Вплив радіаційної повзучості на визначення формозміни вигородки активної зони реактора ВВЕР-1000 за умов довгострокової експлуатації

Наведено результати аналізу щодо впливу радіаційної повзучості на розрахункову оцінку формозміни вигородки активної зони реактора ВВЕР-1000 за умов довгострокової експлуатації. Застосовано сучасні моделі радіаційного розпухання і радіаційної повзучості, в яких враховується вплив напруженого стану і...

Повний опис

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Дата:	2021
Автори:	Чирков, О.Ю., Харченко, В.В.
Формат:	Стаття
Мова:	Ukrainian
Опубліковано:	Видавничий дім "Академперіодика" НАН України 2021
Назва видання:	Доповіді НАН України
Теми:	Механіка
Онлайн доступ:	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/180519
Теги:	Додати тег Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Цитувати:	Вплив радіаційної повзучості на визначення формозміни вигородки активної зони реактора ВВЕР-1000 за умов довгострокової експлуатації / О.Ю. Чирков, В.В. Харченко // Доповіді Національної академії наук України. — 2021. — № 3. — С. 40-47. — Бібліогр.: 5 назв. — укр.

Репозитарії

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	irk-123456789-180519
record_format	dspace
spelling	irk-123456789-1805192021-10-02T01:26:09Z Вплив радіаційної повзучості на визначення формозміни вигородки активної зони реактора ВВЕР-1000 за умов довгострокової експлуатації Чирков, О.Ю. Харченко, В.В. Механіка Наведено результати аналізу щодо впливу радіаційної повзучості на розрахункову оцінку формозміни вигородки активної зони реактора ВВЕР-1000 за умов довгострокової експлуатації. Застосовано сучасні моделі радіаційного розпухання і радіаційної повзучості, в яких враховується вплив напруженого стану і накопиченої незворотної деформації на процеси розпухання і повзучості аустенітних сталей, що перебувають під впливом нейтронного опромінення і підвищеної температури. Сформульовано основні положення розрахунку напружено-деформованого стану вигородки та внутрішньокорпусної шахти реактора з урахуванням умов контактної взаємодії. Розрахунковий аналіз виконано у двовимірній постановці для поперечного перерізу вигородки з максимальною за висотою пошкоджуючою дозою і температурою опромінення за умови узагальненої плоскої деформації. Дані щодо формозміни вигородки одержано на основі розв’язання зв’язаної контактної задачі залежно від накопиченої пошкоджуючої дози опромінення. Визначення температурного поля і напружено-деформованого стану виконано з урахуванням перерозподілу температури через порушення проєктних умов протоку теплоносія в зоні контакту вигородки з шахтою. Результати розрахунків одержано з використанням медіанних параметрів температурно-дозової залежності радіаційного розпухання аустенітної сталі 08Х18Н10Т. Встановлено, що урахування радіаційної повзучості сприяє зниженню рівня напружень, проте збільшує рівень розпухання і переміщення, що додає консерватизму до прогнозної оцінки формозміни вигородки порівняно з даними без урахування радіаційної повзучості. The paper presents the results of the analysis of the irradiation creep effect on the calculated assessment of the form change in the WWER-1000 reactor core baffle under long-term operation. The modern models of radia tion-induced swelling and radiation creep are used. They consider the effect of the stressed state and accumulated irreversible strains on the processes of swelling and creep in austenite steels under the neutron irradiation and elevated temperature. The basic tenets of the calculation of the stress-strain state in the core baffle and invessel reactor barrel considering the contact interaction are stated. The calculation analysis is performed in the two-dimensional statement for a cross-section of the core baffle with the maximum (by height) damaging dose and irradiation temperature under the generalized plane strain conditions. The data on a form change in the core baffle are obtained using the solution to the mixed contact task depending on the accumulated damaging irradiation dose. The determination of the temperature field and stress-strain state was made considering the temperature redistribution due to the violation of the design conditions of the heat carrier flow within the contact zone between the core baffle and barrel. The calculation results are determined using the median parameters of the temperature-dose dependence of the free swelling in 08Kh18N10T austenite steel. It is shown that the consideration of the radiation creep facilitates the stress level reduction, however, it increases the swelling and displacement that makes the prediction assessment of the core baffle form change more conservative as compared with the data without considering the radiation creep. 