ПРОБЛЕМЫ МАШИНОСТРОЕНИЯ И НАДЕЖНОСТИ МАШИН
№ 4, 2010
УДК 58.01.77
© 2010 г. Рощин М.Н., Москвитин Г.В., Балашова А.В.
К ВОПРОСУ ИССЛЕДОВАНИЯ ПРОЧНОСТИ КОРПУСА И ВНУТРИКОРПУСНЫХ УСТРОЙСТВ РЕАКТОРА ИВВ.10М
Рассмотрены вопросы прочности и сейсмостойкости нового исследовательского водо-водяного реактора. Разработан метод расчета и проведено численное исследование статической прочности и устойчивости, сопротивления хрупкому разрушению, длительной статической прочности, длительной циклической прочности, отклика при сейсмическом воздействии. Определены наиболее нагруженные участки в корпусе и внутрикорпусных устройствах реактора, получены количественные оценки параметров напряженно-деформированного состояния в опасных областях. Результаты расчетов сопоставлены с действующими в отечественной атомной энергетике нормативными документами. Обосновано соответствие новых конструкторских решений требованиям безаварийной работы реакторной установки в течение всего срока службы не только при нормальных условиях эксплуатации, но и в экстремальной ситуации, в частности, при землетрясении.
Исследованию прочности водо-водяных реакторов посвящено достаточно большое количество работ [1—4]. В них представлен опыт, полученный при разработке, реализации в производстве и эксплуатации реакторных установок. В настоящей статье впервые получены результаты численного исследования прочности новой перспективной конструкции исследовательского водо-водяного реактора. Предлагаемый материал может представить интерес для специалистов и конструкторов, занимающихся данной проблематикой.
Первые исследовательские ядерные центры были построены на рубеже 50-60-х годов по инициативе И.В. Курчатова и А.П. Александрова в различных регионах страны (Рига, Минск, Киев, Ленинград, Москва и Московская область, Тбилиси, Алма-Ата, Ташкент, Свердловск, Томск и т.д.).
Исследовательский реактор (ИР) — это ядерный реактор, который создает поток нейтронного и g-излучений и предназначен для широкого круга исследований в различных областях науки и техники. ИР является проверенным и незаменимым инструментом при решении задач, связанных с обеспечением развития не только атомной энергетики и фундаментальной науки, но и прикладных исследований и технологий для промышленности, биологии, медицины.
Общее количество действующих исследовательских ядерных установок (ИЯУ) в мире на конец 2006 года составляло примерно 250. Россия обладала наиболее обширным (более 20% от общемирового количества) парком исследовательских ядерных установок различного типа, уровня мощности и назначения. Однако в последние годы это количество имеет отчетливую тенденцию к сокращению. Основная причина — моральное и физическое старение. Все они построены до Чернобыльской аварии и не отвечают в полной мере современным требованиям ядерной безопасности. Кроме того, с распадом СССР большинство из них оказались за пределами России. Новые мощности на протяжении нескольких последних десятилетий не вводились.
Рис. 1. Схема исследовательского водо-водяного реактора (прототип): 1 — входной патрубок, 2 — выходной патрубок, 3 — горизонтальные экспериментальные каналы, 4 — корпус реактора, 5 — тепловая колонна
Описание конструкции. В связи с исчерпанием срока службы, необходимостью полной замены и модернизации экспериментального исследовательского ядерного реактора ВВР-ц филиала НИФХИ им. Л.Я. Карпова, находящегося в эксплуатации с ноября 1964 г. в г. Обнинске (рис. 1), была разработана новая конструкция (рис. 2 и 3).
Реактор ИВВ.10М является модернизацией экспериментального исследовательского ядерного водо-водяного реактора. Он относится к ядерным исследовательским реакторам типа ВВР, работающим при низких температурах, низких давлениях охлаждающих контуров и низком обогащении ядерного материала и его можно использовать в экспериментальных, научных и медицинских целях. Материал корпуса бака и всех внутрикорпусных устройств — алюминиевый сплав САВ-1. В рассматриваемой ядерной установке устранены существенные недостатки прототипа и учтены современные требования к данному типу оборудования.
В корпусе реактора внутри активной зоны установлена система бериллиевых отражателей и алюминиевых вытеснителей. По сравнению с прежней конструкцией вокруг активной зоны установлено максимально возможное количество облучаемых экспериментальных каналов. В частности, дополнительные облучаемые каналы расположены по ее периметру. Усовершенствована система протока воды внутри корпуса реактора. Введены новые конструкторские разработки (входной водяной коллектор и выходной переливной коллектор).
В результате модернизации: увеличена плотность нейтронного потока в активной зоне в 1,5—2 раза; исключена возможность оголения активной зоны при проектных авариях; обеспечена надежная система охлаждения тепловыделяющих сборок с помощью естественной циркуляции теплоносителя в случае проектных аварий (разрыв первого контура, разгерметизация бака реактора); увеличен запас реактивности для длительных (до 200 часов) кампаний реактора; обеспечена возможность проведения дефектоскопии стенок бака реактора неразрушающими методами контроля; предусмотрено наличие мест с образцами-свидетелями; сохранена существующая система аварийной защиты реактора с первичными детекторами (подвижными стационарными ионизационными камерами); сохранены внешние габаритные размеры бака реактора ВВР-ц с последующим присоединением бака реактора ИВВ.10М к имеющимся закладным коммуникациям в существующей шахте реактора ВВР-ц.
