автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Совершенствование расчетно-экспериментального обоснования прочности оборудования АЭС

На правах рукописи

¿г

ФЕДОСОВ Владимир Геннадьевич

СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ РАСЧЕТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОГО ОБОСНОВАНИЯ ПРОЧНОСТИ ОБОРУДОВАНИЯ АЭС

Специальность 05.14.03 - "Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации"

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Санкт-Петербург 2008

003460408

Работа выполнена в ОАО "Научно-производственное объединение по исследованию и проектированию энергетического оборудования им. И.И. Ползунова (ОАО "НПО ЦКТИ") и ОАО "Ижорские заводы".

Научный руководитель: - доктор техн. наук, с.н.с.

Судаков Александр Вениаминович

Официальные оппоненты: - доктор техн. наук, профессор Федорович Евгений Данилович

— кандидат техн. наук

Гавршов Сергей Николаевич

Ведущая организация - ФГУП "Опытное конструкторское бюро "Гидропресс", г. Подольск, Московской обл.

Защита диссертации состоится 23 декабря 2008 г. в 16-00 на заседании диссертационного совета Д 212.229.04 в ГОУ ВПО "Санкт-Петербургский государственный политехнический университет" по адресу:

195251, Санкт-Петербург, ул. Политехническая, 29

в аудитории 411 ПГК.

С диссертацией можно ознакомиться в фундаментальной библиотеке ГОУ ВПО "Санкт-Петербургский государственный политехнический университет".

Автореферат разослан "21" ноября 2008 г.

Отзыв на автореферат, заверенный печатью учреждения, в двух экземплярах просим направить по вышеуказанному адресу на имя ученого секретаря диссертационного совета.

Факс: (812)552-6552

E-mail: kgl210@mail.ru

Ученый секретарь

диссертационного совета

К.А. Григорьев

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Аетуальность темы. В связи с быстро развивающимися в последнее время процессами строительства и ввода в действие новых мощностей АЭС проблема разработки проектов безопасных и экономичных реакторных установок становится весьма актуальной и не может быть решена без применения виртуального моделирования оборудования в условиях, адекватных реальному нагружению при эксплуатации, и без проведения полномасштабного обоснования прочности, как гарантии его надежности и безопасности.

Достижению этой цели способствует применение в расчетах прочности трехмерных расчетных моделей. Относительно не широкое применение трехмерных моделей в инженерной практике прочностных расчетов до недавнего времени было связано в первую очередь со сложностью разработки и значительными временными затратами на тестирование и верификацию моделей. И если сложности применения трехмерных моделей для определения напряженно-деформированного состояния конструкций обусловлены лишь техническими аспектами (возможности вычислительной техники, наличие специальных конечных элементов, программная реализация граничных условий и т. д.), то сложности, связанные с интерпретацией полученных на трехмерных моделях результатов и оценкой прочности и долговечности конструкции на основе этих результатов, в значительной мере носят методологический характер.

Поскольку нормы расчета на прочность оборудования АЭС создавались фактически под применение аналитических методов расчета и использование простых двумерных моделей, разработка корректной методологии оценки прочности по результатам расчетов на трехмерных моделях является весьма актуальной задачей

Одной из важных проблем, возникающих при обосновании прочности и долговечности корпусов ядерных реакторов типа ВВЭР, является задача обеспечения заданного ресурса корпуса и крышки реактора и, в частности, резьбового соединения узла главного разъема. Очевидно, что это соединение является одним из наиболее нагруженных и ответственных узлов конструкции ядерного реактора. Уникальность резьб большого диаметра предопределяет особое внимание к этой проблеме. И если статическая прочность резьбовых соединений большого диаметра наряду с расчетными оценками подтверждается также натурными испытаниями и опытом эксплуатации, то обеспечение назначенного ресурса, как правило, базируется в основном на расчетах циклической прочности. Основным вопросом при проведении расчета резьбового соединения на циклическую прочность является обоснованный выбор теоретического коэффициента концентрации в резьбе.

Разработка сложных и детально проработанных расчетных моделей соединения узла главного разъема реактора типа ВВЭР позволяет достаточно корректно определить напряженно-деформированное состояние элементов резьбового соединения во всех расчетных режимах эксплуатации. Однако последующая оценка прочности с использованием нормативных методик в отдельных случаях (например, в части циклической прочности шпилек) дает чрезмерно консервативный результат, который не может считаться экономически обоснованным. Выходом из этой ситуации является экспериментальное установление прочности и гарантированного ресурса узла.

Цель работы заключается в повышении точности расчетов прочности и ресурса корпусного оборудования, снижении неоправданного консерватизма расчетов и, тем самым, повышении надежности и снижении металлоемкости оборудования, для чего решались следующие задачи.

Отработка методов построения трехмерных расчетных моделей и исследование влияния параметров разбивки на точность результатов расчета напряженно-деформированного состояния конструкций.

Экспериментальное исследование напряженного состояния наиболее нагруженных узлов реактора.

Верификация расчетных моделей по результатам термо- и тензометрирования при испытаниях оборудования и по результатам исследований натурных моделей.

Разработка методики разделения напряжений, полученных на двумерных и трехмерных моделях, по нормативным категориям для оценки статической и циклической прочности конструкций.

Численное исследование концентрации напряжений в резьбовых соединениях большого диаметра и сопоставление его с данными экспериментальных исследований.

Научная новизна диссертационной работы заключается в: разработке, анализе и применении для практических расчетов пространственных трехмерных моделей для оценки прочности и долговечности корпусного оборудования для АЭС;

разработке методики разделения напряжений, полученных на двумерных и трехмерных моделях, по нормативным категориям для оценки статической и циклической прочности конструкций;

установлении значений коэффициентов концентрации в резьбе резьбовых соединений большого диаметра и оценке их ресурса на основе экспериментальных исследований.

Достоверность полученных результатов. Достоверность результатов выполненных теоретических разработок подтверждается проведением численных исследований с изменением параметров моделей, сопоставлением с имеющимися аналитическими и численными решениями, а также данными, полученными в ходе экспериментальных

исследований натурных моделей, и результатами исследований напряженного состояния корпусов реакторов, осуществлявшихся во время проведения испытаний. Разработанные расчетные модели верифицированы по результатам термо- и тензометрирования при испытаниях оборудования и по результатам исследований натурных моделей. Результаты численных исследований концентрации напряжений достаточно хорошо согласуются с апробированными зависимостями, полученными другими авторами в работах по данной тематике.

Практическая ценность работы. Результаты проведенного анализа методов построения трехмерных расчетных моделей и проблем, возникающих при их использовании для оценки прочности и долговечности корпусного оборудования АЭС, позволяют создавать адекватные расчетные модели, дающие приемлемые по точности решения результаты.

Методика разделения напряжений, полученных на двумерных и трехмерных моделях, по категориям Норм расчета на прочность позволяет корректно и без излишней консервативности проводить оценку статической и циклической прочности конструкций корпусного типа (корпусов реакторов ВВЭР, сепараторов пара РБМК и т.д.).

Полученные в результате численного исследования значения коэффициентов концентрации напряжений в резьбах большого диаметра применимы при проведении расчетов прочности и долговечности узлов главного разъема реакторов типа ВВЭР, а также других сосудов под давлением, где используются резьбовые соединения таких типоразмеров. Результаты исследований натурных шпилек позволили обосновать их ресурс и сэкономить один комплект шпилек за проектный срок эксплуатации реактора.

Разработанные методики дают возможность существенно повысить точность расчетов прочности и ресурса корпусного оборудования, в полной мере учесть особенности конструкции и условий ее нагружения и снизить неоправданный консерватизм. Это позволяет в первую очередь повысить надежность и долговечность оборудования и, при необходимости, оптимизировать конструкцию в части снижения металлоемкости.

Внедрение результатов, область применения. Материалы, представленные в диссертации, были внедрены в проекты корпусов ядерных реакторов ВВЭР-1000, изготавливаемых в ОАО "Ижорские заводы", в том предназначенных для поставки за рубеж (АЭС в Иране, Китае и Индии), а также реализованы при проведении работ по продлению срока службы сверх проектного действующих энергоблоков АЭС с реакторами РБМК-1000 (блоки 1,2 Ленинградской АЭС и блоки 1,2 Курской АЭС) и реакторами ЭГП-6 (блоки 1-4 Билибинской АЭС). С использованием разработанных и представленных в диссертации методик

расчета был выполнен проекта корпуса перспективного реактора большой мощности ВВЭР-1500.