2021 Article Вплив радіаційної повзучості на визначення формозміни вигородки активної зони реактора ВВЕР-1000 за умов довгострокової експлуатації / О.Ю. Чирков, В.В. Харченко // Доповіді Національної академії наук України. — 2021. — № 3. — С. 40-47. — Бібліогр.: 5 назв. — укр. 1025-6415 DOI: doi.org/10.15407/dopovidi2021.03.040 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/180519 539.3 uk Доповіді НАН України Видавничий дім "Академперіодика" НАН України
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
language	Ukrainian
topic	Механіка Механіка
spellingShingle	Механіка Механіка Чирков, О.Ю. Харченко, В.В. Вплив радіаційної повзучості на визначення формозміни вигородки активної зони реактора ВВЕР-1000 за умов довгострокової експлуатації Доповіді НАН України
description	Наведено результати аналізу щодо впливу радіаційної повзучості на розрахункову оцінку формозміни вигородки активної зони реактора ВВЕР-1000 за умов довгострокової експлуатації. Застосовано сучасні моделі радіаційного розпухання і радіаційної повзучості, в яких враховується вплив напруженого стану і накопиченої незворотної деформації на процеси розпухання і повзучості аустенітних сталей, що перебувають під впливом нейтронного опромінення і підвищеної температури. Сформульовано основні положення розрахунку напружено-деформованого стану вигородки та внутрішньокорпусної шахти реактора з урахуванням умов контактної взаємодії. Розрахунковий аналіз виконано у двовимірній постановці для поперечного перерізу вигородки з максимальною за висотою пошкоджуючою дозою і температурою опромінення за умови узагальненої плоскої деформації. Дані щодо формозміни вигородки одержано на основі розв’язання зв’язаної контактної задачі залежно від накопиченої пошкоджуючої дози опромінення. Визначення температурного поля і напружено-деформованого стану виконано з урахуванням перерозподілу температури через порушення проєктних умов протоку теплоносія в зоні контакту вигородки з шахтою. Результати розрахунків одержано з використанням медіанних параметрів температурно-дозової залежності радіаційного розпухання аустенітної сталі 08Х18Н10Т. Встановлено, що урахування радіаційної повзучості сприяє зниженню рівня напружень, проте збільшує рівень розпухання і переміщення, що додає консерватизму до прогнозної оцінки формозміни вигородки порівняно з даними без урахування радіаційної повзучості.
format	Article
author	Чирков, О.Ю. Харченко, В.В.
author_facet	Чирков, О.Ю. Харченко, В.В.
author_sort	Чирков, О.Ю.
title	Вплив радіаційної повзучості на визначення формозміни вигородки активної зони реактора ВВЕР-1000 за умов довгострокової експлуатації
title_short	Вплив радіаційної повзучості на визначення формозміни вигородки активної зони реактора ВВЕР-1000 за умов довгострокової експлуатації
title_full	Вплив радіаційної повзучості на визначення формозміни вигородки активної зони реактора ВВЕР-1000 за умов довгострокової експлуатації
title_fullStr	Вплив радіаційної повзучості на визначення формозміни вигородки активної зони реактора ВВЕР-1000 за умов довгострокової експлуатації
title_full_unstemmed	Вплив радіаційної повзучості на визначення формозміни вигородки активної зони реактора ВВЕР-1000 за умов довгострокової експлуатації
title_sort	вплив радіаційної повзучості на визначення формозміни вигородки активної зони реактора ввер-1000 за умов довгострокової експлуатації
publisher	Видавничий дім "Академперіодика" НАН України
publishDate	2021
topic_facet	Механіка
url	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/180519
citation_txt	Вплив радіаційної повзучості на визначення формозміни вигородки активної зони реактора ВВЕР-1000 за умов довгострокової експлуатації / О.Ю. Чирков, В.В. Харченко // Доповіді Національної академії наук України. — 2021. — № 3. — С. 40-47. — Бібліогр.: 5 назв. — укр.
