгерметизации.

Важной особенностью РУ являются низкие режимные параметры (рабочее (расчетное) давление р ~ 2,3 МПа, температура Т=217 °С), что свидетельствует о невысоком уровне запасенной энергии и спокойном (не агрессивном) протекании аварийных режимов, если они все же случаются. Кроме того, низкое давление является гарантией небольших расходов истечения теплоносителя при потере герметичности.

Большой водяной зазор между активной зоной и корпусом реактора снижает поток быстрых нейтронов до величин порядка 1,6 1016 Н/см2, и поэтому он практически не оказывает никакого влияния на радиационное охрупчивание металла корпуса.

Наличие значительных запасов воды в основном и промежуточном контурах обуславливает высокую аккумулирующую способность и способствует большой инерционности процессов, связанных с прекращением теплоотвода от активной зоны реактора.

Впервые в отечественном реакторостроении в конструкцию ACT включен страховочный корпус, внутри которого размещен реактор. Он предназначен для сохранения активной зоны под заливом и локализации радиоактивного теплоносителя и продуктов распада. Исследования показали, что это уникальное решение практически полностью исключает возможность недопустимой потери воды в реакторе даже в случае реализации технически-немыслимых аварий.

В проекте внедрен ряд других, ставших традиционными в атомной энергетике, организационно-технических мероприятий, направленных на

32

повышение безопасности РУ ACT (например, глубокая эшелонированность защиты, дублирование и резервирование важных для обеспечения безопасности оборудования и систем).

На основе анализа конструктивного исполнения и условий работы реактора выбраны расчетные схемы, назначены определяющие прочность корпуса режимы, выполнены численные исследования с помощью программ расчета, реализующих МКЭ.

Установлено, что максимальную нагруженность корпус испытывает в процессе гидравлических испытаний, при работе в номинальном режиме и в условиях аварийной ситуации срабатывания ИПУ по давлению II контура. Однако, во всех случаях уровень напряжений в корпусе не достигает допустимых для нормальных условий эксплуатации.

В результате расчетного анализа убедительно показано, что корпус удовлетворяет предъявляемым требованиям статической, циклической и хрупкой прочности с учетом всего спектра нагружений.

Важным этапом исследований прочности корпуса реактора и тестирования расчетных методик являются натурные исследования н.д.с. головного образца методом тензометрировання при гидроиспытаниях на заводе-нзготовителе.

Значительное место среди всего комплекса решаемых вопросов заняли расчетно-экспериментальные работы по подтверждению безопасности РУ при воздействиях, вызванных землетрясением, падением самолета и воздушной ударной волной.

Впервые в практике предприятия были осуществлены экспериментальные исследования динамических свойств РУ и уровня возникающих при внешних воздействиях напряжений.

Расчетные модели и результаты расчетных обоснований подтверждены уникальными испытаниями крупномасштабной модели реакторного блока на сейсмоплатформе, способной создавать пространственное нагружение. На их основе дано аргументированное заключение о соответствии РУ требованиям сейсмостойкости до 8 баллов включительно, а также сохранения ее работоспособности при ударе самолета о защитную оболочку ACT.

В целом, результаты расчетных и экспериментальных исследований удовлетворительно согласуются между собой. Тем самым доказано, что используемые методы расчетного анализа напряженно-деформированного состояния, возникающего при статических, циклических и динамических нагружениях, позволяют выполнять обоснования безопасности с достаточной для инженерных целей точностью.

Под руководством и при непосредственном участии автора выполнен большой объем теоретических исследований, связанных с внедрением экспериментально проверенной методики расчетного обоснования масштабов разгерметизации корпусов реакторов в практику проектирования.

Они включали использование алгоритмов и программ численного анализа, реализующих возможные механизмы развития трещин. Выбор и подготовка математических моделей процессов распространения трещин позволили исключить разрывность результатов выполняемых оценок, что является неизбежным при использовании частных решений задач механики разрушения.

На основе анализа напряженного состояния корпуса реактора были выбраны расчетные зоны, для которых осуществлены численные исследования кинетики трещин.

