книги / Прочность конструкций при малоцикловом нагружении

циклового разрушения в процессе эксплуатации требует проведе­ ния дефектоскопического контроля, анализа накопленных по­ вреждений и остаточного ресурса (этап 6). Эти мероприятия стано­ вятся все более актуальными и реализуемыми по мере усложнения конструкций и условий их эксплуатации, развития методов и средств нераэрушающего контроля (рентгеновские, ультразвуко­ вые, люминесцентные, акустические, термовизионные, металло­ физические и другие методы), механических испытаний образцовсвидетелей, контроля истории общей и местной тепловой и меха­ нической нагруженности. Создание автоматизированных систем такого контроля с широким применением мини- и микрокомпью­ теров с универсальными и фиксированными программами обра­ ботки данных контроля и прогнозирования остаточного ресурса становится одной из важных проблем малоцикловой прочности конструкций.

Надлежащее сочетание объема исходной информации о меха­ ническом поведении материалов и напряженности несущих эле­ ментов, методов, средств и точности расчетов и испытаний на ста­ диях проектирования, изготовления и эксплуатации конструкций, систематизация опыта эксплуатации и эксплуатационных повреж­ дений являются основными путями повышения прочности, ресур­ са, маневренности и форсирования режимов.

Настоящая монография, как отмечалось выше, посвящена рассмотрению общих методологических вопросов определения прочности и ресурса наиболее ответственных конструкций, ра­ ботающих в режиме малоциклового нагружения. К таким кон­ струкциям относятся: атомные энергетические реакторы, паровые турбины, летательные аппараты и двигатели, сосуды давления, сварные строительные конструкции, элементы разъемных резь­ бовых соединений. В заключительной части монографии приведена методика расчета на малоцикловую усталость с отражением роли основных конструктивных, технологических и эксплуатационных факторов.

Эта монография является продолжением серии предыдущих монографий по вопросам малоцикловой прочности:

—по основам расчета и испытаний материалов и элементов конструкции при малоцикловом нагружении [24];

—по определению максимальных местных упругопластиче­ ских деформаций и анализу кинетики полей деформаций в зонах концентрации напряжений [251;

—по основным закономерностям высокотемпературного мало­

циклового деформирования и разрушения [26];

— по уравнениям состояния при простых и сложных режимах термомеханического малоциклового нагружения [27].

В настоящей монографии, использующей общие закономерно­ сти малоциклового деформирования и разрушения, которые были проанализированы в [24—27], показаны особенности условий ра­ боты перечисленных выше конструкций, возможные типы их экс­ плуатационных повреждений, закономерности механического

21

поведения применяемых материалов, развитие методов расчета статической и малоцикловой прочности, а также пути повышения прочности и ресурса.

Литература к главе 1

1. Пономарев С. Д. и др. Расчеты на прочность в машиностроении. М.: Машгиз, 1959. Т. I—III.

2.Сервисен С. В ., Когаев В. П., Шнейдерович Р. М. Несущая способность

ирасчеты деталей машин на прочность. М.: Машиностроение, 1975,

с.488.

3.Писаренко Г. С. и др. Прочность материалов и элементов конструкций в экстремальных условиях. Киев: Наук, думка, 1981, т. I—II, с. 1306.

4.Когаев В. П. Расчеты на прочность при напряжениях, переменных во времени. М.: Машиностроение, 1977, с. 231.

5.Работное Ю. Н. Ползучесть элементов конструкций. М.: Наука, 1966,

с.752.

6.Разрушение / Под ред. Г. Либовица. М.: Мир; Машиностроение, 1973— 1976. Т. 1—7, 3216 с.

7.Махутов Н. А. Сопротивление элементов конструкций хрупкому раз­ рушению. М.: Машиностроение, 1973, с. 201.

8.Москвитин В. В. Пластичность при переменных нагружениях. М.: Изд-во МГУ, 1965, с. 263.

9.Шнейдерович Р. М. Прочность при статическом и повторно-статическом нагружениях. М.: Машиностроение, 1968, с. 343.

10.Мэнсон С. Температурные напряжения и малоцикловая усталость. М.: Машиностроение, 1974, с. 344.

11. Биргер И.	А.	ж др. Термопрочность деталей машин. М.: Машинострое­
ние, 1975,	с.	455.

12.Нормы расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, со­ судов и трубопроводов атомных электростанций, опытных и исследова­ тельских ядерных реакторов и установок. М.: Металлургия, с. 406.

13.Boiler and Pressure Vessel Code, ASME. N. Y., 1977, p. 376.