series	Доповіді НАН України
work_keys_str_mv	AT čirkovoû vplivradíacíjnoípovzučostínaviznačennâformozmínivigorodkiaktivnoízonireaktoravver1000zaumovdovgostrokovoíekspluatacíí AT harčenkovv vplivradíacíjnoípovzučostínaviznačennâformozmínivigorodkiaktivnoízonireaktoravver1000zaumovdovgostrokovoíekspluatacíí
first_indexed	2025-07-15T20:37:25Z
last_indexed	2025-07-15T20:37:25Z
_version_	1837746722215821312
fulltext	40 ISSN 1025-6415. Dopov. Nac. akad. nauk Ukr. 2021. № 3: 40—47 Ц и т у в а н н я: Чирков О.Ю., Харченко В.В. Вплив радіаційної повзучості на визначення формозміни ви- городки активної зони реактора ВВЕР-1000 за умов довгострокової експлуатації. Допов. Нац. акад. наук Укр. 2021. № 3. С. 40—47. https://doi.org/10.15407/dopovidi2021.03.040 Одним із вирішальних факторів для обгрунтування умов довгострокової експлуатації енер- гоблоків АЕС України є прогнозування ресурсу внутрішньокорпусних пристроїв (ВКП) реакторів ВВЕР. Аустенітні хромонікелеві сталі типу 08Х18Н10Т, які використовуються як матеріали ВКП, піддаються в процесі експлуатації інтенсивному нейтронному опромінен- https://doi.org/10.15407/dopovidi2021.03.040 УДК 539.3 О.Ю. Чирков, https://orcid.org/0000-0003-1916-0277 В.В. Харченко, https://orcid.org/0000-0002-5795-8792 Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренка НАН України, Київ E-mail: chirkale82@gmail.com Вплив радіаційної повзучості на визначення формозміни вигородки активної зони реактора ВВЕР-1000 за умов довгострокової експлуатації Представлено академіком НАН України В.В. Харченком Наведено результати аналізу щодо впливу радіаційної повзучості на розрахункову оцінку формозміни ви- городки активної зони реактора ВВЕР-1000 за умов довгострокової експлуатації. Застосовано сучасні моделі радіаційного розпухання і радіаційної повзучості, в яких враховується вплив напруженого стану і накопиченої незворотної деформації на процеси розпухання і повзучості аустенітних сталей, що перебува- ють під впливом нейтронного опромінення і підвищеної температури. Сформульовано основні положення розрахунку напружено-деформованого стану вигородки та внутрішньокорпусної шахти реактора з ураху- ванням умов контактної взаємодії. Розрахунковий аналіз виконано у двовимірній постановці для поперечного перерізу вигородки з максимальною за висотою пошкоджуючою дозою і температурою опромінення за умови узагальненої плоскої деформації. Дані щодо формозміни вигородки одержано на основі розв’язання зв’язаної контактної задачі залежно від накопиченої пошкоджуючої дози опромінення. Визначення температурного поля і напружено-деформованого стану виконано з урахуванням перерозподілу температури через пору- шення проєктних умов протоку теплоносія в зоні контакту вигородки з шахтою. Результати розрахунків одержано з використанням медіанних параметрів температурно-дозової залежності радіаційного розпу- хання аустенітної сталі 08Х18Н10Т. Встановлено, що урахування радіаційної повзучості сприяє зниженню рівня напружень, проте збільшує рівень розпухання і переміщення, що додає консерватизму до прогнозної оцінки формозміни вигородки порівняно з даними без урахування радіаційної повзучості. Ключові слова: реактор ВВЕР-1000, вигородка, внутрішньокорпусна шахта, тепловиділяюча збірка, актив- на зона, напружено-деформований стан, формозміна вигородки, радіаційне розпухання і радіаційна пов зу- чість, пошкоджуюча доза, метод скінченних елементів. МЕХАНІКА MECHANICS 41ISSN 1025-6415. Допов. Нац. акад. наук Укр. 2021. № 3 Вплив радіаційної повзучості на визначення формозміни вигородки активної зони реактора ВВЕР-1000... ню за температур від 320 до 400 С, а рівень накопиченої пошкоджуючої дози за час тривалої експлуатації реактора може сягати 100 і більше зсувів на атом (зна). За таких умов мате- ріали ВКП зазнають радіаційного розпухання і радіаційної повзучості, що може призвести до значної деградації металу і незворотної формозміни