Методические разработки, выполненные в рамках диссертации, были использованы при подготовке руководящих документов концерна "Энергоатом", регламентирующих выполнение расчетов прочности по обоснованию продления срока эксплуатации элементов оборудования АЭС сверх назначенного в проекте, а именно "Методика расчета на прочность сепаратора пара РБМК-1000 при продлении срока службы. РД ЭО 1.1.2.09.0688-2006", "Методика расчета прочности верхнего блока РУ ВВЭР-1000 при продлении срока службы" (проект), "Программа-методика определения технического состояния и обоснования остаточного ресурса металлоконструкций реакторных установок ЭГП-6 энергоблоков Билибинской АЭС. РД ЭО 0446-03".

Результаты работы также используются в расчетах прочности при разработке проектов новых АЭС (АЭС-2006), при адаптации ранее разработанных проектов к современным требованиям по безопасности строящихся блоков АЭС с реакторами типа ВВЭР, а также при продлении срока службы действующих блоков с реакторами типа ВВЭР, РБМК и ЭГП.

Предмет защиты. В диссертации защищаются результаты разработки трехмерных расчетных моделей, методика разделения напряжений, полученных на двумерных и трехмерных моделях, по нормативным категориям для оценки статической и циклической прочности конструкций, результаты численного исследования концентрации напряжений в резьбовых соединениях большого диаметра, а также результаты экспериментальных исследований напряженно-деформированного состояния корпуса и шпилек реактора и обоснование их статической и циклической прочности.

Личный вклад автора. В диссертации представлены результаты исследований и разработок, выполненных автором лично, а также совместно с сотрудниками коллектива, возглавляемого автором. При этом автору принадлежит постановка задачи, анализ и обобщение полученных результатов, внедрение разработанных методик в практику прочностного обоснования конструкций.

Автор в составе творческого научного коллектива принимал участие в обосновании прочности и проектного ресурса корпусов ядерных реакторов ВВЭР-1000, ВВЭР-1500, в обосновании возможности продления срока службы элементов оборудования АЭС с реакторами РБМК-1000 и ЭГП-6, а также в разработке руководящего документа концерна "Энергоатом" РД ЭО 1.1.2.09.0688-2006. Руководящий документ РД ЭО 0446-03 разработан автором лично.

Апробация работы. Основные результаты работы докладывались и обсуждались на: шестой междунар. конф. "Проблемы материаловедения

при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС" (Санкт-Петербург, 19-23 июня 2000 г.); междунар. науч.-техн. конф. "Канальные реакторы: проблемы и решения" (Москва, Федеральное Агентство по атомной энергии, 19-20 октября 2004 г.); четвертой междунар. науч.-техн. конф. "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР" (г. Подольск, ФГУП ОКБ "Гидропресс", 23-26 мая 2005 г.); девятой междунар. конф. "Безопасность АЭС и подготовка кадров - 2005" (г. Обнинск, Обнинский государственный технический университет атомной энергетики, 24-27 октября 2005 г.); четвертом межотраслевом семинаре "Прочность и надежность оборудования" (Москва, 21-25 ноября 2005 г.); девятой междунар. конф. "Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС" (Санкт-Петербург, 6-8 июня 2006 г.); междунар. науч.-техн. конф. "Конструкционная прочность материалов и ресурс оборудования АЭС" (г. Киев, Институт проблем прочности HAH Украины, 19-21 сентября 2006 г.); четвертой российской науч.-техн. конф. "Методы и программное обеспечение расчетов на прочность" (г. Геленджик, 2-7 октября 2006 г.); пятой междунар. науч.-техн. конф. "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР" (г. Подольск, ФГУП ОКБ "Гидропресс", 2007 г.).

Публикации по теме диссертации. По результатам выполненных исследований опубликовано 16 печатных работ, в том числе 5 в изданиях, рекомендованных ВАК.

Структура и объем диссертационной работы. Диссертационная работа состоит из введения, пяти глав, заключения и списка литературы. Работа включает в себя 157 страниц текста, 82 рисунка, 15 таблиц, список литературы из 54 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность темы, сформулирована цель и задачи работы.

В первой главе диссертационной работы рассмотрены особенности моделирования расчетных узлов корпуса ядерного реактора типа ВВЭР при обосновании его прочности.

Выполнен анализ влияния параметров дискретизации конечно-элементных моделей на точность результатов расчетов напряженно-деформированного состояния конструкций на отдельных задачах статики, имеющих практическое приложение, и приведены конкретные рекомендации по дискретизации расчетных областей типовых узлов корпусного оборудования для обеспечения приемлемой для инженерной практики точности результатов расчетов напряженно-деформированного состояния.

Рассмотрено конечно-элементное моделирование основных узлов корпуса реактора, в частности - методология построения расчетных моделей и обоснование корректности границ расчетных схем узлов, наиболее критичных с точки зрения прочности корпуса. В качестве основы для сопоставления результатов варьирования границ и параметров разбивки расчетных моделей элементов корпуса было принято напряженное состояние корпуса реактора ВВЭР-1000 для АЭС "Куданкулам" в Индии. Вариации границ и параметров разбивки расчетных моделей для обоснования прочности зоны патрубков реактора типа ВВЭР рассматривались применительно к корпусам действующих реакторов ВВЭР-1000 и проекту корпуса реактора ВВЭР-1500.

Относительная близость размещения зон конструктивной неоднородности корпуса (патрубков ГЦТ, САОЗ, КИП, узла главного разъема) и возможность их влияния друг на друга предопределяют в общем случае проведение расчета напряженного состояния и оценку прочности с использованием интегрированной модели, включающей в себя все эти узлы. Построить такую модель, обеспечив корректные параметры разбивки при значительной разнице в толщинах отдельных элементов и наличии зон концентрации, достаточно сложно. В связи с этим, в рамках представленной работы, проведен анализ проблем, возникающих при использовании в практике проектных обоснований локальных расчетных моделей узлов корпуса, лимитирующих его прочность, в том числе вопросы корректности постановки граничных условий при расчете узлов с конструктивными неоднородностями, и степени влияния на полученные результаты других узлов, сопряженных с рассматриваемыми расчетными зонами. Показано, что применение локальных осесимметричных моделей для патрубков ГЦТ, САОЗ и КИП не может быть признано однозначно консервативным подходом даже для расчета при осесимметричных условиях нагружения патрубков. Это актуализирует необходимость коррекции представлений о зонах наиболее вероятного усталостного повреждения в патрубках, в частности - применительно к эксплуатирующимся в настоящее время блокам с реакторами ВВЭР-1000, ресурс которых был обоснован с использованием осесимметричных моделей. Общий вид разработанных трехмерных моделей зоны патрубков ГЦТ, САОЗ и КИП показан на рис. 1-2.

В первой главе рассмотрены также проблемы оптимизации конечно-элементного моделирования элементов крышки реактора. Опыт проектирования и эксплуатации крышек реакторов типа ВВЭР показывает, что в отношении обеспечения циклической прочности крышка является наиболее нагруженным элементом корпуса ядерного реактора. Наибольшие сложности в части обоснования циклической прочности вызывают узлы приварки пропускных патрубков в отверстиях крышки и узлы приварки рубашек к патрубкам. Корректное обоснование

циклической прочности этих узлов невозможно без достаточно адекватного моделирования как собственно перфорированной части крышки, так и узлов ее соединения с патрубками.

Выполненные на ряде моделей численные исследования показали приемлемость разработанных трехмерных расчетных схем перфорированной части крышки с точки зрения достигаемой точности.

а) б)

Рис. 1. Общий вид трехмерных моделей зоны патрубков ГЦТ (а) и САОЗ (б) реактора типа ВВЭР

Рис. 2. Трехмерные расчетные модели узла патрубка КИП

Результаты выполненных исследований позволили заключить, что практика оценки прочности патрубков на основе осесимметричного

моделирования, при котором граничные условия устанавливаются по данным поляризационно-оптических исследований смоляных моделей, может быть некорректной не только для периферийных патрубков, но и для центрального патрубка СУЗ.

Общий вид трехмерной модели крышки и локальной модели периферийного патрубка СУЗ показаны на рис. 3.

Во второй главе приведены результаты верификации разработанных расчетных моделей на основе данных тензо- и термометрирования при испытаниях оборудования и исследований натурных моделей. Тензометрические исследования проводились на стенде ОАО "Ижорские заводы" во время гидравлических испытаний корпуса и крышки реактора ВВЭР-1000 для первого блока АЭС "Куданкулам". Трехмерная модель для расчетов температурного состояния узла главного разъема реактора ВВЭР-1000 верифицировалась на основе экспериментальных данных по замерам на натурном стенде при экспериментальных исследованиях прочности и герметичности узла главного разъема реактора ВВЭР-1000.