Обработка полученной информации позволила установить особенности развития трещин в корпусе и условия реализации критерия течи. Показано, что поверхностная трещина под действием напряжений растяжения получает приращение размеров по всему контуру, а в области возникновения изгибных преимущественно развивается в глубину стенки. Внутренний дефект более интенсивно растет в сторону максимума приложенных напряжений и на определенном этапе развития вызывает разрыв перемычки между фронтом и поверхностью, а затем распространяется по механизму поверхностной трещины. При больших количествах циклов нагружения возможно создание условий для прорастания трещин сквозь толщину и возникновения вследствие этого неплотности корпуса.

С этой точки зрения определяющей признана цилиндрическая обечайка нижней части корпуса, имеющая наименьшую толщину и находящаяся под действием максимальных напряжений растяжения.

Заключительным этапом проведенных исследований является анализ возможности разгерметизации корпуса реактора АСТ-500 и ее размеров с учетом фактических условий работы установки.

Его результаты являются исходной информацией при исследовании физических аспектов безопасности РУ в условиях аварийной потери теплоносителя.

Изучение модели эксплуатации реакторной установки позволило сформировать расчетные циклы, характеризующие усталостную нагруженность корпуса.

Для них автором выполнен расчетный анализ распространения трещин в районе фланцевых переходов, патрубковых отверстий, стыке днища с корпусом, являющихся зонами концентрации напряжений, а также в цилиндрической обечайке нижней части при действии максимальных напряжений растяжения.

Показано, что исходные дефекты глубиной 0,1 толщины стенки практически не развиваются, а при максимальной расчетной глубине (0,25's) получают незначительные приращения.

Таким образом, с использованием детерминистского подхода доказано, что потери герметичности корпуса в проектных условиях не произойдет даже при нарушении целостности наплавки и коррозионном воздействии теплоносителя -единственным из эксплуатационных факторов ACT, способным ускорить процесс развития трещин.

При рассмотрении постулированной ситуации, связанной с прорастанием дефекта сквозь стенку, установлено, что размер возникающей неплотности невелик (эквивалентен к ДуЮ), а сквозная трещина имеет большой запас по долговечности до достижения критической длины (N« 105).

Анализ последствий аварийной разгерметизации показал, что она легко обнаруживается штатной системой контроля, а ее локализация надежно

осуществляется при помощи корпуса страховочного, не теряющего несущей способности при авариях с потерей теплоносителя масштабом до Ду 45.

В целом, выполненные исследования показали, что построение анализа аварий на детерминисткой основе с использованием механики разрушения открыло новые возможности для проектировщиков в разработке концепций безопасности установок при разгерметизациях контуров теплоносителей и выборе оптимальных конструктивных решений.

В шестой главе анализируются результаты расчетно-экспериментальных обоснований АЭУ различного назначения с использованием концепции «течь перед разрушением».

ОПБ- 88/97 регламентируют требования рассмотрения наряду с проектными процессы реализации запроектных аварий.

С целью исследования свойств внутренней безопасности реакторной установки АСТ-500 рассмотрена постулированная аварийная ситуация с полным прекращением теплоотвода от первого контура и разогревом реактора на остаточных тепловыделениях.

При определении максимального значения давления в реакторе и корпусе страховочном (КС) в указанной ситуации учитывалась возможность раскрытия разъемов корпуса реактора и КС, обусловленная вытяжкой шпилек в упругой области деформаций, при росте давления в корпусах.

Анализ теплофизических аспектов аварии показал, что при сохранении прочности корпусов реактора и страховочного за счет уноса с паром большого количества энергии через раскрытые разъемы происходит прекращение роста давления в первом контуре и КС. Максимальные значения давления, достигаемые в рассматриваемой аварии, соответственно равны 6,17 МПа и 1,86 МПа.

Детерминистский анализ несущей способности корпуса реактора с учетом дефектности в рамках концепции «течь перед разрушением» выполнен несколькими методами механики разрушения: JR - кривых и удельной работы разрушения.