такого елемента ВКП, як вигородка. Основне призначення вигородки полягає в захисті металу корпусу реактора від нейт- ронного та гамма-випромінювань, що виходять з активної зони реактора. Під час експлуа- тації вигородка піддається найбільшому впливу нейтронного опромінення, тому що вона розташована в безпосередній близькості від тепловиділяючих збірок (ТВЗ). Протягом про- єктного строку служби виїмку вигородки з внутрішньокорпусної шахти реактора не перед- бачено. Отже, для обґрунтування міцності та розрахункової оцінки формозміни вигородки найбільш актуальним є урахування радіаційних ефектів у металі. Зазначимо, що прогнозування радіаційного розпухання і радіаційної повзучості металу вигородки є одним з факторів для обґрунтування можливості перевантаження ТВЗ з ак- тивної зони реактора, а також контролю величини зазору між вигородкою і шахтою в про- цесі експлуатації. Змикання вигородки з шахтою внаслідок процесів радіаційного розпу- хання і радіаційної повзучості металу вигородки може призвести до виникнення контак- тних напружень, а також перерозподілу витрат теплоносія першого контуру в реакторі та, як наслідок, зміни температурного режиму роботи реактора. Отже, розрахунок напруже- но-деформованого стану (НДС) та формозміни вигородки в процесі експлуатації — одна з основних умов для обґрунтування нормального функціонування реактора в період довго- строкової експлуатації енергоблока АЕС. Нижче наведено результати аналізу щодо впливу радіаційної повзучості на розрахун- кову оцінку НДС і формозміни вигородки активної зони реактора ВВЕР-1000 після 50 ро- ків експлуатації. Розрахунки виконано із використанням сучасних моделей радіаційного розпухання і радіаційної повзучості аустенітних сталей, що перебувають під впливом нейт- ронного опромінення, високих температур і пошкоджуючої дози, для умов роботи реакто- ра на повній потужності та планового зупинення. Розрахункові дані одержано з урахуван- ням контактної взаємодії вигородки з шахтою внаслідок перерозподілу температури через порушення проєктних умов теплообміну між вигородкою і шахтою в зоні контакту. Зазначимо, що в статті авторів [1] наведено результати аналізу НДС та формозміни вигородки, однак без урахування радіаційної повзучості металу. Однак розрахункові дані свідчать про те, що з урахуванням деформацій радіаційної повзучості напруження нижчі, а розпухання та переміщення вищі, що додає консерватизму до прогнозної оцінки формо- зміни вигородки порівняно з величинами без урахування радіаційної повзучості металу. У [2] містяться результати, одержані з урахуванням радіаційної повзучості, проте з вико- ристанням моделей радіаційного розпухання і радіаційної повзучості, в яких не враховуєть- ся вплив інтенсивності напружень на стиснене розпухання металу вигородки і шахти. У цьо- му повідомленні наведено результати розрахунків з використанням повної моделі, в якій враховується вплив середнього нормального напруження та інтенсивності напружень на стиснене розпухання і радіаційну повзучість металу вигородки і шахти. Автори не прагнули повністю охопити всі питання, пов’язані з урахуванням і аналізом чинників, що впливають на розрахункову оцінку НДС і формозміну вигородки в процесі експлуатації. Нижче наведено окремі результати аналізу НДС та формозміни вигородки з 42 ISSN 1025-6415. Dopov. Nac. akad. nauk Ukr. 2021. № 3 О.Ю. Чирков, В.