а) б)

Рис. 3. Общий вид трехмерной модели крышки (а) и локальной модели периферийного патрубка СУЗ (б) реактора типа ВВЭР

На рис. 4 приведено сравнение окружных напряжений в верхней и нижней частях корпуса реактора, полученных расчетом по МКЭ и зарегистрированных при тензометрировании во время гидроиспытаний давлением 24,5 МПа. Анализ полученных результатов показывает, что расчетные и экспериментальные напряжения имеют достаточно хорошее совпадение.

Отличие расчетных напряжений в зоне патрубков от экспериментальных значений находится в пределах 3-11%, причем уровень расчетных напряжений в основном выше экспериментальных. Это объясняется более жесткими, чем в реальности, граничными условиями на верхнем торце расчетной модели. Наибольшее совпадение достигается в гладкой части корпуса. В нижней части корпуса наибольшие отличия в результатах находятся в пределах 4-10 %.

Сравнение результатов расчетов с данными, зарегистрированными при исследовании модели корпуса реактора поляризационно-оптическим методом, также имеют достаточно хорошее совпадение, особенно в гладких частях корпуса и на галтелях наружной части патрубков ГЦТ. То есть в местах, где геометрия и форма объекта сравнительно легко воспроизводятся в модели. При этом следует отметить, что расчет по МКЭ дает более высокие значения напряжений по сравнению со смоляной моделью.

Вычисление напряжений в крышке с помощью МКЭ проводилось с использованием расчетной модели, показанной на рис. 5. На рис. 6 показано сравнение расчетных и экспериментальных (полученных поляризационно-оптическим методом) значений приведенных напряжений по контуру периферийных отверстий на внутренней поверхности основного металла крышки (р - окружная координата контура отверстия).

Результаты расчетов напряжений в перфорированной части крышки приведены на рис. 7. Представленные расчетные результаты хорошо согласуются с результатами тензометрирования.

Рис. 5. Расчетная модель крышки

Рис. 6. Сравнение расчетных и экспериментальных (Д) значений приведенных напряжений

Отработка принципиальных подходов к построению расчетных моделей для расчетов нестационарных температурных полей была выполнена на основе результатов испытаний полномасштабной модели узла главного разъема реактора ВВЭР-1000 на специальном стенде натурных размеров в ОАО «Ижорские заводы».

г!

4-1 ■4-1 ГТ -рас- етМКЭ омепрнро

V ТР18 __& ТР2П -Л ТР Н Г 1 /

1 Р24 V 1 I

ТР26 V

ТР30

1 1 ЛКЭ трированис

т. 8 Г.9 и 1

т. 11 " т.13 15

1000 1200 1400 1600

200 400 600 800 1000 1200 1400 1600

а)

Рис. 7. Сравнение расчетных и экспериментальных значений окружных напряжений в сечении 0=0° (а) и главных напряжений в сечении 0=30° (б) на внешней поверхности крышки; 0 — окружная координата сечения

Для повышения достоверности результатов сравнения, температурное состояние расчетной модели рассчитывалось на одной и той же сетке с применением двух программных средств, использующих разные методы решения температурной задачи. Сравнение расчетных и экспериментальных кривых изменения температур в различных зонах модели главного разъема показывает приемлемое для практических расчетов совпадение. Максимальная разница в результатах составляет менее 11% от измеренного значения и в значительной степени обусловлена невозможностью точного (адекватного реальному) воспроизведения начальных и граничных условий, имевших место при

проведении испытаний натурной модели. Пример сравнения

а) поверхность крышки б) поверхность фланца корпуса (низ)

Рис. 8. Температура на поверхностях модели главного разъема

Третья глава посвящена разработке методики обработки результатов определения напряжений, полученных методом конечных элементов, для оценки статической и циклической прочности конструкций в соответствии с нормами расчета на прочность ПНАЭ Г-7-002-86 (далее Нормы). Методика выделения мембранных и изгибных напряжений, описанная в подразделе 5.3.7 Норм, ориентирована на использование оболочечных расчетных моделей.

Применение трехмерных моделей, разработанных на основе МКЭ, дает возможность более точно рассчитывать напряжения в местах конструктивных неоднородностей. Чем мельче сетка КЭ, тем точнее решение и тем в большей мере учитывается концентрация. В то же время, при оценке статической прочности эффект концентрации напряжений во внимание не принимается. Оценка циклической прочности при использовании экспериментально установленных эффективных коэффициентов концентрации также выполняется исходя из напряжений без концентрации. В этом случае учет концентрации напряжений, присущий МКЭ, является излишним и от него необходимо избавляться, чтобы снять чрезмерный консерватизм. Единственным способом устранения концентрации из решений МКЭ является линеаризация напряжений.

Средние (мембранные) напряжения в расчетном сечении трехмерной модели определяются по формуле

где о«/ -компоненты тензора напряжений.

Изгибные (общие изгибные) напряжения в сечении

Оьу -(Хцт-Хс)

(2)

к--1

где где хс - координата центра тяжести сечения, хцт - координаты крайних волокон (хтш, хт1п), к=\...п - узлы в расчетном сечении; <% - компоненты тензора напряжений <т,; в узле к; Ак - площадь соседних с узлом к частей

коэффициенты.

В частном случае толстостенных осесимметричных конструкций различной конфигурации предлагаемая методика линеаризации позволяет определить компоненты напряжений в произвольном сечении.

На рис. 9 приведен пример продольного сечения стенки сосуда с возможными расчетными сечениями по толщине. Компоненты напряжений в направлениях п и £ определяются через напряжения в цилиндрической системе координат гвг. Задача заключается в нахождении мембранных и изгибных значений напряжений сг„, и сгй, в расчетном сечении.

Мембранная и изгибная составляющие напряжений в направлении нормали определяются из выражений для нормального усилия и момента по формулам

КЭ; А, А - суммарная площадь сечения; = Ак /А5 - весовые

ы

(3)

сеч 4

срединная

Линеаризованные напряжения а5 в направлении толщины

2

сеч 1

ОъГ- у-

Рис. 9.

Мембранные и изгибные напряжения в окружном направлении

1 Р +1 ./

"«в = - —-¿ч

5-'/2, Р

,хуп ' (5)

-*/г

Пример применения методики к конкретной задаче прочностного расчета - выделению составляющей общих изгибных напряжений из НДС узла приварки периферийного патрубка СУЗ к крышке реактора, показан на рис. 10.

Патрубок в месте приварки к крышке смоделирован четырьмя линейными КЭ по толщине трубы. На рис. 10 б) приведены значения осевых напряжений за вычетом мембранных напряжений во всех узлах сетки расчетного сечения (5 узлов по толщине).

Четвертая глава содержит результаты численного исследования концентрации напряжений в резьбовых соединениях большого диаметра. Численное исследование концентрации напряжений было выполнено в рамках разработки проекта реактора ВВЭР-1500 применительно к соединению шпильки М 190x6 с гайкой и фланцем корпуса узла главного уплотнения.

Исследование проводилось в два этапа. На первом этапе с использованием укрупненных расчетных моделей (пример модели показан на рис. 11) определялось распределение усилий по виткам резьбы и анализировалось распределение коэффициентов концентрации напряжений в соединениях "шпилька-гайка" и "шпилька-фланец".

Рис. 10. Пример применения методики линеаризации напряжений

а) конечно-элементная разбивка узла приварки патрубка

б) распределение продольных напряжений в сечении; х„ — координаты узлов в местной системе координат патрубка

На втором этапе с использованием локальных расчетных моделей наиболее нагруженных витков (пример модели показан на рис. 12), в которых детально проработаны радиусы закругления во впадинах резьбы, определялись значения коэффициентов концентрации в резьбе. В результате расчетов были получены уточненные значения коэффициентов концентрации напряжений в резьбе шпильки для соединений "шпилька-гайка" и "шпилька-фланец". Результаты расчета коэффициентов концентрации напряжений представлены на рис. 13 в виде графиков.

Для сравнения на графики рис. 13 нанесены значения коэффициентов концентрации напряжений, рассчитанные по формулам норм ПНАЭ Г-7-002-86. Численный анализ напряжений в резьбовом соединении «шпилька-фланец» выявил более высокое (примерно на 10 %) значение коэффициента Ка по сравнению с результатом, рассчитанным по соответствующей формуле норм ПНАЭ Г-7-002-86.