Для случая соответствия свойств металла корпуса свойствам образцов

методики предсказывают (для дефекта глубиной 40 мм и длиной 120 мм)

36

практически одинаковое критическое давление р = 15,0-15,6 МПа, близкое к предельному давлению р=17,9 МПа для бездефектного корпуса.

Если свойства металла корпуса находятся на нижнем допустимом уровне (RPo,i = 490МПа;Л„, =608 МПа; Тк = 0 °С ; К,с = 35 + 53-ехр[0,0217-(Г-7;)]), то предсказывается снижение критического давления до 8,5 МПа.

При минимальном гарантированном уровне механических свойств металла корпуса критическая протяженность сквозной трещины 1060мм. Высокие значения размеров критических трещин свидетельствуют о правильности конструкционных решений и о высокой трещиностойкости выбранной для изготовления корпуса АСТ-500 стали 15Х2НМФА. Возникновение усталостных трещин столь значительных размеров исключается технологией изготовления и контроля корпуса, эксплуатационным контролем и возможностью регистрации течи перед разрушением.

Во втором параграфе главы демонстрируются результаты практического применения концепции «течь перед разрушением» в вероятностной постановке.

В проекте ACT была выполнена количественная оценка возможности реализации вышеуказанной гипотетической аварии. Для этого была использована математическая модель количественно-вероятностного анализа разрушения «системы корпусов реактора и КС», позволяющая максимальным образом учесть известные особенности проектирования, изготовления, контроля качества, монтажа и эксплуатации конструкции.

В качестве исходной информации использовались физико-механические характеристики конструкционных материалов, принятых в соответствии с «Нормами расчета на прочность...»; результаты вероятностно-статистического анализа размеров дефектов, проведенного применительно к корпусам реакторов ВВЭР-440, ВВЭР-1000: результаты исследований эффективности методов неразрушающего контроля в форме зависимости обнаружения дефекта от его размера, полученные при выполнении международной программы PISC.

Уровень напряженного состояния и расчетные режимы корпусов реактора и страховочного приняты в соответствии с проектом.

Расчет проведен для следующих аварийных ситуаций:

1. Подъем давления в корпусе реактора до величины р = 4,2 МПа (вскрытие нижнего разъема корпуса реактора).

£

Вероятность возникновения аварийной ситуации 10" в год.

2. Подъем давления в корпусе реактора до максимальной величины р = 6,2 МПа.

Вероятность возникновения аварийной ситуации 10"9 в год.

3. Подъем давления в корпусе страховочном до максимальной величины р= 1,86МПа (корпус реактора цел).

Показано, что, например, вероятность разрушения корпуса реактора по продольному сварному шву на первый год эксплуатации не превышает 10"14 в год.

В третьем параграфе главы демонстрируется подход к количественно-вероятностному анализу потери работоспособности корпусов, выполненных из сталей аустенитного класса.

Учтены статистический разброс данных по размерам дефектов, погрешность средств неразрушающего контроля, разброс основных механических свойств материала, условия нагружения и кинетика роста трещин.

Получена оценка вероятности потери работоспособности системы «корпус реактора - корпус страховочный» реакторной установки БН-600 и определены масштабы возможной разгерметизации.

Расчетным анализом показано, что интегральная вероятность потери работоспособности корпуса реактора в конце срока эксплуатации в результате наступления пластического состояния (локального и общего) не превышает 9,9 ' 10"9 в год.

Снижение предела прочности и текучести материала на 20 % приводит к увеличению вероятности потери работоспособности в 3 раза.

Вероятность разгерметизации корпуса реактора эквивалентным Ду до 3 мм не превышает 6,410"9 в год.

Вероятность крупномасштабного разрушения корпуса реактора и КС не превышает 1'10"14 в год.

Потеря работоспособности корпуса страховочного вследствие пластической нестабильности не превышает 1,4 " 10"9 в год.

Цикличность нагружения увеличивает вероятность потери работоспособности корпусов примерно в 2 раза.

Вероятность разгерметизации корпуса страховочного эквивалентным Ду до 4 мм при условии потери несущей способности основного корпуса не превышает 210'9 в год.

