АНАЛИЗ НЕСУЩЕЙ СПОСОБНОСТИ ОПОРНОЙ КОНСТРУКЦИИ РЕАКТОРА ВВЭР-440 3 БЛОКА КОЛЬСКОЙ АЭСФризен С.А., Лякишев Л.А.ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», г. Подольск E-mail: Serega_klimovsk@mail.ruОсновной несущей опорой реактора является ферма опорная с опорным кольцом и деталями закрепления (см. рисунок 1). Ферма опорная представляет собой сварную металлоконструкцию, состоящую из радиально расположенных балок коробчатого сечения. Снаружи балки объедены обечайками, снизу - кольцевой плитой. Балки представляют собой короба, разделенные на ячейки, которые заполняются засыпкой, серпентинитовым и строительным бетоном, выполняющими роль биологической защиты. Крепление балок к закладным деталям в бетоне осуществляется с помощью сварки. На ферму опорную устанавливается кольцо опорное. Оно представляет собой литое кольцо, закрепленное с помощью деталей крепления на ферме опорной (рисунок 1). С помощью клиновых шпонок производят подгонку кольца опорного по высоте, с помощью фиксаторов – установку кольца опорного в плане, после чего фиксаторы приваривают сварными швами к балкам опорной фермы. Клинья, вставленные в прорези фиксаторов, предотвращают отрыв кольца от клиновых шпонок. Для фиксации корпуса реактора от поворота в смежные пазы корпуса и кольца опорного устанавливают шпонки. Для предотвращения опрокидывания корпуса реактора на опорный бурт корпуса установлены планки, каждая из которых закрепляется на кольце опорном с помощью шпилек и гаек.Сильфон бетонной консоли предназначен для разделения верхней части шахты бетонной от нижней и используется при заливе шахты водой во время перегрузки реактора. Сильфон представляет собой сварную металлическую конструкцию, состоящую из собственно сильфона и двух переходных колец. Сильфон состоит из двух полуторов и трех колец. Нижним кольцом сильфон приваривается к закладной детали, а верхним – к корпусу реактора.Рисунок 1 – Опорные конструкции корпуса реактора (общий вид) и крепление опорного кольца к ферме опорнойОтличительной особенностью закрепления реактора 3 блока Кольской АЭС по сравнению с более поздними проектами ВВЭР является отсутствие упорного узла реактора. Упорный узел ограничивает горизонтальные перемещения верхней части реактора и тем самым удерживает реактор от опрокидывания при сейсмических и аварийных воздействиях. До настоящего времени расчеты фермы опорной и опорного кольца с деталями крепления выполнялся различными организациями. Обоснование прочности фермы выполнял ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», а опорного кольца ОАО «Ижорские заводы». В настоящем докладе описано совместное моделирование поведения опорного узла при различных механических воздействиях (силы и моменты действующие на опорный узел при нормальной эксплуатации, проектном и максимальном расчетном землетрясении, проектной аварии, а также при действии температурных полей). Расчет напряженно-деформированного состояния фермы опорной с кольцом опорным проводится методом конечных элементов с использованием программного комплекса ANSYS и расчетной модели, показанной на рисунках 2, 3. В расчетной модели используются конечные элементы следующих типов: балочные элементы BEAM188, трехмерные элементы SOLID45, оболочечные элементы SHELL63 с возможностью учета жесткости упругого основания. Контакт моделировался с помощью элементов TARGE170, CONTA175 (контакт между буртом реактора и планкой, между буртом реактора и опорным кольцом, между планкой и опорным кольцом, между опорным кольцом и клином, между пазом в опорном кольце и шпонкой (кольцо-бурт реактора), между кольцом опорным и гайкой М42, между шпонкой (кольцо-ферма) и балкой, между клином и балкой). Расчет напряженно-деформированного состояния сильфона бетонной консоли также выполнен методом конечных элементов с использованием программного комплекса ANSYS. В расчетной модели используются конечные элементы следующих типов: трехмерные элементы SOLID45 и контактные элементы CONTA175 и TARGE170. Совместное моделирование фермы опорной и опорного кольца позволяет точнее оценивать влияние одного элемента на другой, определять податливость всего опорного узла, а также встраивать данную модель в другую более сложную. В рамках работ по обоснованию продления срока службы 3 блока Кольской АЭС в ОКБ «ГИДРОПРЕСС» выполнен расчет на прочность опорной конструкции реактора. Из результатов данного расчета следует, что наиболее тяжелым с точки зрения прочности опорной конструкции является сочетание нагрузок с наложением на нормальные условия эксплуатации проектного землетрясения и проектной аварии (НУЭ + ПА + ПЗ). Рисунок 2 – Расчетная модель фермы опорнойи фрагмент реактора с кольцом опорным и деталями крепления Рисунок 3 – Фрагмент расчетной модели фермы опорной и кольца опорного с деталями Рисунок 4 – Расчетная модель фермы опорнойи фрагмент реактора с кольцом опорным и деталями крепленияПри этом наибольший вклад в напряженное состояние опорной конструкции вносят нагрузки от проектных аварий, в качестве которых постулируются поперечные разрывы главных центральных трубопроводов (ГЦТ) по швам сварных соединений с патрубками реактора. Для определения нагрузок на опорную ферму реактора выполнен расчет нагрузок от внешних динамических воздействий и разрывов трубопровода на оборудование и трубопроводы главного циркуляционного контура. В расчетной модели кроме жесткости опорной конструкции учтена также жесткость сильфона бетонной консоли. Предполагалось, что опорная конструкция и сильфон работают