Влияние истории термомеханического нагружения на напряженность корпусов реакторов ВВЭР АЭС при термошоке - Харченко, В.В.; Чирков, А.Ю; Кобельский, С.В.; Кравченко, В.И.; Пиминов, В.А.; Акбашев, И.Ф. (Проблемы прочности, 2010)
Представлены результаты расчетов кинетики напряженно-деформированного состояния и коэффициентов интенсивности напряжений для поверхностных и поднаплавочных кольцевых трещин при моделировании режима аварийного охлаждения активной зоны реактора ВВЭР-1000. Методика расчета базируется на смешанной формулировке метода конечных элементов, обеспечивающей устойчивость численного решения и высокую точность получения результатов как для перемещений, так и для напряжений и деформаций. Выполнен анализ влияния густоты конечноэлементного разбиения в окрестности вершины поверхностной и поднаплавочной кольцевых трещин на точность и сходимость вычисления параметров механики разрушения при моделировании термошока. Приведены результаты расчетов кинетики коэффициентов интенсивности напряжений с учетом истории термосилового нагружения и полей остаточных технологических напряжений. Показано, что игнорирование в расчетах коэффициентов интенсивности напряжений для поднаплавочных трещин истории упругопластического деформирования и полей остаточных технологических напряжений может привести к переоценке прочности и ресурса корпуса реактора.