Рис. 11. Укрупненная конечно-элементная модель соединения "шпилька-гайка"

Рис. 12. Локальная модель

а) б)

Рис. 13. Графики зависимости максимального значения коэффициента концентрации Ка от радиуса закругления в основании витка для соединений "шпилька-гайка"(а) и "шпилька-фланец" (б)

В пятой главе приведены результаты экспериментальных исследований натурных шпилек узла уплотнения корпуса реактора ВВЭР-1000 в сравнении с расчетными характеристиками прочности и ресурса узла.

Применение сложных и детально проработанных расчетных моделей позволяет достаточно корректно определить напряженно-деформированное состояние элементов резьбового соединения во всех расчетных режимах эксплуатации. Однако последующая оценка прочности с использованием нормативных методик в отдельных случаях (например в части циклической прочности шпилек) дает чрезмерно консервативный результат, который не может считаться экономически обоснованным. Во избежание этого, при проектировании корпусов серийных реакторов ВВЭР-1000 и их последующих модификаций обоснование прочности и ресурса элементов резьбового соединения выполнялось на основе экспериментального исследования натурных элементов главного разъема реактора, проведенного в ОАО "НПО ЦКТИ". Это позволило, не выходя за рамки требований Норм, значительно снизить консерватизм оценок и получить существенный экономический эффект за счет обоснованного увеличения ресурса шпилек.

Исследование включало в себя статические испытания и испытания на цепной срез, а также испытания на малоцикловую усталость натурного резьбового соединения главного разъема реактора ВВЭР-1000. Целью испытаний натурных резьбовых соединений М 170x6 на малоцикловую усталость являлось установление их ресурса при циклическом нагружении и определение запасов прочности как по числу циклов, так и по уровню напряжений при заданных режимах эксплуатации узла главного разъема корпуса реактора ВВЭР-1000.

Испытания натурных узлов резьбовых соединений главного разъема корпуса реактора ВВЭР-1000 показали:

1. Разрушение резьбовых соединений как при нормальной, так и при повышенной температуре происходит по телу шпильки при напряжениях, соответствующих временному сопротивлению материала.

2. Переход от разрушения резьбы срезом к разрушению по телу шпильки происходит при длине свинчивания 110-135 мм как со стороны фланца, так и со стороны гайки.

3. Оценка циклической прочности резьбового соединения узла главного разъема корпуса реактора ВВЭР-1000 может быть выполнена (консервативно) с использованием зависимости допускаемых амплитуд от количества циклов нагружений, построенной на основе результатов испытаний натурных моделей (рис. 14).

4. Полученная на основе испытаний зависимость обеспечивает существенное увеличение ресурса шпилек по сравнению с его расчетным значением при обеспечении нормативных запасов прочности.

г N |! I : \ ^ ! ■ 1 : ! ! 1 < N. 1 ! | 1 1 ¡4 ! ! ! ! 1 : ! 1 > 1 ! . 1 ! |; ; | { -^Ч |21 :!. I \ И! 3 Гх. ! ! ! > !

. ...... . |

; ; 1 ! М!1 1 *!!♦'-5. . 1 1 . : \ ; м : . I I " I

М

Рис. 14. Результаты определения усталостных характеристик для шпилек из стали 38ХНЗМФА: 1 - зависимость допускаемых амплитуд от количества циклов нагружений, построенная по результатам испытаний; 2 — расчетная кривая усталости, полученная с использованием формул из норм ПНАЭ Г-7-002-86; 3 - верхняя и нижняя границы разброса экспериментальных данных

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

1.На основе проведенного анализа с использованием численных исследований выявлены наиболее нагруженные зоны и узлы корпуса и крышки реактора типа ВВЭР, лимитирующие общий ресурс конструкции.

2.Разработаны типовые трехмерные расчетные модели основных узлов корпуса и крышки реактора типа ВВЭР, позволяющие адекватно оценивать

уровень напряженно-деформированного состояния, прочность и ресурс конструкции.

З.Разработанные расчетные модели верифицированы по результатам термо- и тензометрирования при испытаниях оборудования и по результатам исследований натурных моделей.

^Использование разработанных расчетных моделей позволило выполнить расчетное обоснование прочности и проектного ресурса корпусов ядерных реакторов ВВЭР-1000 для АЭС "Бушер" в Иране, АЭС "Тяньвань" в Китае и АЭС "Куданкулам" в Индии на современном научно-техническом уровне с учетом рекомендаций МАГАТЭ по безопасности реакторных установок.

5.Разработана методика разделения напряжений, полученных методом конечных элементов на двумерных и трехмерных моделях, на категории, принятые в Нормах расчета на прочность ПНАЭ Г-7-002-86. Использование предложенной методики позволяет корректно и без излишней консервативности оценивать прочность и ресурс узлов со сложной пространственной конфигурацией (корпусов реакторов типа ВВЭР, сепараторов пара РБМК и т.д.). Разработанная методика включена в состав руководящего документа эксплуатирующей организации РДЭО 1.1.2.09.0688-2006.

6.В результате численных исследований определены коэффициенты концентрации напряжений в резьбовых соединениях большого диаметра. Полученные в результате численного исследования значения коэффициентов концентрации напряжений в резьбах большого диаметра применимы при проведении расчетов прочности и долговечности узлов главного разъема реакторов типа ВВЭР, а также других сосудов под давлением, где используются резьбовые соединения аналогичных типоразмеров.

7.Результаты исследований натурных шпилек М170 узла главного разъема реактора ВВЭР-1000 позволили не только обосновать их ресурс и сэкономить один комплект шпилек за проектный срок эксплуатации реактора, но также дают возможность увеличения ресурса шпилек и другого корпусного оборудования аналогичных типоразмеров по сравнению с его расчетным значением.

8.Результаты работы дают возможность существенно повысить точность расчетов прочности и ресурса корпусного оборудования, более полно учесть особенности конструкции и условий ее нагружения и снизить неоправданный консерватизм. Это позволяет в первую очередь повысить надежность и долговечность оборудования и, при необходимости, оптимизировать конструкцию в части снижения металлоемкости.

9.Результаты работы могут быть использованы в расчетах прочности при разработке проектов новых АЭС, включая АЭС-2006, а также при продлении срока службы действующих энергоблоков АЭС.

ПУБЛИКАЦИИ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

1. Бакалдин В.И, Петров В.В., Федосов В.Г. Основные проблемы и пути их решения при разработке проекта корпуса реактора ВВЭР-1500 // Тяжелое машиностроение. 2006. № 2. С. 2-5, - 0,42/0,3 п.л. (перечень ВАК).

2. Алексеев В.К., Петров В.В., Федосов В.Г. Проблемы нормативного обеспечения проектирования и изготовления оборудования для АЭС // Химическое и нефтегазовое машиностроение. 2006. № 3. С. 40-42, -0,48/0,35 п.л. (перечень ВАК).

3. Боринцев А.Б., Федосов В.Г. К вопросу о применении эффективного коэффициента концентрации напряжений к результатам, полученным методом конечных элементов // Тяжелое машиностроение. 2007. № 6. С. 2-5, - 0,4/0,25 п.л. (перечень ВАК).

4. Комарова Т.А., Кузьмин Ю.С., Федосов В.Г. Численное исследование концентрации напряжений в резьбовом соединении большого диаметра // Химическое и нефтегазовое машиностроение. 2007. № 5. С. 7-10, - 0,63/0,44 п.л. (перечень ВАК).

5. Некоторые аспекты методологии расчета хрупкой прочности корпуса реактора ВВЭР-1000 / В.И. Каширин, А.И. Краснов, В.Г. Федосов, В.А. Янчук // Вопросы атомной науки и техники, Сер. Обеспечение безопасности АЭС. 2003. № 3. С. 77-84, - 1,0/0,5 п.л. (перечень ВАК).

6. Komarova Т.А., Kuz'min Yu.S., Fedosov V.G. Numerical investigation of stress concentration in a large-diameter threaded connection // Chemical and Petroleum Engineering. 2007. V. 43. № 5-6 (May). P. 243-248, -0,63/0,44 п.л.

7. Peculiarities of temperature problem solution for design units of the nuclear reactor vessel when using spatial calculated models. Advances in Heat Transfer / A.B. Borintsev, V.G. Zhigarzhevskiy, V.I. Kashirin, V.G. Fedosov // Proc. of the Baltic Heat Conference (September 19-21, 2007). V. 1. SPb.: Publishing house of Polytechnical University, 2007. P. 153-160, -1,25/0,85 п.л.