02300
Рис. 2. Вертикальный разрез бака реактора с внутрикорпус-ными устройствами (крышка не показана): 1 — наклонная труба, 2 — выходной водяной коллектор, 3 — вертикальные экспериментальные каналы, 4 — сепаратор, 5 — основание, 6 — обечайка, 7 — торосфериче-ское днище, 8 — опора, 9 — входной водяной коллектор, 10 — уровень расположения горизонтальных экспериментальных каналов, 11 — зона установки отражателей
Рис. 3. Поперечный разрез бака реактора: 1 — сепаратор, 2 — нижняя опорная решетка
Рис. 4. Конечно-элементная модель корпуса (в разрезе):
I — водослив, 2 — основание, 3 — опорное кольцо, 4 — днище, 5 — выходной водяной коллектор, 6 — кольцо, 7 — обечайка, 8 — шпангоуты для установки опорной и охранной решеток, 9 — горизонтальные экспериментальные каналы, 10 — опорное ребро,
II — входной водяной коллектор
10
1
2
3
Основные технические характеристики и режимы работы: объем воды в баке не более 20 м3, расход теплоносителя 1-го контура 1400 м3/час; температура теплоносителя в баке реактора не превышает 60°, а максимальная расчетная температура элементов конструкции 70°. Давление теплоносителя на входе в бак реактора не более 0,5 МПа. Число циклов нагружений (количество перезагружений бака) составляют 50 за 30 лет эксплуатации. Режим работы бака: недельный или двухнедельный, при этом в год происходит 40 циклов сброса температуры.
Исследование прочности (виды расчета, методы, расчетные схемы). Расчеты корпуса и внутрикорпусных устройств реактора ИВВ.10М были проведены на статическую прочность и устойчивость, сопротивление хрупкому разрушению, длительную статическую прочность, длительную циклическую прочность, а также на сейсмические воздействия в соответствии с требованиями и рекомендациями [5—7].
При проведении исследования рассмотрены режимы работы конструкции корпуса реактора и внутрикорпусных устройств (ВКУ) как при нормальной эксплуатации (НУЭ), так и при максимальном расчетном землетрясении (МРЗ) уровня 6 баллов по М8К-64 (НУЭ + МРЗ). При расчете на сейсмостойкость по I категории сейсмостойкости по НП-031-01 [7] использован линейно-спектральный метод. Величины сейсмических нагрузок вычислены по реальным поэтажным спектрам ответов.
Рис. 5. Конечно-элементная модель корпуса (опорная часть): 1 — обечайка, 2 — опорное кольцо, 3 — сферическое днище, 4 — входной водяной коллектор, 5 — опорные ребра, 6 — выходной водяной коллектор
Применение программных комплексов, в основе которых лежит метод конечных элементов, позволило разработать уточненные модели (рис. 4—8) и по результатам расчета получить местные мембранные и изгибные напряжения.
Было исследовано напряженно-деформированное состояние основных несущих элементов: обечайки, днища, опорного кольца и опорных ребер, патрубков, крышки (рис. 4, 5, 8). Одновременно были рассчитаны внутрикорпусные устройства: сепаратор (рис. 7), основание (внутренняя обечайка) с водосливом, опорная решетка с отражателями. Кроме этого, рассмотрена работа вертикальных и горизонтальных экспериментальных каналов, а также наклонной трубы для сброса отработанных тепловыделяющих сборок (рис. 6).
При расчете корпуса реактора были учтены нагрузки от собственного веса конструкции (5 т), веса воды при полном заполнении бака (20 т), от веса тепловыделяющих сборок (1,7 т), дополнительной защиты (0,8 т), крышки с прикрепленными к ней вертикальными экспериментальными каналами и каналами системы управления защитой (2 т), а также нагрузки от присоединенных трубопроводов (при режимах гидроиспытаний и стационарном). В качестве исходных данных были приняты номинальные толщины элементов конструкции и значения толщин с учетом коррозии и отрицательного допуска при изготовлении. Величина коррозионного износа сплава марки САВ-1 составила 2 мм, исходя из опыта эксплуатации прототипа.
Согласно [4] выполнена оценка статической прочности реактора из сравнения приведенных (эквивалентных) напряжений (ст)ь (ст)2 и (ст)дк с допускаемыми напряжениями, где (ст): — приведенные общие мембранные напряжения; (ст)2 — приведенные напряжения, определяемые по суммам составляющих общих или местных мембранных и общих изгибных напряжений; (ст)дк — размах приведенных напряжений, определяемый по суммам составляющих общих или местных мембранных, общих и местных из-гибных напряжений.
Полученные результаты (количественная оценка, сравнение с допускаемыми величинами). По результатам статического расчета корпуса получена подробная картина полей напряжений и деформаций, в частности, выявлено, что наиболее нагруженным является днище (рис. 4, 5). Наибольши
Для дальнейшего прочтения статьи необходимо приобрести полный текст. Статьи высылаются в формате PDF на указанную при оплате почту. Время доставки составляет менее 10 минут. Стоимость одной статьи — 150 рублей.