Определено, что для корпусов, изготавливаемых из обладающих высокой вязкостью нержавеющих сталей, критерий течи выполняется с вероятностью на 3-4 порядка выше по сравнению с крупномасштабным разрушением.

Опыт эксплуатации показывает, что одним из наиболее ответственных и сложных по конструкции и условиям работы оборудованием являются парогенераторы.

В четвертом параграфе приведены основные результаты расчетного анализа вероятности потери работоспособности ПГС-1000, представляющего собой горизонтальный сосуд с теплообменной поверхностью погружного типа.

Детерминистский анализ напряженно-деформированного состояния парогенератора показал, что наиболее нагруженным является коллектор греющего теплоносителя, выполненный из теплоустойчивой стали 10ГНМФА.

При выполнении вероятностных оценок впервые были использованы параметры распределений (математическое ожидание, квадратичное отклонение) основных физико-механических свойств материала и характеристик трещиностойкости, вероятность обнаружения дефектов по данным материаловедческих и эксплуатирующих организаций.

Анализ работоспособности корпусов коллектора при существующем технологическом цикле изготовления показал, что вероятность крупномасштабного разрушения не превышает 7'10"9 в год в конце эксплуатации (гидравлические испытания).

При работе реактора на мощности вероятность разрушения корпусов не выше 110"9 в год.

Образование течи с условным диаметром раскрытия не превышающем Ду = 6 мм соответствует вероятности 10"7 в год.

Самым «слабым» местом корпусов парогенератора являются сварные соединения коллекторов.

Вероятность реализации течи и крупномасштабного разрушения в зоне действия максимальных напряжений (основной металл, район перемычек) не превышает ПО"12 в год.

В пятом и шестом параграфах главы включены основные результаты численных исследований ударных взаимодействий «летящих» и «падающих» предметов с корпусом страховочным РУ ВПБР-600.

Расчеты проводились с использованием расчетных кодов "Динамика" и "Рапид", адаптированных применительно к условиям АЭУ.

При анализе рассмотрен наиболее опасный удар ребром крышки.

Процесс ударного деформирования КС при взаимодействии с летящей крышкой ПГ, отрыв которой от корпуса реактора постулировался, характерен двумя этапами.

Первый этап связан с интенсивным локальным деформированием КС и крышки в месте контакта и сопровождается выравниванием массовых скоростей. Прочность корпуса (местная) определяется локальными характеристиками взаимодействия (глубина вмятины, интенсивность деформаций и т.д.).

По мере вовлечения в движение материала КС, примыкающего к зоне удара, начинается этап глобального деформирования КС как пространственной конструкции. Анализ прочности на этом этапе связан с определением характеристик общего напряженно-деформированного состояния корпуса, влиянием граничных условий и т.д. (глобальная прочность).

Для выполнения расчетов использована динамическая диаграмма деформирования материалов корпуса страховочного и крышки, для чего были проведены динамические испытания методом Гопкинсона.

Материал КС - сталь АК-3 ГШСВ:

Е = 2Д105 МПа ; у = 0,3 ; Яра2= 780 МПа .

Материал крышки ПГ - сталь 15Х2НМФА:

40

Е = 2,1 105 МПа ; >/=0,3; Л/,0-2= 400 МПа .

Масса крышки М = 400 кг, скорость удара и =150 м/с.

Расчеты показали, что в процессе удара происходит интенсивное упруго-пластическое деформирование материала крышки. Кроме того, также показано, что уменьшение предела текучести материала КС приводит к снижению величины контактной силы. Происходит перераспределение В1гутренней энергии - увеличение ее доли в корпусе и уменьшение - в крышке. Образуется вмятина в корпусе.

Выполнен анализ аварии, связанной с обрывом ГЦН от днища корпуса реактора.

Рассмотрена задача контактного взаимодействия падающего насоса на днище корпуса страховочного РУ ВПБЭР-600.

Масса насоса 45000 кг. Скорость падения 7 м/с.

Механические свойства материала КС:

Е= 1,875 105 МПа; Лр02= 640 МПа; Л„=736 МПа.

