ПРОБЛЕМЫ МАШИНОСТРОЕНИЯ И НАДЕЖНОСТИ МАШИН
№ 4, 2012
ТЕХНОГЕННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ МАШИН И КОНСТРУКЦИЙ
УДК 621.039.001.5
© 2012 г. Рощин М.Н., Москвитин Г.В., Балашова А.В.
ИССЛЕДОВАНИЕ НАПРЯЖЕННО-ДЕФОРМИРОВАННОГО СОСТОЯНИЯ КОРПУСА И ВНУТРИКОРПУСНЫХ УСТРОЙСТВ РЕАКТОРА ИВВ.10М С УЧЕТОМ СЕЙСМИЧЕСКИХ ВОЗДЕЙСТВИЙ
Рассмотрена проблема сейсмостойкости нового исследовательского реактора ИВВ.10М. Для получения расчетного обоснования истинности заложенных конструкторских решений разработана подробная конечно-элементная модель реактора, соответствующая конструкторской документации и реально отражающая взаимосвязь всех основных несущих элементов с действующими на конструкцию нагрузками. Проведено численное исследование напряженно-деформированного состояния реактора с использованием программного комплекса ANSYS. Определены собственные частоты и формы колебаний конструкции, в соответствии с линейно-спектральным методом и при учете реальных спектров ответа рассчитаны динамические нагрузки 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.
В настоящее время для обеспечения безопасности наземных атомных станций оценка напряженно-деформированного состояния реакторов при сейсмическом воздействии является обязательной. Необходим учет требований и рекомендаций действующих норм расчета на прочность [1] и норм проектирования сейсмостойких атомных станций [2].
Исследовательский водо-водяной реактор 10М(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. 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 [3].
Схема исследовательского реактора представлена на рис. 1. 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.
02300
Рис. 1. Вертикальный разрез бака реактора с внутрикорпусными устройствами, крышка не показана (а) и поперечный разрез бака реактора (б): 1 — наклонная труба, 2 — выходной водяной коллектор, 3 — вертикальные экспериментальные каналы, 4 — сепаратор, 5 — основание (опорная обечайка), 6 — обечайка корпуса, 7 — торосферическое днище, 8 — опора, 9 — входной водяной коллектор, 10 — уровень расположения горизонтальных экспериментальных каналов, 11 — зона установки отражателей, 12 — нижняя опорная решетка
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.
Для расчета на сейсмические воздействия корпуса и внутрикорпусных устройств ядерного реактора, относящихся к первой категории сейсмостойкости, выбран линейно-спектральным метод. Этот метод допускается применять в соответствии с [2] пункт 4.9 с учетом рекомендаций приложений 4,5 и 6 для определения напряженно-деформированного состояния реактора. При определении нагрузок на конструкцию одновременно выполняли учет сейсмической нагрузки по трем пространственным компонентам. При этом были использованы реальные поэтажные спектры ответа, учитывающие взаимодействие здания реактора с основанием. Логарифмический декремент затухания принимался равным 0,02.
Рис. 2 Рис. 3
Рис. 2. Конечно-элементная динамическая модель корпуса с внутрикорпусными устройствами: 1 — крышка, 2 — обечайка, 3 — водослив, 4 — основание (опорная обечайка), 5 — масса М^, 6 — масса М2, 7 — вспомогательный жесткий диск в центре масс, 8 — охранная решетка, 9 — опорная решетка
Известно, что акселерограммы проектного землетрясения (ПЗ) и максимального расчетного землетрясения (МР3) различаются только амплитудами, поэтому оценку прочности элементов при сочетании нагрузок, соответствующим нормальным условиям эксплуатации и проектному землетрясению (НУЭ+ПЗ), допускается не рассматривать. Расчет корпуса и внутрикорпусных устройств на сейсмические воздействия проводили для режима максимального расчетного землетрясения 6 баллов по шкале М8К-64.
В численном исследовании учитывали максимальные усилия от присоединенных трубопроводов для режима НУЭ+МРЗ, вычисленные ранее для экспериментального исследовательского ядерного реактора ВВР-ц филиала НИФХИ им. Л.Я. Карпова, так как новая конструкция бака реактора ИВВ.10М должна быть присоединена к той же системе трубопроводов, что и реактор ВВР-ц.