14.Гохфелъд Д. A . Несущая способность конструкций в условиях теплосмен. М.: Машиностроение, 1970, с. 263.

15.Баландин Ю. Ф. Термическая усталость в судовом машиностроении. Л.: Судостроение, 1967, с. 287.

16.Отражало В. А . Циклическая прочность и ползучесть металлов при ма­ лоцикловом нагружении в условиях низких и высоких температур. Киев: Наук, думка, 1978, с. 238.

17.Hertzberger R. W. Deformation and Fracture Mechanics of Engineering Materials. N. Y.: John Willey and Sons, 1976, p. 605.

18.Sandor B. Strength of Materials. N. Y.: Prantice-Hall, 1978, p. 386.

19.Всесоюзный рабочий симпозиум по вопросам малоцикловой устало­ сти.— Докл. КПП. Каунас, 1971.

20.Материалы Всесоюз. рабочего симпоз. по малоцикловой усталости при высоких температурах. Челябинск: ЧПИ, вып. I—IV, 1974, с. 429.

21.Малоцикловая усталость элементов конструкций.— В кн.: Тез. Всесоюз.

симпоз. Паланга, 1979, вып. I—III, с. 399.

22.Nyzkoziklova a vysokocyklova unava materialu, Karlovy Vary, SVUM, 1978, s. 276.

23.Махутов H. A . Деформационные критерии разрушения и расчет эле­

ментов конструкций на прочность. М.: Машиностроение, 1981, с. 272. 24. Серенсен С. В., Шнейдерович Р. М ., Гусенков А . П. и др. Прочность при

малоцикловом нагружении. М.: Наука, 1975, с. 285.

25.Серенсен С. В., Шнейдерович Р. М ., Махутов И. А . ждр. Поля деформа­ ций при малоцикловом нагружении. М.: Наука, 1979, е. 277.

26.Гусенков А . П. Прочность при изотермическом и неизотермическом ма­ лоцикловом нагружении. М.: Наука, 1979, с. 295.

27.Махутов Н. А ., Гаденин М. М., Гохфелъд Д. А . и др. Уравнение состоя­ ния при малоцикловом нагружении. М.: Наука, 1981, с. 245.

22

Глава 2

МАЛОЦИКЛОВАЯ ПРОЧНОСТЬ ЭЛЕМЕНТОВ АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ

§1. ОСОБЕННОСТИ КОНСТРУКТИВНЫХ ФОРМ

ИУСЛОВИЙ НАГРУЖЕНИЯ АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ

Вопросы малоцикловой прочности, как отмечалось выше, в значи­ тельной степени получили свое развитие в связи с задачами обес­ печения прочности и ресурса энергетических и авиационных кон­ струкций. При этом наибольшее значение они имели при разра­ ботке и создании атомных энергетических реакторов.

В атомной энергетике в настоящее время наибольшее распро­ странение получили водо-водяные реакторы корпусного типа ВВЭР, канальные реакторы типа РБМК и реакторы на быстрых нейтронах типа БН [1]. Эти реакторы имеют существенное раз­ личие в конструктивных формах и в условиях эксплуатации [2].

Энергетические мощности действующих энергетических реак­ торов типа ВВЭР составляют от 200 (ВВЭР 210) до 1000 МВт (ВВЭР 1000) при тепловых мощностях в 3—3,5 более высоких, чем электрические. Давление в первом контуре составляет от 100 до 160 кГ/см2 (10—16 МПа), а давление пара перед турбиной — от 30 до 60 кГ/см2 (3—6 МПа). Температура теплоносителя на выходе из реактора лежит в диапазоне от 270 до 330° С. Атомные энерге­ тические установки типа ВВЭР имеют в качестве основных несу­ щих элементов корпуса реакторов, в которых размещается актив­ ная зона (рис. 2.1) с размерами: эквивалентный диаметр 2900— 3100 мм, высота 2500—3500 мм. Корпуса реакторов имеют диа­ метры от 3800 до 4500 мм при высоте от 12 000 до 16 500 мм. Тол­ щина корпусов в активной зоне составляет от 100 до 220 мм, а в зоне фланца главного разъема — от 250 до 500 мм.