В. Харченко урахуванням радіаційного розпухання, радіаційної повзучості та контактної взаємодії ви- городки з шахтою за умов довгострокової експлуатації, які, на думку авторів, допов нюють відомі дані інших дослідників і можуть становити інтерес для фахівців у сфері розрахун- кових методів оцінки міцності та формозміни елементів ВКП реакторів ВВЕР. 1. Математичні моделі радіаційного розпухання і радіаційної повзучості. Залежність величини вільного розпухання S0 від пошкоджуючої дози D і температури опромінення T для аустенітної сталі 08Х18Н10Т приймали за даними [3] з використанням медіанних пара- метрів радіаційного розпухання: 2 0 maxexp( ( ) )n DS c D r T T   , де Tmax  470 C — температура максимального розпухання; cD  1,035 · 10–4 зна–n; n  1,88; r  1,825 · 10–4 (C)–2. Вплив середнього нормального напруження m, інтенсивності напружень eq і нако- пиченої незворотної деформації q на стиснене розпухання S сталі 08Х18Н10Т визначали за формулою [3] 0 (1( ( ) ))1 mq R m eqS S C e     , де CR  8 · 10–3 МПа–1; m  8,75 — константи матеріалу;  0,15 — ваговий множник, за яким визначається ступінь впливу напружень m та eq на розпухання S. Залежність сталої швидкості радіаційної повзучості від набору пошкоджуючої дози та розпухання визначали за рівнянням [3] 0 c eq eq d dD dS B dt dt dt         , де c eqd — інтенсивність приросту деформації повзучості; t — час або будь-який інший параметр, що характеризує зміну навантаження; B0  10–6 (МПа · зна)–1,   (2,7 … 3,2) · 10–3 МПа–1 — константи матеріалу, які слабо залежать від температури; dD/dt — швидкість набору по- шкоджуючої дози; dS/dt — швидкість розпухання. Значення коефіцієнтів у рівняннях стисненого розпухання і радіаційної повзучості одержано за допомогою обробки експериментальних даних опромінених зразків для різних температур, пошкоджуючих доз опромінення та видів напруженого стану [3]. 2. Основні положення методики розрахунку. Визначальні рівняння, що дають змогу опи- сувати неізотермічні процеси непружного деформування з урахуванням стисненого розпу- хання і радіаційної повзучості металу від впливу пошкоджуючої дози та температури опро- мінення, сформульовані та математично обґрунтовані в [4]. Ці рівняння використовували в розрахунках НДС вигородки і шахти з урахуванням залежності кривих деформування від накопиченої пошкоджуючої дози і температури опромінення. Для умов розвантаження вра- ховували незворотність деформацій радіаційного розпухання і радіаційної повзучості. Для розрахунку температурного поля враховували неоднорідний розподіл внутрішніх енерговиділень, зумовлених поглинанням гамма-квантів і нейтронів, а також умови охоло- дження зовнішніх поверхонь і каналів вигородки. 43ISSN 1025-6415. Допов. Нац. акад. наук Укр. 2021. № 3 Вплив радіаційної повзучості на визначення формозміни вигородки активної зони реактора ВВЕР-1000... Вплив радіаційної повзучості на деформування опроміненого металу враховували пе- ретворенням кривої пружно-пластичного деформування шляхом зсуву всіх її точок на ді- лянці зміцнення, у тому числі границю пропорційності, на величину приросту деформації повзучості за етап навантаження. В основу розрахункового аналізу НДС вигородки і шахти покладено змішану схему методу скінченних елементів (МСЕ), яка забезпечує безперервну апроксимацію як для пе- реміщень, так і для напружень та деформацій, що дає змогу визначати НДС з високим сту- пенем точності. Реалізацію чисельного алгоритму розв’язання задачі радіаційної повзучості проводили з використанням процедури поетапного навантаження в поєднанні з методом пружних розв’язків на основі змішаної схеми МСЕ [4]. Під час аналізу контактної взаємодії вигородки з шахтою враховували номінальний зазор і різні умови контакту (проковзування, тертя, зчеплення). На початковому етапі роз- рахунку НДС задавали передбачувану зону контакту, межі якої уточнювали в процесі роз- в’язання контактної задачі методом послідовних наближень. Нерівномірний розподіл тем- ператури та НДС визначали розв’язанням зв’язаної контактної задачі радіаційної повзу- чості з урахуванням об’ємних деформацій стисненого розпухання. Між контактуючими поверхнями вигородки і шахти задавали ідеальний теплообмін, а за межами зони контакту моделювали умови конвективного теплообміну. Взаємовплив температурного поля і НДС на розрахункове визначення зони контакту вигородки з шахтою враховували за допомогою ітераційного процесу, в якому граничні умови теплообміну і контактної взаємодії уточнюва- ли за допомогою багаторазового розв’язання задачі теплопровідності та контактної задачі радіаційної повзучості до досягнення заданої точності визначення зони контакту. 