Анализ распространения деформаций в зоне контакта свидетельствует о том, что ожидаемая глубина вмятины может достигать 3-6 мм при толщине днища 54 мм.

Решение задач взаимодействия крышки парогенератора и ГЦН РУ ВПБЭР-600 с корпусом страховочным позволили сделать важные выводы, что при механических свойствах "летящего" предмета, отличающихся от свойств корпуса примерно в два раза, следует ожидать локализации деформации «предмета» по сравнению с корпусом страховочным. Вторым важным параметром оценки возможного повреждения корпуса при контактном взаимодействии является скорость движения "предмета". При скоростях, ниже ~ 100 м/с, превалирующее значение имеет не локальная, а общая прочность корпуса.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

В диссертационной работе отражены результаты многолетней работы автора в области расчетно-экспериментальных исследований безопасности атомных энергетических установок в условиях аварийной разгерметизации

корпусных конструкций и трубопроводов на основе реализации критерия «течь перед разрушением».

1. Разработана методология расчетно-экспериментального обоснования концепции безопасности «течь перед разрушением» атомных энергетических установок. Предложен подход к обоснованию безопасности АЭУ в авариях с потерей теплоносителя, исходя из технически-реализуемого исходного события.

Обоснования концепции ТПР построены на использовании разработанных на основе проведенных экспериментальных исследований инженерных и численных методик анализа, вычислительных алгоритмов и программ, с учетом современных достижений в областях расчетного моделирования и механики разрушения.

Разработан и реализован в программном комплексе «АНКОРТ» вероятностный подход к анализу безопасности элементов АЭУ, алгоритм и математические модели которого базируются на результатах исследований, полученных при разработке детерминистского подхода. Создан банк статистических данных по распределению характеристик, входящих в расчетные модели процессов разгерметизации и разрушения.

2. Осуществлена практическая реализация методологии обоснования концепции "течь перед разрушением" применительно к корпусу реактора РУ АСТ-500.

Выполнен системный анализ обеспечения качества на стадиях проектирования, изготовления, монтажа и эксплуатации, включая расчетно-экспериментальное обоснование характеристик прочности и отклонений проекта РУ от требований нормативной документации.

Достоверность обоснований обеспечена тщательной экспериментальной проверкой используемых расчетных схем и моделей, включая стендовые испытания оригинальных конструктивных решений, сейсмостойкости, натурное тензометрирование головных корпусов реактора и страховочного на заводах-изготовителях.

Впервые осуществлена постановка и проведение экспериментальных исследований закономерностей развития трещин и условий реализации критерия

течи на крупномасштабных образцах и моделях сосудов из штатного материала корпуса реактора АСТ-500. Оценено влияние технологии изготовления на сопротивление разрушению стали 15Х2НМФА.

По результатам выполненных испытаний образцов и сосудов проведены выбор и тестирование расчетных методов механики разрушения.

Показано, что в проектных условиях потери герметичности корпуса не произойдет даже при нарушении целостности наплавки и коррозионном воздействии теплоносителя с учетом остаточных напряжений.

Рассмотрена постулированная ситуация, связанная с развитием исходного дефекта глубиной до 25 % толщины сквозь стенку. Обоснован размер возникающей течи теплоносителя (эквивалентен « ДуЮ) при размере детектируемой течи » Ду 4мм. Подтвержден большой запас по долговечности для детектируемой сквозной трещины до достижения критической длины.

Выполнен анализ наиболее тяжелой, с точки зрения прочности корпуса реактора, запроекгной аварии, связанной с ростом внутреннего давления вследствие нарушения теплоотвода от активной зоны.

Показано, что за счет конструкции, высокой вязкости корпусных материалов и выбранной технологии изготовления корпуса реактора реакторная установка АСТ-500 обладает высокой внутренней самозащищенностыо и сохраняет несущую способность даже в случае присутствия дефектов гипотетических размеров (глубиной 40 мм, длиной 120 мм).

3. В рамках методологии концепции ТПР выполнено решение ряда практических задач, результаты которых вошли в проектную документацию реакторных установок АСТ-500, АБВ, ВПБЭР-600.