8. Методология расчета хрупкой прочности корпуса реактора ВВЭР-1000 / В.И. Каширин, А.И. Краснов, В.Г. Федосов, В.А. Янчук // Методы повышения технического уровня и надежности элементов энергооборудования ТЭС и АЭС. СПб.: Изд-во ОАО "НПО ЦКТИ", 2004. С. 65-74. (Тр. ЦКТИ; вып. 293), - 1.1/0,72 п.л.

9. Боринцев А.Б.., Краснов А.И., Федосов В.Г. Некоторые аспекты прочностного обоснования патрубковых зон крышки реактора ВВЭР-1000 при использовании объемных расчетных моделей // Сб. реф.

Четвертой междунар. науч.-техн. конф. "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР" (Подольск, 23-26 мая 2005). Подольск: ФГУП ОКБ "Гидропресс", 2005. С. 127-128,-0,2/0,1 п.л.

10. Краснов А.И., Федосов В.Г. Проблемы обеспечения хрупкой прочности элементов реакторных установок применительно к АЭС с реакторами типа РБМК-1000 и ЭГП-6 // Сб. реф. Девятой междунар. конф. "Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС" (Пушкин, 6-8 июня 2006). СПб: ФГУП ЦНИИ КМ "Прометей", 2006. С. 129, 0,1/0,05 п.л.

11. Особенности конструкции и прочностного обоснования корпуса реактора ВВЭР-1500 / В.И. Бакалдин, А.Б. Боринцев, В.В.Петров, В.Г. Федосов // Сб. реф. Междунар. науч.-техн. конф. "Конструкционная прочность материалов и ресурс оборудования АЭС" (Киев, 19-21 сентября 2006). Киев: Ин-т проблем прочности им. Г.С. Писаренко HAH Украины, 2006. С. 12-13, - 0,5/0,25 п.л.

12. Опыт разработки и применения трехмерных моделей для обоснования прочности зон конструктивной неоднородности корпусов реакторов типа ВВЭР / А.Б. Боринцев, А.И. Краснов, В.В. Петров, В.Г. Федосов // Сб. докл. Четвертой российской науч.-техн. конф. "Методы и программное обеспечение расчетов на прочность". М.: ФГУП НИКИЭТ, 2007. С. 73-82,- 1,1/0,6 п.л.

13. Боринцев А.Б., Петров В.В, Федосов В.Г. Методические особенности расчета и оценки циклической прочности крышки реактора типа ВВЭР с использованием трехмерных моделей // Сб. реф. Пятой междунар. науч.-техн. конф. "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР" (Подольск, 29 мая - 1 июня 2007). Подольск: ФГУП ОКБ "Гидропресс", 2007. С. 112, -0,2/0,1 п.л.

14. Программа-методика определения технического состояния и обоснования остаточного ресурса металлоконструкций реакторных установок ЭГП-6 энергоблоков Билибинской АЭС (РД ЭО 0446-03). М.: Росэнергоатом, 2002. 27 е., -0,85/0,80 п.л.

15. Методика расчета на прочность сепаратора пара РБМК-1000 при продлении срока службы АЭС (РД ЭО 1.1.2.09.0688-2006). М.: Росэнергоатом, 2007. 88 е., - 2,2/0,28 п.л.

16. Петров В.А., Хомич И.А., Иваненко Е.А., Васильев В.Г., Федосов В.Г., Боринцев А.Б., Пиминов В.А., Максимов Ю.М. Методические особенности проведения расчетов на прочность крышки верхнего блока РУ ВВЭР-1000 при продлении срока службы. //Сб. докл. Десятой междунар. конференции "Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС". Том 2. ( С.-Петербург, 7-9 октября 2008). С.-Петербург: ФГУП ЦНИИ КМ "Прометей", 2008. С. 378-395,-2,1/0,25 п.л.

Перечень сокращений и условных обозначений

АЭС - атомная электрическая станция

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор

ГЦТ - главный циркуляционный трубопровод

КИП - контрольно-измерительные приборы

КЭ - конечный элемент

МКЭ - метод конечных элементов

НДС - напряженно-деформированное состояние

САОЗ - система аварийного охлаждения зоны

СУЗ - система управления и защиты

Лицензия ЛР № 020593 от 07.08.97

Подписано в печать 18.11.2008. Формат 60x84/16. Усл. печ. л. 1,5. Уч.-изд. л. 1,5. Тираж 100. Заказ 3732b.

Отпечатано с готового оригинал-макета, предоставленного автором, в типографии Издательства Политехнического университета. 195251, Санкт-Петербург, Политехническая ул., 29.

Введение.

1. Особенности моделирования расчетных узлов корпуса ядерного реактора типа ВВЭР при обосновании прочности оборудования АЭС.

1.1 Анализ влияния параметров дискретизации конечно-элементных моделей на точность результатов расчетов напряженно-деформированного состояния.

1.2 Моделирование корпуса реактора.

1.2.1 Постановка задачи.

1.2.2 Расчетная модель зоны патрубков ГЦТ.

1.2.3 Расчетная модель патрубка САОЗ.

1.2.4 Расчетная модель патрубка КИП.

1.3 Моделирование крышки реактора.

1.3.1 Постановка задачи.

1.3.2 Моделирование узла главного разъема.

1.3.3 Расчетная модель перфорированной части крышки.

1.3.4 Расчетная модель патрубка СУЗ.

Концепция федеральной целевой программы "Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007—2010 годы и на период до 2015 года" [1] предполагает ускоренное развитие ядерно-энергетического комплекса как внутри страны, так и за рубежом. Основной идеей концепции является интенсивное серийное строительство унифицированных энергоблоков АЭС с ядерными реакторами типа ВВЭР электрической мощностью 1100-1200 МВт для производства электроэнергии и тепла. Помимо строительства новых блоков актуализируется задача модернизации и продления ресурса действующих АЭС с реакторами различного типа.

Уникальность конструкции ядерных реакторов, обладающих высоким энергическим потенциалом и несущих серьезный риск негативного воздействия на окружающую среду, предопределяет повышенные требования к безопасной эксплуатации энергетических установок как в период проектного срока их службы [2-4], так и в особенности за его пределами [5]. В качестве основного способа удовлетворения требований безопасности реакторного оборудования является обеспечение его прочности. Обоснование прочности реакторного оборудования выполняется в соответствии с требованиями положений нормативных документов верхнего уровня [3,6-7] и с соблюдением требований руководящей технической документации второго уровня [8-11], восполняющей и дополняющей отдельные требования основных нормативных документов. Наряду с прочностными расчетами для наиболее ответственных узлов выполняется экспериментальные работы по исследованию уровня их нагруженности. Общие подходы к проектированию и обоснованию прочности оборудования для атомной энергетики приведены в [12-15.]

Главным вопросом обоснования прочности реакторного оборудования является вопрос достоверности полученных результатов. В значительной степени его острота снижается за счет применения консервативных подходов в методиках расчетов и дублирования другими методами исследования (эксперименты на реальных объектах, а также на натурных и масштабных моделях). Существенная дороговизна экспериментальных исследований, обусловленная как сложностью их постановки и проведения, так и необходимостью удовлетворения требований по репрезентативности, выдвигает на первый план задачу повышения качества расчетных обоснований и, в первую очередь, степени их достоверности.

Очевидно, что экономически эффективное проектирование корпусного оборудования ЯЭУ и, в частности, корпусов ядерных реакторов типа ВВЭР, базируется в первую очередь на оптимизации конструкции по массово-габаритным характеристикам, существенным образом влияющим как на стоимость изготовления, так и на затраты на транспортировку и монтаж оборудования на площадке АЭС. С этой точки зрения альтернатива расчетным методам исследования прочности практически отсутствует. Кроме того, следует признать, что без использования при проектировании адекватных виртуальных моделей существенно повысить качество проектов, физических моделей и, в конечном счете, самих изделий не представляется возможным. Численные модели - практически единственное средство для исследования поведения таких энергонасыщенных объектов, как корпуса ядерных реакторов, в реальных условиях эксплуатации.

Еще одним фактором повышения значимости расчетов является устойчивая тенденция продления срока службы действующих блоков АЭС сверх первоначально назначенного в проекте. Экономическая выгода такого решения очевидна. Однако бесспорно, что при этом должны обеспечиваться условия безопасной эксплуатации блоков. Обеспечение баланса экономических интересов и условий безопасности возможно в основном за счет выявления и использования резерва по прочности, заложенного в конструкцию при проектировании. Этот резерв, как правило, образовывался вследствие применения консервативных методов расчета, возмещавших невозможность достаточно адекватного моделирования реальных объектов, и повышенных (для компенсации неопределенности исходной информации и достигнутого уровня знаний) запасов прочности.

