ПОИСК Статьи Чертежи Таблицы Малоцикловая прочность элементов атомных реакторов из "Прочность конструкций при малоцикловом нагружении " Вопросы малоцикловой прочности, как отмечалось выше, в значительной степени получили свое развитие в связи с задачами обеспечения прочности и ресурса энергетических и авиационных конструкций. При этом наибольшее значение они имели при разработке и создании атомных энергетических реакторов. [c.23] В атомной энергетике в настояш ее время наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы корпусного типа ВВЭР, канальные реакторы типа РБМК и реакторы на быстрых нейтронах типа БН [1]. Эти реакторы имеют суш ественное различие в конструктивных формах и в условиях эксплуатации [2]. [c.23] Энергетические могцности действуюш их энергетических реакторов типа ВВЭР составляют от 200 (ВВЭР 210) до 1000 МВт (ВВЭР 1000) при тепловых мош ностях в 3—3,5 более высоких, чем электрические. Давление в первом контуре составляет от 100 до 160 кГ/см (10—16 МПа), а давление пара перед турбиной — от 30 до 60 кГ/см (3—6 МПа). Температура теплоносителя на выходе из реактора лежит в диапазоне от 270 до 330° С. Атомные энергетические установки типа ВВЭР имеют в качестве основных несущих элементов корпуса реакторов, в которых размещается активная зона (рис. 2.1) с размерами эквивалентный диаметр 2900— 3100 мм, высота 2500—3500 мм. Корпуса реакторов имеют диаметры от 3800 до 4500 мм при высоте от 12 000 до 16 500 мм. Толщина корпусов в активной зоне составляет от 100 до 220 мм, а в зоне фланца главного разъема — от 250 до 500 мм. [c.23] Корпуса атомных реакторов изготавливаются из теплоустойчивой и радиационностойкой перлитной никель-хром-молибден-ва-надиевой стали N с антикоррозионной аустенитной наплавкой. Главные циркуляционные трубопроводы изготавливаются из аустенитной нержавеющей стали или из перлитной теплостойкой стали с антикоррозионной плакировкой. [c.24] В газоохлаждаемых реакторах корпусного типа цилиндрической или сферической формы, работающих при температурах от 120 до 390° С и давлениях от 7 до 50 кГ/см (0,7—50 МПа), толщины стенок составляют 50—150 мм (в отдельных зонах до 300 мм) диаметр цилиндрических корпусов достигает 5000 мм, а высота — 10 000 мм, диаметр сферических корпусов достигает 14 000— 22 000 мм. [c.24] В энергетических реакторах канального типа с электрической мощностью от 100 до 2000 МВт в качестве замедлителя нейтронов используется графит, а теплоносителем является пар. Генерация и перегрев пара в этих реакторах осуществляются с помощью тепловыделяющих элементов в отдельных каналах, число которых составляет от 1000 до 17 000 (рис. 2.3). Активная зона реакторов имеет цилиндрическую форму диаметром от 7000 до 15 000 мм и высотой от 6000 до 8000 мм. Усилия от веса каналов, графитовой кладки и защиты передаются на верхнюю и нижнюю сварные плиты высотой 600-н2000 мм, изготовленные из листовой низколегированной стали в виде перекрестных балок со сплошным или несплошным покрытием и системами герметизации. При эксплуатации эти плиты подвергаются действию статических весовых и повторных тепловых нагрузок. Корпус боковой защиты, практически не подвергается давлению. [c.24] Топливные каналы реактора РБМК-1000 находятся в трубчатых направляющих и изготовлены в верхней и нижней частях из аустенитной нержавеющей стали, а в средней части — из циркониевого сплава. В каналах находятся кассеты с двумя тепловыделяющими сборками с 18 твэлами. [c.25] Давление воды в испарительных каналах реактора мощностью 100 МВт составляет около 150 кГ/см (15 МПа) при температуре 300—350° С в пароперегревательных каналах давление находится на уровне 100—120 кГ/см (10—12 МПа) при температуре 320— 510° С. [c.25] Корпус реактора и теплообменники изготовлены из аустенитной нержавеющей стали весовые нагрузки от реактора и теплообменников передаются на опорный пояс, установленный внутри корпуса. [c.27] Толщина несущих конструкций первого и второго контура в связи с невысоким давлением жидкометаллического теплоносителя составляет от 30 до 60 мм максимальная толщина элементов разделительной камеры реактора составляет около 80 мм. [c.28] Из краткого анализа (см. 1) конструктивных форм и условий эксплуатации атомных реакторов трех основных типов (ВВЭР, РВМК, БН) следует, что диапазон механических и тепловых нагрузок на стационарных режимах для них существенно различен давления изменяются от 6 до 160 кГ/см (0,6—16 МПа), температуры — от 270 до 580° С. При испытательных