Проведен анализ вероятности потери несущей способности корпусов реактора и страховочного РУ АСТ-500 в запроектной аварии постулированной потери теплоотвода от активной зоны реактора. Показано, что вероятность разрушения корпуса реактора чрезвычайно низка.

При помощи вероятностного анализа определены "слабые" узлы и оценена вероятность потери работоспособности парогенератора ПГС-1000.

I 1 , ,

Показано, что вероятность разгерметизации корпусов реактора и страховочного РУ БН-600, выполненных из нержавеющей стали на 3-4 порядка выше вероятности разрушения, а ее значение ниже 10"7 в год.

Решена важная задача расчетно-эксперименталыюго анализа последствий аварий, связанных с образованием «летящих» предметов и ударным взаимодействием с оборудованием. Получены экспериментальные динамические диаграммы деформирования конструкционных материалов.

Выполнен численный анализ постулированных аварий нестационарного контактного взаимодействия оторвавшихся крышки парогенератора и главного циркуляционного насоса с корпусом страховочным РУ ВПБЭР-600.

Получены важные рекомендации по конструктивному снижению последствий взаимодействия «летящих» предметов с корпусами.

4. Разработанная методология обоснований концепции «течь перед разрушением» и созданные на ее основе методики исследований используются в ОКБМ при проектировании АЭУ различного назначения.

Основные результаты диссертации отражены в следующих работах:

1 Жуков В.В., Кайдалов В.Б. Оценка масштабов и вероятность разгерметизации корпусов реакторов теплофикационных установок. Материалы VI научно-технического семинара "Состояние и опыт обеспечения безопасности и надежности проектируемых установок", ОКБМ, 1985г., 15 л.

2 Жуков В.В., Кайдалов В.Б., Пичков С.Н., Самойлов О.Б. Расчетни-эксперимситальный анализ несущей способности сосудов давления с учетом исходной дефектности. Сборник материалов II Всесоюзной конференции "Численная реализация физико-механических задач прочности". Горький, 1987 г., стр. 84-94.

3 Виленский О.Ю., Жуков В.В., Кайдалов В.Б., Силаев В.М., Татарский Ю.Н. Анализ сейсмостойкости реакторной установки БН-800. Материалы совещания специалистов стран- участниц МАГАТЭ по сейсмостойкому проектированию быстрых реакторов. Болонья, Италия, 12-15 октября 1987г.

4 Жуков В.В., Кайдалов В.Б., Пичков СЛ., Самойлов О.Б. Расчет масштабов разгерметизации корпусов реакторов атомных станций

44

1 ' 1

теплоснабжения (ACT). Атомная энергия, Москва, том 64, 1988г., с. 87-90. Атомная энергия, Москва, том 64, 1988 г., стр. 87-90.

5 Бурак М.И., Кайдалов В.Б. и др. Экспериментальное исследование циклической трещиностойкости сосудов давления в опытах на крупномасштабных моделях. Прикладные проблемы прочности и пластичности. Горький, 1988г., с.115-122.

6 Кирюшин А.И., Жуков В.В., Кайдалов В.Б., Силаев В.М. Особенности обеспечения сейсмостойкости высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов типа ВГМ. Материалы международного совещания специалистов стран-участниц МАГАТЭ по сейсмическому поведению газоохлаждаемых реакторов. Париж, 1416 ноября 1989г., 21 с.

7 Махутов H.A., Бурак М.И., Кайдалов В.Б. Анализ несущей способности сосудов давления при наличии сквозных трещин. Проблемы прочности №11, 1989г., стр.20-23.

8 Жуков В.В., Кайдалов В.Б., Пичков С.Н., Самойлов О.Б. Кинетика усталостных трещин в моделях корпусов ядерного реактора. Материалы совещания специалистов на тему "Докритический рост трещин" в рамках деятельности МРГ МАГАТЭ, г. Москва, 14-18 мая 1990г., 8 с.