Проектирование реакторов первого и второго поколений основывалось фактически на использовании в расчетах прочности аналитических зависимостей и достаточно примитивных расчетных моделей. Методы расчетов на прочность, применявшиеся к реакторному оборудованию первого поколения, подробно описаны в [16]. Они базировались на использовании в расчетах моделей, разработанных в рамках теории оболочек и пластин и во многом использовали опыт, накопленный при проектировании паровых котлов и сосудов под давлением для нефтехимии [17-21]. Аналогичный подход применялся и при оценке результатов расчета (нормирование запасов). В дальнейшем нормативные требования к выполнению расчетов сосудов под давлением и реакторного оборудования развивались с некоторым различием. А именно, в атомном энергомашиностроении увеличение количества нормативных категорий напряжений, по которым требовалось обеспечить условия прочности, сопровождалось освобождением инженера-расчетчика от излишней регламентации в выборе методов определения расчетных нагрузок, напряжений и деформаций, в то время как в части проектирования сосудов под давлением все более совершенствовалось нормирование методов расчетов отдельных узлов и изделий [22-23].

При разработке проектов ядерных реакторов второго поколения, когда в практику инженерных расчетов достаточно интенсивно стала внедряться вычислительная техника, все более широкое распространение получило использование численных методов [24]. Однако ограниченные возможности электронно-вычислительных машин и относительная неразвитость сервисных программ не позволяли моделировать конструктивные особенности оборудования с достаточной точностью.

Интенсивно развивающиеся в последние годы программные средства и вычислительная техника в сочетании со все возрастающими требованиями по повышению степени надежности и безопасности оборудования для атомной энергетики выдвинули на первый план необходимость применения для расчетов прочности все более сложных расчетных моделей, которые могли бы позволить достаточно адекватно моделировать сложные конструктивные узлы корпусов реакторов и другого оборудования, обеспечивая тем самым удовлетворение требований МАГАТЭ по безопасности и, в конечном итоге, конкурентоспособность отечественных проектов АЭС за рубежом (АЭС в Иране, Китае и Индии).

Достижению этой цели способствует применение в расчетах прочности объемных расчетных моделей. Первоначально трехмерные модели были востребованы в основном в расчетах на сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов [25], где существенен учет несимметрии в условиях нагру-жения корпуса при заливах "холодной" водой. Относительно не широкое применение трехмерных моделей в практике расчетов статической и циклической прочности до недавнего времени было связано в первую очередь со сложностью разработки и значительными временными затратами на тестирование и верификацию моделей. И если сложности применения трехмерных моделей для определения напряженно-деформированного состояния конструкций обусловлены лишь техническими аспектами (возможности вычислительной техники, наличие специальных конечных элементов, программная реализация граничных условий и т.д.), то сложности, связанные с интерпретацией полученных на трехмерных моделях результатов и оценкой прочности и долговечности конструкции на основе этих результатов, в значительной мере носят методологический характер. Поскольку нормы расчета на прочность оборудования АЭС [7] создавались фактически под применение аналитических методов расчета и использование простых двумерных моделей, разработка корректной методологии оценки прочности по результатам расчетов на трехмерных моделях является весьма актуальной задачей.

Одной из проблем, возникающих при обосновании прочности и долговечности корпусов ядерных реакторов типа ВВЭР, является задача обеспечения заданного ресурса корпуса и крышки реактора и, в частности, резьбовых соединений узла главного разъема. Проблемам, связанным с выполнением расчетов прочности узла главного разъема реактора типа ВВЭР, в последние годы уделяется большое внимание [26-27]. Очевидно, что это соединение является одним из наиболее нагруженных и ответственных узлов конструкции ядерного реактора. Уникальность резьб большого диаметра при сравнительной немногочисленности теоретических разработок по обоснованию их прочности и долговечности предопределяет особое внимание к этой проблеме. И если статическая прочность резьбовых соединений большого диаметра наряду с расчетными оценками подтверждается также натурными испытаниями и опытом эксплуатации, то обеспечение назначенного ресурса, как правило, базируется в основном на расчетах циклической прочности, выполняемых в соответствии с требованиями норм расчета на прочность [7]. Основным вопросом при проведении расчета резьбового соединения на циклическую прочность является обоснованный выбор теоретического коэффициента концентрации в резьбе.

Разработка сложных и детально проработанных расчетных моделей резьбового соединения главного уплотнения реактора типа ВВЭР позволяет достаточно корректно определить напряженно-деформированное состояние элементов резьбового соединения во всех расчетных режимах эксплуатации. Однако последующая оценка прочности с использованием нормативных методик в отдельных случаях (например в части циклической прочности шпилек) дает чрезмерно консервативный результат, который не может считаться экономически обоснованным. Выходом из этой ситуации является экспериментальное установление прочности и гарантированного ресурса узла.

Эти обстоятельства предопределили выбор темы настоящей работы: "Совершенствование расчетно-экспериментального обоснования прочности оборудования АЭС", выполненной в основном в рамках работ, проводимых Главным конструктором реакторных установок типа ВВЭР — ФГУП ОКБ "Гидропресс".

Цель работы:

1. Отработка методов построения трехмерных расчетных моделей и исследование влияния параметров разбивки на точность результатов расчета напряженно-деформированного состояния конструкций.

2. Экспериментальное исследование напряженного состояния наиболее нагруженных узлов реактора.

3. Верификация расчетных моделей по результатам термо- и тензометри-рования при испытаниях оборудования и по результатам исследований натурных моделей.

4. Разработка методики разделения напряжений, полученных на двумерных и трехмерных моделях, по нормативным категориям для оценки статической и циклической прочности конструкций.

5. Численное исследование концентрации напряжений в резьбовых соединениях большого диаметра в сравнении с данными экспериментальных исследований.

Научная новизна диссертационной работы состоит:

- в разработке, анализе и применении для практических расчетов пространственных трехмерных моделей для оценки прочности и долговечности корпусного оборудования для АЭС;

- в разработке методики разделения напряжений, полученных на двумерных и трехмерных моделях, по нормативным категориям для оценки статической и циклической прочности конструкций;

- в установлении значений коэффициентов концентрации в резьбе резьбовых соединений большого диаметра и оценке их ресурса на основе экспериментальных исследований;

Практическая ценность. Результаты проведенного анализа методов построения трехмерных расчетных моделей и проблем, возникающих при их использовании для оценки прочности и долговечности корпусного оборудования АЭС, позволяют создавать адекватные расчетные модели, дающие приемлемые по точности решения результаты. Разработанные расчетные модели верифицированы по результатам термо- и тензометрирования при испытаниях оборудования и по результатам исследований натурных моделей.

Методика разделения напряжений, полученных на двумерных и трехмерных моделях, по категориям норм расчета на прочность [7] позволяет корректно и без излишней консервативности проводить оценку статической и циклической прочности конструкций корпусного типа (корпусов реакторов ВВЭР, сепараторов пара РБМК и т.д.).

Полученные в результате численного исследования значения коэффициентов концентрации напряжений в резьбах большого диаметра применимы при проведении расчетов прочности и долговечности узлов главного разъема реакторов типа ВВЭР, а также других сосудов под давлением, где используются резьбовые соединения таких типоразмеров.

Результаты исследований натурных шпилек позволили обосновать их ресурс и сэкономить один комплект шпилек Ml 70x6 за проектный срок эксплуатации реактора ВВЭР-1000.

Разработанные методики дают возможность существенно повысить точность расчетов прочности и ресурса корпусного оборудования, в полной мере учесть особенности конструкции и условий ее нагружения и снизить неоправданный консерватизм. Это позволяет в первую очередь повысить надежность и долговечность оборудования и, при необходимости, оптимизировать конструкцию в части снижения металлоемкости.

Внедрение результатов и область применения. Материалы, представленные в диссертации, были внедрены в проекты корпусов ядерных реакторов ВВЭР-1000, изготавливаемых в ОАО "Ижорские заводы", в том числе предназначенных для поставки за рубеж (АЭС в Иране, Китае и Индии), а также реализованы при проведении работ по продлению срока службы сверх проектного действующих энергоблоков АЭС с реакторами РБМК-1000 (блоки 1,2 Ленинградской АЭС и блоки 1,2 Курской АЭС) и реакторами ЭГП-6 (блоки 1-4 Били-бинской АЭС). С использованием результатов, приведенных в диссертации, был выполнен проект корпуса перспективного реактора большой мощности ВВЭР-1500.