в упругой области, поэтому значительная часть аварийной нагрузки от разрыва ГЦТ воспринимается сильфоном. Расчет прочности сильфона бетонной консоли показал, что при разрыве «горячей» нитки ГЦТ при сочетании нагрузок НУЭ + ПА + ПЗ (в соответствии с Нормами расчета на прочность ПНАЭ Г-7-002-86 [1]) расчетные напряжения превышают допускаемые значения. Таким образом, сильфон не обладает достаточным запасом прочности для восприятия подобной нагрузки при расчете по допускаемым напряжениям. В связи с этим проведена корректировка расчета опорной конструкции с учетом частичной потери несущей способности сильфона. Расчет показал, что напряжения среза в шпонках, фиксирующих опорное кольцо относительно бурта корпуса реактора, превышают критерии Норм [1]. В связи с этим дополнительно проведен расчет по несущей способности опорных конструкций реактора на основании «Свода правил и руководств по опорным конструкциям» [2]. Данный нормативный документ разработан в 2009 году ИЦП МАЭ при поддержке других предприятия атомной отрасли России, на предприятии ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» вступил в силу в августе 2010 года. Данный нормативный документ в качестве альтернативы традиционной проверки условий статической прочности по различным категориям напряжений позволяет выполнить расчет по несущей способности конструкции (предельный расчет). Расчет проведен по единой модели, включающей корпус реактора, ферму опорную и сильфон бетонной консоли. При проведении расчета на несущую способность используются следующие положения: 1) диаграмма растяжения материала считается идеальной упругопластической с фиксированным пределом текучести; 2) критерий Мизеса – критерий начала текучести. Предельная нагрузка FL определяется как максимальная нагрузка, при которой в любой точке компонента опорной конструкции существует поле напряжений, удовлетворяющее уравнениям статического равновесия. Значение действующей нагрузки F не должна превышать значения предельной FL с учетом коэффициента запаса, приведенного в таблице 1: (1)Таблица 1 – Значение коэффициента запаса в зависимости от режима эксплуатации опорной конструкции Режим НУЭ 1,50 НУЭ(К) 1,36 ННУЭ 1,25 ПА 1,07 Модель опорной конструкции реактора и сильфона учитывает упруго-пластического поведения материала. Реактор моделируется балочными элементами, жесткость и масса которых соответствует реальной конструкции. В качестве внешней нагрузки при ПА (разрыв ГЦТ) используется статическое приложение реактивной силы струи в зоне разрыва патрубка ДУ500 [3]: (2)где p – давление первого контура; S – диаметр патрубка. Таким образом, принимаем Fреакт = 5300 кН. В таблице 2 приведены значения нагрузок действующих на сильфон и опорную конструкцию, а так же перемещения реактора на уровне сильфона, горячей нитки ГЦТ и крепления опорной конструкции к реактору. Предельная нагрузка, полученная по результатам расчета на несущую способность FL1 = 8000 кН больше действующей Fреакт = 5300 кН с учетом коэффициента запаса для ПА 1,07. Предельно допустимый крен реактора 0,001 рад достигается при FL2 = 6500 кН, что также больше действующей реактивной силы с учетом коэффициента запаса. На рисунках 5-6 показана зависимость силы действующей на сильфон и опорную конструкцию реактора в зависимости от перемещений реактора в месте крепления этих элементов, зависимость реактивной силы от перемещения точки приложения этой силы. Пунктиром показана сила, соответствующая ПА. Постепенное увеличение жесткости фермы при низких нагрузках объясняется возрастанием числа задействованных шпонок. Так же показано деформированное состояние при ПА.Таблица 2 – Результаты расчета элементов крепления реактора при ПА Линейное поведение материала Упруго-пластический расчет Нагрузки, действующие на сильфон бетонной консоли при ПА Горизонтальна сила кН 2080 2062 Опрокидывающий момент кН.м 188 197 Нагрузки, действующие на нижнее закрепление реактора при ПА Горизонтальна сила кН 3220 3238 Опрокидывающий момент кН.м 3230 3320 Перемещение точек реактора при ПА (мм) Уровень сильфона 2,286 3,16 Уровень «горячей» нитки ГЦТ 1,56 2,11 Уровень нижнего закрепления 0,60 0,73 Рисунок 5 – Зависимость силы действующей на сильфон (слева) и опорную конструкцию (справа) в зависимости от перемещений реактора в месте крепления этих элементов Рисунок 6 – Зависимость реактивной силы от перемещения точки приложения этой силы, а так же деформированное состояние при ПАЗаключение В рамках данной работы проведена оценка прочности опорной конструкции РУ ВВЭР 3 блока Кольской АЭС. Показано, что при расчете опорных конструкций, в тех случаях когда упругий расчет дает отрицательный результат (превышения критерия норм [1] по допускаемым напряжениям), необходимо проводить расчет по несущей способности. Определена предельная нагрузка ПА, и построена диаграмма деформирования сильфона бетонной консоли и опорной конструкции реактора. Показано, что в соответствии с [2] конструкция обладает достаточным запасом прочности в условиях аварии. Результаты данной работы будут использованы при продлении срока эксплуатации реакторного блока № 3 Кольской АЭС.Список литературы1 Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. ПНАЭ Г-7-002-86. – М.: Энергоатомиздат, 1989. 2 Свод Правил и Руководств по опорным конструкциям элементов АЭС с ВВЭР. СПиР-О-2008, ИЦП МАЭ, 2009. 3 Proceedings of the Seminar on Leak Before Break in Reactor Piping and Vessels. U.S. Nuclear Regulatory Commission. Held in Lyon, France October 9-11, 1995.