9 Митенков Ф.М., Самойлов О.Б., Жуков В.В., Кайдалов В.Б. Безопасность ядерных реакторов в условиях аварийной разгерметизации. Материалы Всесоюзной научной конференции ЯО СССР «Ядерная энергия в СССР. Проблемы и перспективы (экология, экономика, право)». Обнинск, 1990г.

10 C.S.Vasilchenko, V.B.Kaidalov, A.V.Ovchinnikov, A.S.Preobrazhensky. The assessment of depressurization and nonstability condition of nuclear reactor vessel. Fracture Mechanics Successes and Problems ICF8 Eighth in International Conference on Fracture. Ukraine, Kiev, 1993.

11 Кайдалов В.Б., Панов В.А. Результаты исследований в обоснование концепции «течь перед разрушением». Научно-техническое совещание. 7-8 апреля, 1993 г.

12 Махутов H.A., Самойлов О.Б., Бурак М.И., Жуков В.В., Кайдалов В.Б. Анализ условий реализации критерия течи в корпусе ACT. Атомная энергия, том 71, 1991г., с.214-220.

13 Mitenkov F.M., Kiryushin A.I., Kamanin Yu.A., Kaidalov V.B. Ageing problem as applied to BN-600 reactor plant. RF-US Joint Coordinating Committee for Civil Nuclear Reactor Safaty, Washington, US, 1992.

14 Kaidalov V.B. The steel guard vessel as localizing safety feature in the reactor plant VPBR-600 under emergency conditions. Russia-Germany Seminar on Water-Cooled and Water-Moderated Reactor Safety. Moscow, Russia, 1993.

15 Кайдалов В.Б. Особенности реализации критерия "течь перед разрушением" в корпусе реактора АСТ-500. МХО Интератомэнерго. Протокол 6 международного Координационного совещания, приложение 1.2, г. Москва, 5-9 апреля 1994г., 19 л.

16 Kaidalov V.B., Pichkov S.N., Samoilov О.В. Kinetics of Fatique Gracks Extension in Nuclear Reactor Vessels Models. Международная конференция. Москва, 14-17 мая 1990г., Материалы конференции, том 1, стр.83-90.

17 Васильченко Г.С., Кайдалов В.Б., Овчинников А.В., Преображенский Использование результатов испытаний крупно-габаритных образцов для прогнозирования течи перед разрушением сосудов давления. Ш всесоюзный симпозиум по механике разрушения. Тезисы докладов, часть 1, с. 11-12, г.Житомир, 30.10-1.11.90г.

18 Kaidalov V.B., Silaev V.M. Strength Analysis Standards for Components and Piping Standards of Designing Aseismic Nuclear Power Plants. Russia-China Seminar on Nuclear District Heating Plants, N.Novgorod, RF, April, 1992.

19 Kaidalov V.B. Determination of a Size of Secondary Sodium Piping Loss-of-Integrity for Design of Fire-Fighting System. Scientific and Engineering Report Working Group 5, France, 1997.

20 ¡Жуков B.B., Кайдалов В.Б., Кирюшин А.И. Методика исследования концепции "течь перед разрушением'" в корпусах реакторов на быстрых нейтронах и трубопроводах. Семинар Европа-СССР "Структурная безопасность

быстрых реакторов. Течь перед разрушением". Риели, Великобритания, 2-8 декабря 1991г., 10 с.

21 Кайдалов В.Б., Кирюшин А.И., Кузавков Н.Г., Шкарин В.В. Анализ безопасности реактора БН-600 в режиме "течь перед разрушкением". Семинар Европа-СССР "Структурная безопасность быстрых реакторов. Течь перед разрушением". Риели, Великобритания, 2-8 декабря 1991г., 10 л.

22 Артемьев A.JL, Кайдалов В.Б. Вероятностный анализ потери работоспособности системы корпусов реакторной установки БН-600. Семинар Европа-СССР "Структурная безопасность быстрых реакторов. Течь перед разрушением". Риели, Великобритания, 2-8 декабря 1991г., 16 л.