Методические разработки, выполненные в рамках диссертации, были использованы при подготовке руководящих документов эксплуатирующей организации (ОАО концерн "Энергоатом") [9-11], регламентирующих выполнение расчетов прочности по обоснованию продления срока эксплуатации оборудования АЭС сверх назначенного в проекте

Результаты работы также используются в расчетах прочности при разработке проектов новых АЭС (АЭС-2006), при адаптации ранее разработанных проектов к современным требованиям по безопасности строящихся блоков АЭС с реакторами типа ВВЭР, а также при продлении срока службы действующих блоков с реакторами типа ВВЭР, РБМК и ЭГП.

Предмет защиты. В диссертации защищаются результаты разработки трехмерных расчетных моделей, методика разделения напряжений, полученных на двумерных и трехмерных моделях, по нормативным категориям для оценки статической и циклической прочности конструкций, результаты численного исследования концентрации напряжений в резьбовых соединениях большого диаметра, а также результаты экспериментальных исследований напряженно-деформированного состояния корпуса и шпилек реактора и обоснование их статической и циклической прочности.

Апробация. Основные результаты работы докладывались и обсуждались:

- на шестой международной конференции "Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС", г. С.-Петербург, 19-23 июня 2000 г.;

- на международной научно-технической конференции "Канальные реакторы: проблемы и решения", г. Москва, Федеральное Агентство по атомной энергии, 19-20 октября 2004 г.;

- на четвертой международной научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", г. Подольск, ФГУП ОКБ "Гидропресс", 23-26 мая 2005 г.;

- на девятой международной конференции "Безопасность АЭС и подготовка кадров - 2005", г. Обнинск, Обнинский государственный технический университет атомной энергетики, 24-27 октября 2005 г.;

- на четвертом межотраслевом семинаре "Прочность и надежность оборудования", г. Москва, 21-25 ноября 2005 г.;

- на девятой международной конференции "Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС", г. С.-Петербург, 6-8 июня 2006 г.;

- на международной научно-технической конференции "Конструкционная прочность материалов и ресурс оборудования АЭС", г. Киев, Институт проблем прочности НАН Украины, 19-21 сентября 2006 г.;

- на четвертой российской научно-технической конференции "Методы и программное обеспечение расчетов на прочность", г. Геленджик, 2-7 октября 2006 г.

- на пятой международная научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", г. Подольск, ФГУП ОКБ "Гидропресс", 29 мая - 01 июня 2007 г.

Диссертационная работа состоит из введения, пяти глав, заключения и списка литературы. Работа включает в себя 157 страниц текста, 82 рисунка, 15 таблиц, список литературы из 54 наименований.

10. Результаты работы также используются в расчетах прочности при разработке проектов новых АЭС (АЭС-2006), при адаптации ранее разработанных проектов к современным требованиям по безопасности строящихся блоков АЭС с реакторами типа ВВЭР, а также при продлении срока службы действующих блоков с реакторами типа ВВЭР, РБМК и ЭГП.

Заключение

Уникальность конструкции ядерных реакторов, обладающих высоким энергическим потенциалом и несущих серьезный риск негативного воздействия на окружающую среду, предопределяет повышенные требования к безопасной эксплуатации энергетических установок как в период проектного срока их службы, так и за его пределами. В качестве основного способа удовлетворения требований безопасности реакторного оборудования является обеспечение его прочности. Прочность оборудования обосновывается соответствующими расчетами, а прочность его наиболее ответственных узлов —дополнительно экспериментальными работами.

Экономически эффективное проектирование корпусного оборудования ЯЭУ и, в частности, корпусов ядерных реакторов типа ВВЭР, базируется в первую очередь на оптимизации конструкции по массово-габаритным характеристикам, существенным образом влияющим как на стоимость изготовления, так и на затраты на транспортировку и монтаж оборудования на площадке АЭС. Практически единственным способом оптимизации является проведение вариантных расчетов прочности и ресурса с использованием конечно-элементных моделей.

Значимость расчетов прочности и ресурса в современных условиях повышается также в связи с устойчивой тенденцией продления срока службы действующих блоков АЭС сверх первоначально назначенного в проекте. Обеспечение баланса экономических интересов и условий безопасности возможно в основном за счет выявления и использования резерва по прочности, заложенного в конструкцию при проектировании, что также может быть достигнуто расчетным путем.

В рамках выполненной работы, посвященной совершенствованию расчетно-экспериментального обоснования прочности оборудования АЭС, достигнуты следующие результаты и сделаны выводы, имеющие практическую ценность.

1. На основе проведенного анализа с использованием численных исследований определены наиболее нагруженные зоны и узлы корпуса и крышки реакторов типа ВВЭР, лимитирующие общий ресурс конструкции.

2. Для основных конструктивных узлов разработаны оптимальные по соотношению точности и затрат на разработку и проведение вычислений типовые трехмерные расчетные модели, позволяющие адекватно оценивать уровень напряженно-деформированного состояния, прочность и ресурс основных узлов реактора типа ВВЭР.

3. Тестирование и верификация разработанных трехмерных расчетных моделей на основе экспериментальных данных и результатов исследований по-ляризационно-оптическим методом показали их умеренную консервативность в отношении уровня термонапряженного состояния и накопления усталостного повреждения за срок службы, что позволяет применять их при проектировании реакторного оборудования.

4. Использование разработанных расчетные моделей позволило выполнить расчетное обоснование прочности и проектного ресурса корпусов ядерных реакторов ВВЭР-1000 для АЭС "Бушер" в Иране, АЭС "Тяньвань" в Китае и АЭС "Куданкулам" в Индии на современном научно-техническом уровне с учетом рекомендаций МАГАТЭ по безопасности реакторных установок.

5. Результаты исследований натурных шпилек Ml 70 узла главного разъема реактора ВВЭР-1000 позволили обосновать их ресурс и сэкономить один комплект шпилек за проектный срок эксплуатации реактора.

6. Сопоставление результатов расчетов, выполненных с использованием осесимметричных и объемных моделей, обнаружило необходимость коррекции представлений о наиболее вероятных местах усталостного повреждения в корпусах реакторов ВВЭР-1000, находящихся в настоящее время в эксплуатации и ресурс которых был обоснован с использованием осесимметричных расчетных моделей.

7. Разработанная методика разделения напряжений, полученных методом конечных элементов на двумерных и трехмерных моделях, на категории, принятые в Нормах расчета на прочность ПНАЭ Г-7-002-86, позволяет корректно и без излишней консервативности оценивать прочность и ресурс узлов со сложной пространственной конфигурацией (корпусов реакторов типа ВВЭР, сепараторов пара РБМК и т.д.). Методика внедрена в практику обоснований прочности эксплуатирующегося оборудования и включена в состав руководящего документа эксплуатирующей организации РД ЭО 1.1.2.09.0688-2006.

8. В результате численных исследований определены коэффициенты концентрации напряжений в резьбовых соединениях большого диаметра. Полученные значения коэффициентов концентрации напряжений в резьбах большого диаметра применимы при проведении расчетов прочности и долговечности узлов главного разъема реакторов типа ВВЭР, а также других сосудов под давлением, где используются резьбовые соединения аналогичных типоразмеров.

9. Использование в практике проектирования полученных в настоящей работе результатов дает возможность существенно повысить точность расчетов прочности и ресурса корпусного оборудования, более полно учесть особенности конструкции и условий ее нагружения и снизить неоправданный консерватизм. Это, в свою очередь, позволяет повысить надежность и долговечность оборудования и, при необходимости, оптимизировать конструкцию в части снижения металлоемкости.

1. Федеральная целевая программа "Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года". /Утверждена постановлением Правительства Российской Федерации от 6 октября 2006 г. № 605. 155 с.

2. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97 (ПНГАЭ Г-01-011-97). М.: Энергоатомиздат, 1997. - 41 с.

3. Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-008-89). — М.: Энергоатомиздат, 1990. 186 с.

4. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ АЭС-89 (ПНАЭ Г-1-024-90). /Госатомэнергонадзор СССР. М.: 1990.-60 с.

5. Основные требования к продлению срока эксплуатации блока атомной станции НП-017-2000. /Госатомнадзор России. -М.: 2000. 13 с.

6. Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок. Сварка и наплавка. Основные положения ПНАЭ Г-7-009-89. Сварные соединения и наплавки. Правила контроля ПНАЭ Г-7-010-89. — М.: Энергоатомиздат, 1991. 320 с.

7. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок ПНАЭ Г-7-002-86. — М.: Энергоатомиздат, 1989. 525 с

8. Руководство по расчету на прочность оборудования и трубопроводов реакторных установок РБМК, ВВЭР и ЭГП на стадии эксплуатации. РД ЭО 0330-01. /Концерн "Росэнергоатом", М.: 2004.