3. Розрахункові моделі. Розрахунки НДС виконано у двовимірній постановці для по- перечного перерізу з максимальною за висотою вигородки пошкоджуючою дозою і темпе- ратурою опромінення за умови узагальненої плоскої деформації. У такій постановці осьова деформація приймається сталою за висотою вигородки, і додатковим рівнянням для її визначення є умова рівноваги, яка полягає в рівності нулю інтеграла осьових зусиль, роз- поділених на верхньому торці вигородки. Зазначимо, що використання двовимірної розрахункової моделі значно спрощує роз в’я- зання зв’язаної контактної задачі, яка враховує перерозподіл температури і НДС у зоні кон- такту вигородки з шахтою, тому що для знаходження границі контакту достатньо врахувати зміну граничних умов теплообміну і контактної взаємодії лише за кутовою координатою. Загалом для визначення поверхні контакту вигородки з шахтою необхідно враховувати зміну температурного поля і НДС не тільки вздовж кутової координати, а й за висотою вигородки. Для одержання адекватних результатів аналізу контактної взаємодії вигородки з шах- тою застосовували розрахункову модель, в якій ці елементи ВКП розглядали спільно як одне тіло з номінальним зазором. 4. Розрахунковий аналіз НДС вигородки. Як вихідні дані для розрахунку НДС і фор- мозміни вигородки використовували відомі розподіли пошкоджуючої дози і температури опромінення вигородки і шахти реактора ВВЕР-1000, які побудовано за даними [5]. Роз- рахункові дані одержано із використанням моделі стисненого розпухання, в якій врахо- вується вплив напруженого стану та накопичених незворотних деформацій. Контактну 44 ISSN 1025-6415. Dopov. Nac. akad. nauk Ukr. 2021. № 3 О.Ю. Чирков, В.В. Харченко взаємодію вигородки з шахтою моделювали з урахуванням початкового номінального зазо- ру 2,5 мм за умови вільного ковзання. На рис. 1 зіставлено результати визначення середнього нормального напруження та ін- тенсивності напружень у вигородці і шахті для умов роботи реактора на повній потужності після 50 років експлуатації, розраховані з урахуванням і без урахування радіаційної пов- зучості. З огляду на кругову симетрію вигородки і шахти результати розрахунків наведено для її 12-ї частини з центральним кутом 30°. Порівняльний аналіз наведених розподілів напружень з даними, одержаними без ура ху- вання радіаційної повзучості, свідчить про помітне зниження рівня розрахункових нап ру жень. Найбільш істотне зниження спостерігається для інтенсивності напружень. Отже, нев ра ху- ван ня радіаційної повзучості призводить до завищеного рівня розрахункових напружень. 5. Розрахунковий аналіз формозміни вигородки. На рис. 2 наведено дані із визначення радіаційного розпухання вигородки після 50 років експлуатації, розраховані з урахуван- ням і без урахування радіаційної повзучості. На рис. 3, 4 зіставлено дані про розподіл вздовж колової координати радіального зазо- ру між вигородкою і шахтою, а також залишкового зазору між гранями вигородки і пери- ферійними ТВЗ у напрямку спільної нормалі, які розраховано з урахуванням номінальних Рис. 1. Розрахункові розподіли напружень (МПа) для умов роботи реактора на повній потужності після 50 років експлуатації: а, б — з урахуванням радіаційної повзучості; в, г — без урахування радіацій- ної повзучості. а, в — середнє нормальне напруження; б, г — інтенсив- ність напружень Рис. 2. Розрахункові розподіли розпухання вигородки (%) після 50 років експлуатації: а — з ура- хуванням радіаційної повзучості; б — без урахування радіаційної повзучості 45ISSN 1025-6415. Допов. Нац. акад. наук Укр. 2021. № 3 Вплив радіаційної повзучості на визначення формозміни вигородки активної зони реактора ВВЕР-1000... зазорів 2,5 і 4 мм відповідно за умови, що розміри