23 Mitenkov F.M., Samoilov О.В., Zhukov V.V., Kaidalov V.B., Silaev V.M. Calculational-Experimental Substantiation of AST-500 Reactor Plant Seismic Stability. 10-th Internatonal Conference on SMIRT. 14-18 August, Anaheim, California, USA, 1989.

24 Авербах Б.А., Бахметьев A.M., Кайдалов В.Б. Методология вероятностного анализа безопасности ЯЭУ, используемая в ОКБМ. Международный форум по проблеме «Аналитические методы и компьютерные средства для анализа безопасности АЭС», ФЭИ, г.Обнинск, 24-27 сентября 1996г., 12 л.

25 Mitenkov F.M., Zvezdin Yu. I., Vasilchenko G.S., Kaidalov V.B., Ovchinnikov A.V., Preobrazhensky A.S. The Application of "Leak Before Break" Criterion to Nuclear Heat Supply Reactor Vessel. 11-th Internatonal Conference on SMIRT. Tokio, Japan, 1991.

26 Zhukov V.V., Kaidalov V.B., Kiryushin A.I. Seismic Stability of VGM Type High Temperature Gas Cooled Reactors. Proc. 1989, IAEA Specialists Meeting on Seismic Behaviour of Gas Cooled Reactor Components, Report IAEA, Vienna, 1990, pp.113-121.

27 Silaev V.M., Kaidalov V.B. Numerical Analysis of the Dynamic Behaviour of the PEC Core by the DINARA CODE. Proc. 1993. IAEA Specialists Meeting on Intercomparison of Liquid Metal Fast Reactor Seismic Analysis Codes, Report IAEA, Vienna, 1995, pp. 159-167.

28 Zhukov V.V., Kaidalov V.B., Makhutov N.A., Mitenkov F.M., Samoilov O.B. Criteria of Leakage Occurence and Presure Vessels Failure as Applied to Reactors. Международная конференция по проблеме «Высококачественная и экономичная работа атомной станции», сентябрь 1990г., Waschington, USA, 9л.

29 Жуков В.В., Кайдалов В.Б. Анализ процесса и масштабов разгерметизации корпусов реакторов ACT. Научно-технический обзор, ОКБМ, 1984 г., 33 л.

30 Жуков В.В., Кайдалов В.Б. Оценка масштабов разгерметизации оборудования ACT с позиций механики разрушения. Научно-технический обзор, инв.№ 16317/дси, ОКБМ, 1984г„ 133 л.

31 Кайдалов В.Б. и др. Оценка возможной разгерметизации корпуса реактора АБВ-67. Научно технический отчет, ОКБМ, инв.646381, 1986 г., 19 л.

32 Кайдалов В.Б. и др. Исследование предельных возможностей системы «реактор-корпус страховочный» РУ АСТ-500 по условиям прочности. Научно технический отчет, ОКБМ, инв.647125,1986 г., 127 л.

33 Кайдалов В.Б., Сухонина Н.М. Оценка размеров возможной разгерметизации основных трубопроводов установки ЛФ-2. Технический отчет, ОКБМ, инв.64097т, 1987г, 39 л.

34 Кайдалов В.Б., Сухонина Н.М. Анализ процессов развигия трещин в элементах корпуса реактора АСТ-500. Научно-технический отчет, ОКБМ, инв.3335дсп, 1988 г., 84 л.

35 Кайдалов В.Б. и др. Оценка вероятности разрушения системы «корпус реактора- корпус страховочный» РУ АСТ-500. Научно-технический отчет, ОКБМ, инв.71/23дсп, 1989г., 74 л.

36 Кайдалов В.Б., Бахметьев A.M., Силаев В.М., Сухонина Н.М. Методика вероятностного анализа потери работоспособности корпусного оборудования ЯЭУ. Научно-технический отчет, ОКБМ, инв.№ 8001/94от, 1994г., 80 л.

37 Кайдалов В.Б., Бахметьев A.M., Силаев В.М., Сухонина Н.М. Разработка вычислительного комплекса расчетного исследования потери работоспособности корпусов оборудования ЯЭУ по критериям механики разрушения. Научно-технический отчет, ОКБМ, инв.№ 8142/95от, 1995г., 108 л.