Для динамической модели конструкции в виде системы с сосредоточенными массами (рис. 2) использовали данные, полученные на основе конечно-элементной модели, созданной для проведения статического расчета [4, 5]. Приведенные массы располагали в уровнях перекрытий, в местах опирания основного оборудования и в центре масс корпуса. С помощью программного комплекса определены собственные
частоты и формы колебаний конструкции.
В соответствии с приложением 6 [2] при расчете сейсмостойкости резервуаров, частично заполненных водой с относительной глубиной < 0,75, необходимо учитывать
№ ¡¡, гц Т, с Характеристика форм колебаний
1 5,66 0,18 Изгиб в плоскости YZ
2 8,98 0,11 Изгиб в плоскости ХТ
3 14,96 0,07 Колебания в вертикальной плоскости
4 17,88 0,056 Изгиб в плоскости YZ
5 18,32 0,055 Изгиб в плоскости ХТ
колебания жидкости относительно корпуса бака. В случае расчета бака, полностью заполненного водой, следует учитывать общую массу резервуара с жидкостью. Массу сухого бака принимали равной 5000 кг, полная масса бака, заполненного водой, достигала 25000 кг.
При рассмотрении колебаний в вертикальном направлении было принято, что полная масса бака М расположена в центре масс системы, а жесткость С определялась жесткостью всей конструкции, в данном случае преимущественно днищем. Известно, что первая частота вертикальных колебаний обратно пропорциональна квадратному корню из статического прогиба:/в = (1/2п) х (С/М)0,5 = (1/2п) х (^/Ц)0'5, где g = 9,81 м/с2 — ускорение свободного падения, и = 1,112Е-3 м — максимальное вертикальное перемещение днища при действии статической нагрузки (из статического расчета) [4, 5]. Частота вертикальных колебаний равна /в = 14,96 Гц, период Т = 1//в = 0,067 с.
При решении задачи о свободных колебаниях в горизонтальном направлении приведение масс осуществлялось следующим образом: одна масса располагалась в центре масс и равнялась половине полной массы бака 12500 кг, другая масса, равная 6250 кг, находилась в верхней части реактора.
В табл. 1 представлены полученные значения собственных частот и форм колебаний корпуса бака. При проведении расчетов рассматривали только первые четыре ко-сосимметричные формы колебаний, которые учитывали более 90% кинетической энергии колебательной системы. На рис. 3 представлены две первые формы горизонтальных колебаний: а — изгиб в плоскости б — изгиб в плоскости ХТ.
Формы колебаний, соответствующие более высоким частотам, можно было не учитывать, так как при землетрясении воздействие имеет низкочастотный характер.
Расчетное значение сейсмической нагрузки в узле К, в котором находится приведенная масса, при колебаниях по ,-й форме [1, 2]
, = Кь х ц х шк х р, х а,
где Кь — коэффициент, учитывающий особые условия эксплуатации атомной электростанции, для 1-й категории сейсмостойкости Кь = 1; ц, — коэффициент ,-й формы при перемещении в _/-м направлении; шк — масса в узле К; в, — коэффициент динамичности, соответствующий ,-й форме; а, — максимальное ускорение грунта в _/-м направлении (по осям X, У, Z, соответственно).
Значения сейсмических нагрузок для рассматриваемых форм колебаний приведены в табл. 2. Из анализа коэффициентов формы ц, следует, что при каждой рассматриваемой частоте колебаний только один из трех коэффициентов является определяющим. Например, для fl = 5,66 Гц, ц^ = 1,27. По результатам вычисления сейсмических нагрузок принимали для дальнейшего расчета напряжений нагрузки из табл. 3, выделенные жирным шрифтом.
Напряженно-деформированное состояние элементов определяли с учетом рекомендаций приложений 4, 5 и 6 [2]. Значение расчетного усилия (напряжения)
№ формы /1 = 5,66 гц /2 = 8,98 гц /3 = 14,96 гц /4 = 17,88 гц /5 = 18,32 гц
Масса т1, кг 6250 6250 — 6250 6250
Масса т2, кг 12500 12500 25000 12500 12500
ах,, м/с2 (горизонт.) 1,37 1,715 0,73 0,685 0,68
ау,, м/с2 (вертикальн.) 3,105 0,755 0,6 0,575 0,575
а,,, м/с2 (горизонт.) 1,71 2,28 0,8 0,745 0,74
Пх1 0 0,88 0 0 1,23
Пу, 0,17 0 1 0,07 0
Пг, 1,27 0 0 1,09 0
Н 0 12674 0 0 5228
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.