активної зони після зупинення реактора відповідають початковим значенням. Відлік відстані на графіках ведеться вздовж колової координати зовнішньої поверхні вигородки від найбільшого отвору охолоджуючого кана- лу проти годинникової стрілки на величину кута 180. Згідно з розрахунковими даними мінімальні значення зазору між вигородкою і шах- тою мають локальний характер в області розташування отвору поздовжнього охолоджую- Рис. 3. Порівняння радіального зазору між вигородкою і шахтою для умов ро- боти ректора на повній потужності після 50 років експлуатації: 1 — з урахуван- ням радіаційної повзучості; 2 — без урахування ра діаційної повзучості Рис. 4. Порівняння залишкового зазору між гранями вигородки та дистанціну- ючими решітками периферійних ТВЗ після 50 років експлуатації: 1 — з ураху- ванням радіаційної повзучості; 2 — без урахування радіаційної повзучості 46 ISSN 1025-6415. Dopov. Nac. akad. nauk Ukr. 2021. № 3 О.Ю. Чирков, В.В. Харченко чого каналу з найбільшим діаметром і паз-каналу для протоку теплоносія між вигородкою і шахтою. За результатами розрахунків очікується, що під час експлуатації реактора в по- надпроєктний період може мати місце локальний контакт вигородки з шахтою в області розташування каналу з найбільшим отвором і паз-каналу. Локальна зона контакту розташо- вана симетрично відносно умовної прямої, що ділить отвір каналу на дві рівні частини, її місце розташування відповідає куту ±7 щодо цієї прямої. У разі врахування радіаційної повзучості рівень розпухання більший, що зумовлено нижчим рівнем напружень стискання в області, прилеглій до внутрішньої поверхні виго- родки. Рівень напружень з урахуванням радіаційної повзучості нижчий, а переміщень — вищий порівняно з результатами розрахунку без урахування повзучості. Розрахунки нап- ружень свідчать про зниження максимальних значень приблизно в 1,5—2,4 раза. Істотне зниження напружень спостерігається для інтенсивності напружень та головних напружень. Мінімальний зазор між вигородкою і шахтою для обох розрахунків знаходиться при- близно на одному рівні, проте врахування радіаційної повзучості призводить до більш кон- сервативної оцінки мінімального залишкового зазору. За умови радіаційної повзучості за- лишковий зазор між гранями вигородки та периферійними ТВЗ значно менший, ніж зазор без урахування повзучості, проте забезпечується для медіанної залежності розпухання протягом 50 років експлуатації. Отже, врахування радіаційної повзучості сприяє зниженню рівня розрахункових на- пружень, проте збільшує рівень розпухання та переміщення, що призводить до більш кон- сервативної прогнозної оцінки формозміни вигородки порівняно з даними без урахування повзучості. ЦИТОВАНА ЛІТЕРАТУРА 1. Чирков А.Ю., Харченко В.В. Особенности расчетной оценки формоизменения выгородки активной зо- ны реактора ВВЭР-1000 с учетом радиационного распухания. Пробл. прочности. 2020. № 3. С. 5—20. 2. Чирков О.Ю., Харченко В.В., Кравченко В.І., Кобельский С.В. Розрахункова оцінка формозміни виго- родки реактора ВВЕР-1000 в процесі експлуатації. Ядерна та радіаційна безпека. 2020. № 3. С. 13—20. https://doi.org/10.32918/nrs.2020.3(87).02 3. Марголин Б.З., Мурашова А.И., Неустроев В.С. Анализ влияния вида напряженного состояния на ра- диационное распухание и радиационную ползучесть аустенитных сталей. Пробл. прочности. 2012. № 3. С. 5—24. 4. Чирков О.Ю. Радіаційна повзучість у задачах механіки непружного деформування матеріалів та еле- ментів конструкцій. Київ: Інститут проблем міцності ім. Г.С. Писаренка НАН України, 2020. 