В Україні більшість енергоблоків АЕС типу ВВЕР-1000 працюють у понад-проектному режимі. Обґрунтування подовження ресурсу конструкційних елементів реактора ВВЕР-1000, таких як внутрішньо-корпусні пристрої (ВКП), проводиться за допомогою розрахункових методів, а точність розрахунків, задля коректної оцінки терміну безпечної експлуатації енергоблоків, повинна постійно підвищуватися.
При подовженні ресурсу експлуатації ВКП найбільш складною і актуальною є проблема радіаційного розпухання конструкційної сталі 08Х18Н10Т, з якої виготовлені конструкційні елементи ВКП. Зокрема через деградацію механічних властивостей матеріалу та прогресуючу формозміну, яка здебільшого викликана радіаційним розпуханням та повзучістюю.
Згідно нормативних документів і сучасних уявлень механіки руйнування при розрахунковому обґрунтуванні продовження ресурсу відповідальних конструкційних елементів АЕС необхідно враховувати залишкові напруження, пов'язані з технологією виготовлення. Зазвичай, при розрахунковому обґрунтуванні подовження ресурсу ВКП ВВЕР-1000 залишкові напруження після зварювання і наступної термообробки (ЗТН) не враховують, так як вважається, що їх рівень досить низький та не впливає на НДС конструкції в цілому.
Актуальність проблеми: вигородка і внутрішньо-корпусна шахта (ШВК) є елементами внутрішньо-корпусних пристроїв (ВКП), що визначають та обмежують залишковий ресурс реакторів ВВЕР-1000 при подовженні терміну експлуатації. Вплив залишкових технологічних напружень на ресурс елементів ВКП раніше не досліджувався.
Метою дослідження є проведення розрахункової оцінки кінетики зміни зазорів між вигородкою, ШВК і ТВЗ, а також міцності (опору крихкому руйнуванню) вигородки реактора ВВЕР-1000 з урахуванням залишкових зварювальних напружень для обґрунтування продовження терміну безпечної експлуатації (до 60 років) в умовах інтенсивного радіаційного опромінення.
Об’єктом дослідження є термодеформаційні технологічні процеси виготовлення та експлуатації в умовах інтенсивного радіаційного опромінення елементів конструкцій, що виготовлені з аустенітної сталі 08Х18Н10Т. Предметом дослідження визначено ресурс вигородки та ШВК реактора ВВЕР-1000 в процесі довгострокової експлуатації до 60 років в умовах радіаційного опромінення з урахуванням залишкових технологічних напружень після процесів зварювання та термообробки, пов’язаних з технологією зварювання і післязварювальної термообробки.
В першому розділі робота містить результати проведеного аналітичного огляду стану проблеми математичного моделювання напружено-деформованого стану конструкційних елементів обладнання АЕС із аустенітної сталі типу 08Х18Н10Т під час тривалої експлуатації з урахуванням процесів радіаційного розпухання і радіаційної повзучості, визначення залишкових зварних напружень в зоні зварних з’єднань внутрішньокорпусних пристроїв реактора ВВЕР-1000, релаксації залишкових напружень при термообробці, а також огляду розрахункових алгоритмів по оцінці опору крихкому руйнуванню (ОКР) і існуючих результатів з оцінки ОКР у вигородці шахти реактора ВВЕР-1000. Наведено обґрунтування актуальності уточненого визначення залишкових напружень в зоні зварних з’єднань внутрішньокорпусних пристроїв реактора ВВЕР-1000.
У другому розділі викладена методика оцінки ресурсу безпечної експлуатації елементів ВКП реактора ВВЕР-1000 на основі визначення напружено-деформованого стану внутрішньокорпусних пристроїв реактора ВВЕР-1000 під час виготовлення та подальшої експлуатації і розрахункової оцінки їх крихкої міцності, та запропоновано нові підходи для оцінки ресурсу ВКП ВВЕР-1000. Запропоновано нову методику введення вхідних даних для гама-розігріву та накопиченої пошкоджуючої дози з використанням параметричних рівнянь. Проведено апробацію сучасних моделей розпухання.
У третьому розділі представлені результати дослідження НДС ВКП ВВЕР-1000 в процесі виготовлення та подальшої експлуатації. За результатами математичного моделювання залишкових технологічних напружень отримані поля НДС після зварювання та послідуючої термообробки. Визначено, що під час післязварювальної термообробки за режимом аустенізації (1100°С) зварювальні залишкові напруження релаксують, але за рахунок високої неоднорідності температури по товщині вигородки під час охолодження на повітрі утворюються досить високі залишкові напруження. Розглянуте питання визначення впливу закриття зазору між вигородкою та шахтою на стаціонарне темперурне поле вигородки.
У четвертому розділі представлені результати дослідження впливу залишкових напружень на формування НДС вигородки під час довгострокової експлуатації енергоблоку ВВЕР-1000 до 60 років з різним рівнем накопиченої пошкоджуючої дози і на ресурс елементів ВКП. Визначено суттєвий вплив залишкових технологічних напружень на результати визначення коефіцієнта інтенсивності напружень в вигородці ВКП, як при нормальних умовах експлуатації так і при аварійній ситуації, що може вплин