и нестационарных режимах, а также при срабатывании систем аварийной защиты максимальные давления могут достигать 190—200 кГ/см (19—20 МПа), а температуры — 600 - -620° С. Толщины стенок несущих элементов корпусов составляют 100500 мм для реакторов ВВЭР, 30- -- 80 мм для реакторов БН, 2 - -6 мм для канальных элементов реакторов РВМК. Время работы реакторов между перегрузками составляет от 1200- -3500 ч для реакторов БН до 5200- -7000 для реакторов ВВЭР. Общий проектный временной ресурс работы реакторов составляет 30 ч-40 лет (2,5-10 - -3,5-10 ч). [c.28] Кроме того, циклические изменения местных напряжений с накопленным числом циклов 10 -ч10 и более возникают от гидродинамических и температурных пульсаций теплоносителя с частотами 5-ч 30 Гц. Возникновение вибраций внутри корпусных устройств и трубопроводов с частотами 10-ч 200 Гц приводит к появлению дополнительных вибрационных напряжений с накопленным числом циклов 10 —10 . [c.28] Сочетание постоянных и переменных механических и тепловых нагрузок с концентрацией напряжений приводит к повышенной местной нагруженности циклического характера, развивающейся на фоне различной статической нагруженности. При этом образование повторных неупругих деформаций и связанных с ними остаточных напряжений изменяет как амплитудные, так и средние составляющие местных напряжений и деформаций. [c.29] Циклический характер тепловых режимов работы атомных реакторов обусловливает неравномерное распределение температур между сопрягаемыми элементами (например, фланец корпуса — крышка — шпильки — нажимное кольцо в зоне главного разъема реактора ВВЭР), а также по длине и толщине рассматриваемого элемента. Эта неравномерность распределения температур является источником возникновения температурных напряжений с различными градиентами в пределах рассматриваемого сечения. [c.29] Широкое применение разнородных материалов в атомных реакторах (перлитная сталь — нержавеющая сталь, циркониевые сплавы — нержавеющие стали), имеющих различные коэффициенты линейного расширения, сопряжено с возникновением соответствующих температурных напряжений как при изотермических, так и при неизотермических условиях. Эти напряжения достигают наибольших величин в антикоррозионных наплавках корпусов реакторов при их аварийном расхолаживании. [c.29] Элементы реакторов в районе активной зоны вследствие радиационного распухания могут испытывать действие дополнительных напряжений (преимущественно статического характера), величины которых определяются условиями совместного деформирования. Такие напряжения достигают относительно высоких значений для элементов графитовой кладки реакторов РБМК, а также для несущих частей тепловыделяющих элементов реакторов. [c.29] Таким образом, важное значение для определения сопротивления циклическому нагружению энергетических реакторов имеют такие факторы конструктивного, технологического и эксплуатационного характера, как повторность и длительность нагружения, максимальные температуры и размахи изменений температур, концентрация напряжений, температурные и остаточные напряжения, наложение на низкочастотные циклы эксплуатационных напряжений от изменения режимов высокочастотных напряжений. [c.29] Одним из наиболее важных факторов, определяющих ресурс безопасной эксплуатации реакторов, является исходный уровень технологических дефектов (горячие и холодные сварочные и наплавочные трещины, поры, шлаковые включения, расслоения, неметаллические включения и др.). Эти дефекты регламентируются соответствующими правилами и нормами дефектоскопического контроля. [c.30] Перечисленные выше обстоятельства делают необходимым определение сопротивления несущих элементов малоцикловому нагружению и разрушению как на стадии проектирования, так и на стадиях изготовления и эксплуатации. При этом используются нормированные методы расчета [5, 8], современные методы расчетов (МКЭ, МКР) с применением ЭВМ, испытания моделей и узлов, а также натурные испытания [1—4, 6, 7]. [c.30] Циклическое нагружение несущих элементов реакторов механическими, тепловыми, гидродинамическими и вибрационными усилиями может вызывать образование трещин в антикоррозионной наплавке и узлах крепления внутрикорпусных устройств [9, 10]. Обобщение данных о повреждениях атомных реакторов показывает [10], что около 40% обнаруженных трещин связано с циклическим повреждением, около 30% — с коррозионно-механическим, около 15%—с начальной технологической дефектностью. [c.30] Вернуться к основной статье