160 с. 5. Margolin B., Fedorova V., SorokinA. et al. The mechanisms of material degradation under neutron irradia- tion for WWER internals and methods for structural integrity assessment. Structural integrity and life of NPP equipment: Proceedings of the International Conference (Kyiv, 2–5 Oct. 2012). Kyiv, 2012. Надійшло до редакції 26.03.2021 REFERENCES 1. Chirkov, A. Yu. & Kharchenko, V. V. (2020). Special features of computational assessment of the change in shape of WWER-1000 reactor core baffle in view of irradiation-induced swelling. Strength Mater., 52, pp. 339- 352. https://doi.org/10.1007/s11223-020-00184-9 2. Chirkov, A., Kharchenko. V., Kravchenko. V. & Kobelsky, S. (2020). Assessment of WWER-1000 core baffle form alteration during operation. Nucl. Radiat. Saf., No. 3, pp. 13-20 (in Ukrainian). https://doi.org/10.32918/ nrs.2020.3(87).02 47ISSN 1025-6415. Допов. Нац. акад. наук Укр. 2021. № 3 Вплив радіаційної повзучості на визначення формозміни вигородки активної зони реактора ВВЕР-1000... 3. Margolin, B. Z., Murashova, A. I. & Neustroiev, V. S. (2012). Analysis of the influence of type stress state on radiation swelling and radiation creep of austenitic steels. Strength Mater., 44, pp. 227-240. https://doi.org/ 10.1007/s11223-012-9376-3 4. Chirkov, A. Yu. (2020). Radiation creep in problems of mechanics of inelastic deformation of materials and structural elements. Kyiv: G. S. Pisarenko Institute for Problems of Strength of the NAS of Ukraine (in Uk rai- nian). 5. Margolin, B., Fedorova, V., Sorokin, A. et al. (2012, October). The mechanisms of material degradation under neutron irradiation for WWER internals and methods for structural integrity assessment. Proceedings of the International Conference Structural integrity and life of NPP equipment, Kyiv. Received 26.03.2021 O.Yu. Chirkov, https://orcid.org/0000-0003-1916-0277 V.V. Kharchenko, https://orcid.org/0000-0002-5795-8792 G.S. Pisarenko Institute of Problems of Strength of the NAS of Ukraine, Kyiv E-mail: chirkale82@gmail.com RADIATION CREEP EFFECT ON THE FORM CHANGE DETERMINATION OF WWER-1000 REACTOR CORE BAFFLE UNDER LONG-TERM OPERATION The paper presents the results of the analysis of the irradiation creep effect on the calculated assessment of the form change in the WWER-1000 reactor core baffle under long-term operation. The modern models of ra- dia tion-induced swelling and radiation creep are used. They consider the effect of the stressed state and accumu- lated irreversible strains on the processes of swelling and creep in austenite steels under the neutron irradiation and elevated temperature. The basic tenets of the calculation of the stress-strain state in the core baffle and in- vessel reactor barrel considering the contact interaction are stated. The calculation analysis is performed in the two-dimensional statement for a cross-section of the core baffle with the maximum (by height) damaging dose and irradiation temperature under the generalized plane strain conditions. The data on a form change in the core baffle are obtained using the solution to the mixed contact task depending on the accumulated damaging irra- diation dose. The determination of the temperature field and stress-strain state was made considering the tem- perature redistribution due to the violation of the design conditions of the heat carrier flow within the contact zone between the core baffle and barrel. The calculation results are determined using the median parameters of the temperature-dose dependence of the free swelling in 08Kh18N10T austenite steel. It is shown that the con- sideration of the radiation creep facilitates the stress level reduction, however, it increases the swelling and dis- placement that makes the prediction assessment of the core baffle form change more conservative as compared with the data without considering the radiation creep. Keywords: WWER-1000 reactor, core baffle, in-body mine, fuel assembly, core, stress-strain state, change in shape of core baffle, radiation swelling and radiation creep, damaging dose, method of finite elements.

Вплив радіаційної повзучості на визначення формозміни вигородки активної зони реактора ВВЕР-1000 за умов довгострокової експлуатації

Репозитарії

Схожі ресурси