9. Методика расчета на прочность сепаратора пара РБМК-1000 при продлении срока службы АЭС. РД ЭО 1.1.2.09.0688-2006. /Федеральное агентство по атомной энергии Российской Федерации, концерн "Росэнергоатом". -М.: 2007. 88 с.

10. Денисов В.П., Драгунов Ю.Г. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. М.: ИздАТ, 2002 - 476 с.

11. И.Денисов В.П., Драгунов Ю.Г. История создания реакторных установок ВВЭР для атомных электростанций. М.: ИздАТ, 2004. - 476 с.

12. Шарый Н.В., Семишкин В.П., Пиминов В.А., Драгунов Ю.Г. Прочность основного оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР. -М.: ИздАТ, 2004.-496 с.

13. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК. /М.А. Абрамов, В.И. Авдеев, Е.О. Адамов и др., М.: ГУЛ НИКИЭТ. 2006 - 631 с.

14. Мельников Н.П. Конструктивные формы и методы расчета ядерных реакторов. — М.: Атомиздат , 1972. — 550 с.

15. Нормы расчета элементов паровых котлов на прочность. — М.: Л, Недра, 1966. 100 с.

16. Канторович З.Б. Основы расчета химических машин и аппаратов. М.: Государственное научно-техническое издательство машиностроительной литературы, 1960. - 743 с.

17. Лащинский А.А., Толчинский А.Р. Основы конструирования и расчета химической аппаратуры. /Справочник. — М.: Машиностроение, 1970. -752 с.

18. Никольс Р. Конструирование и технология изготовления сосудов давления. М.: Машиностроение, 1975. 364 с.

19. Бабицкий И.Ф., Вихман Г.Л., Вольфсон С.И. Расчет и конструирование аппаратуры нефтеперерабатывающих заводов. /Под. ред. Г.Л. Вихмана. — М.: Недра, 1965.-903 с.

20. Сосуды и трубопроводы высокого давления. /Е.Р. Хисматуллин, Е.М. Королев, В.И Лившиц и др. /Справочник. М.: Машиностроение, 1990. -384 с.

21. Антикайн П.А. Металлы и расчет на прочность котлов и трубопроводов. -М.: Энергоатомиздат, 1990. 368 с.

22. Конструкции и методы расчета водо-водяных энергетических реакторов./ Махутов Н.А., Стекольников В.В., Фролов К.В. и др. М.: Наука, 1987 -231 с.

23. Боринцев А.Б., Федосов В.Г. К вопросу о применении эффективного коэффициента концентрации напряжений к результатам, полученным методом конечных элементов. // Тяжелое машиностроение, 2007, №6, с. 2-5.

24. Пушин Ю.Н., Краснов И.Д. Изгиб эллиптических оболочек вращения постоянным внутренним давлением. //Энергомашиностроение, 1963, № 7, с. 32-34.

25. Корпус реактора ВВЭР-1500. Выбор расчетной модели для оценки прочности патрубков DN 850. Отчет 8002.00.09.782 Д1. /ОАО "Ижорские заводы", 2006. 26 с.

26. Корпус ядерного реактора ВВЭР-1500. Выбор расчетной модели для оценки прочности главного разъема. Отчет 8002.00.09.782 ДЗ. /ОАО "Ижорские заводы", 2006. 131 с.

27. Крышка реактора ВВЭР-1500. Выбор расчетной модели. Отчет 8002.00.09.782 Д2. /ОАО "Ижорские заводы" 2007. - 60 с.

28. Крышка реактора ВВЭР-1500. Выбор расчетной модели для оценки прочности крайних патрубков. Отчет 8002.00.09.782 Д4. /ОАО "Ижорские заводы" 2007. -128 с.

29. Крышка реактора ВВЭР-1500. Выбор расчетной модели для оценки прочности патрубка СУЗ (центрального). Отчет 8002.00.09.782 Д5. /ОАО "Ижорские заводы" 2006. - 84 с.

30. Рабочая программа работ по тензометрическому исследованию корпуса и крышки реактора ВВЭР-1000 первого блока АЭС "Куданкулам" при проведении сдаточных гидроиспытаний. /ОАО «Ижорские заводы», ОАО «НПО ЦКТИ. С.-Петербург, 2004. - 11 с.

31. Экспериментальное исследование прочности и герметичности узла уплотнения главного разъема реактора ВВЭР-1000 на натурном стенде. /Отчет о научно-исследовательской работе. 8002.00.04.011 Д1. ПО "Ижорский завод". Л.4:, 1983. - 70 с.

32. Сопоставление решений температурной задачи по программному комплексу COSMOS/M с экспериментальными данными и расчетами по другим кодам. /Отчет 8002.00.09.791 Д1.1. ОАО "Ижорские заводы" С.Петербург, 2007. - 41 с

33. Экспериментальное исследование напряженно-деформированных состояний корпуса и крышки реактора ВВЭР-1000 поляризационно-оптическим методом. /Тематический отчет. 412-Пр-225. ОКБ "Гидропресс", — 2001. — 26 с.

34. Верификационный отчет по расчету напряженно-деформированного состояния с помощью программы COSMOS/M. /Отчет 8002.00.09.791. ОАО "Ижорские заводы" С.-Петербург, 2006. - 258 с.

35. Судаков А.В., Иванов Б.Н., Охрименко В.Ю. Исследование напряженного состояния крышки реактора ВВЭР-1000 первого блока Тяньваньской АЭС. //Труды ЦКТИ "Прочность и ресурс энергооборудования", вып. 291. С.-Петербург: 2002, с. 68-75.

36. Астапкович A.M., Пахк Э.Э. Математическая модель и алгоритмы решения программного комплекса НЕАТ-3 для расчета температурных полей. //Энергомашиностроение, 1982, № 8 с. 7-9.

37. Нестационарная теплопроводность НЕАТ32. /Версия 2.00.55 Общее описание. Руководство пользователя. 8002.00.02.292 Д31.33, ОАО "Ижорские заводы", — С.-Петербург., 2007. 163 с.

38. Марков В.Н., Постнов Л.М., Кизима В.А. "Комплексные испытания материалов и узлов энергетического оборудования на машинах большой мощности.//Энергомашиностроение, 1982, №3 с. 18-20.

39. Биргер И.А., Иосилевич Г.Б. Резьбовые и фланцевые соединения. М.: Машиностроение, 1990. - 256 с.

40. Биргер И.А., Шорр Б.Ф., Иосилевич Г.Б. Расчет на прочность деталей машин. /Справочник. -М.: Машиностроение, 1979. 702 е.

41. Прочность, устойчивость, колебания. /Справочник под ред. И.А. Биргера, иЯ.Г. Пановко //т. 1. — М.: Машиностроение, 1968 463 с.

42. Комарова Т.А., Кузьмин Ю.С., Федосов В.Г. Численное исследование концентрации напряжений в резьбовом соединении большого диаметра. //Химическое и нефтегазовое машиностроение, 2007, №5, стр. 7-10.

43. Komarova Т. A., Kuz'min Yu. S., Fedosov V. G. Numerical investigation of stress concentration in a large-diameter threaded connection. //Chemical and Petroleum Engineering. Volume 43, Numbers 5-6., May, New York: Springer, 2007 - p. 243-248.

44. Испытание резьбового соединения главного разъема корпуса реактора ВВЭР-1000. /Отчет № 78021077. НПО "ЦКТИ", Л.: 1982, - 45 с

45. Горынин В.И. Метод и результаты оценки малоцикловой усталости моделей резьбовых соединений применительно к крепежным изделиям АЭУ. //Труды ЦКТИ, вып. 177, Л.: 1980, с 18-23.

46. Горынин В.И. Влияние геометрии резьбы на надежность крепежных деталей энергетического оборудования. Труды ЦКТИ, вып. 197, Л.: 1982, с. 43-56.

47. Перечень обозначений и сокращений

48. АЭС атомная электрическая станция

49. ВВЭР водо-водяной энергетический реактор

50. ВРК внутриреакторный контроль

51. ГЦТ главный циркуляционный трубопроводкип контрольно-измерительные приборы1. КЭ конечный элемент

52. МАГАТЭ международное агентство по атомной энергии

53. МКЭ метод конечных элементов

54. ННУЭ нарушение нормальных условий эксплуатации

55. НУЭ нормальные условия эксплуатации

56. САОЗ систем аварийного охлаждения зоны

57. СУЗ система управления и защиты1. TP тензорезистор