Теплоноситель (вода реакторной очистки) поступает из глав­ ных циркуляционных трубопроводов под давлением от насосов через входные патрубки корпуса реактора в пространство между внутренней стенкой корпуса й активной зоной, опускается вниз, проходит через систему отверстий в шахте к тепловыделяющим элементам активной зоны. Управление и регулировка активной зоны осуществляются через верхний блок с приводами и блок защит­ ных труб. Нагретый в активной зоне теплоноситель поступает че­ рез выходные патрубки корпуса реактора по главным циркуля­ ционным трубопроводам диаметром 500—800 мм одной из петель (число которых составляет от 4 до 8) в парогенераторы (рис. 2.2). Скорость циркуляции теплоносителя составляет 3—5 м/с. Обра­ зующийся в парогенераторах пар под давлением 30—65 кГ/см1

23

(3—6,5 МПа) поступает в турбо­

генераторы.

Температура

пита­

тельной воды

в

парогенераторах

составляет 190—200° С.

Корпуса

атомных

реакторов

изготавливаются

из

теплоустой­

чивой и радиационностойкой пер­

литной никель-хром-молибден-ва-

надиевой стали N с антикорро­

зионной

аустенитной

наплавкой.

Главные

циркуляционные

тру­

бопроводы

изготавливаются

из

аустенитной

нержавеющей

стали

или

из

перлитной

теплостойкой

стали

с

антикоррозионной плаки­

ровкой.

В газоохлаждаемых реакторах

корпусного

типа цилиндрической

или

сферической

формы, работа­

ющих при температурах от 120

до 390° С и давлениях от 7 до

50 кГ/см2 (0Т7—50 МПа), толщины

стенок

составляют 50—150 мм

(в

отдельных зонах до 300 мм);

диа­

метр

цилиндрических

корпусов

достигает 5000 мм,

а

высота —

10 000

мм,

диаметр

сфериче­

ских корпусов достигает 14 000—

22 000 мм.

реакторах

В

энергетических

канального типа с

электрической

мощностью от

100 до 2000 МВт в

Рис. 2.1. Схема корпуса реакто-

качестве

замедлителя

нейтронов

ра ВВЭР-1000

используется

графит, а теплоно­

1 — корпус; 2 — активная аона;

3 —

сителем является

пар. Генерация

шахта; 4 — блок защитных труб;

5 —

и перегрев пара в

этих реакторах

вход теплоносителя, в — выход

теп­

осуществляются

с

помощью

теп­

лоносителя, 7 — верхний блок с при.

ловыделяющих элементов в отдель­

водами

ных каналах,

число

которых со­

ставляет 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 пли­ ты высотой 600-^2000 мм, изготовленные из листовой низколеги­ рованной стали в виде перекрестных балок со сплошным или несплошным покрытием и системами герметизации. При эксплуата­ ции эти плиты подвергаются действию статических весовых и по­ вторных тепловых нагрузок. Корпус боковой защиты, практи­ чески не подвергается давлению.

24

Рис. 2.2. Принципиальная схема атомной энергетической установки

1 — реактор; 2 — главный циркуляционный насос; з — парогенератор; 4 — турбоге­ нератор

Топливные каналы реактора РБМК-1000 находятся в трубчатых направляющих и изготовлены в верхней и нижней частях из аусте­ нитной нержавеющей стали, а в средней части — из циркониевого сплава. В каналах находятся кассеты с двумя тепловыделяющими сборками с 18 твэлами.

Давление воды в испарительных каналах реактора мощностью 100 МВт составляет около 150 кГ/см2 (15 МПа) при температуре 300—350° С; в пароперегревательных каналах давление находится на уровне 100—120 кГ/см2 (10—12 МПа) при температуре 320— 510° С.

Энергетические реакторы на быстрых нейтронах, способные к воспроизводству ядерного горючего (плутония), имеют электри­ ческие мощности порядка 300—600 МВт (БН-350, БН-600). В ка­ честве теплоносителя в этих реакторах используется жидкий нат­ рий. В отличие от одноконтурных (РБМК) и двухконтурных (ВВЭР) реакторов в реакторах на быстрых нейтронах применена трехконтурная схема: первый и второй контур (реактор — тепло­ обменник — парогенератор) имеют жидкометаллический тепло­ носитель, в третьем контуре (парогенератор — турбина) исполь­ зованы вода и пар. Температура натрия в первом контуре на входе 370—380°, на выходе 500—580° С, температура натрия во втором контуре 270—520, температура пара перед турбиной 440—510° С. Давление натрия в первом и втором контуре 6—12 кГ/см2 (0,6— 1,2 МПа), давление пара 50—140 кГ/см2 (5—14 МПа). Диаметр корпусов реакторов БН изменяется в пределах 3100—8000 мм, а высота — от 4200 до 12 000 мм. Мощный реактор БН-600 имеет интегральную («баковую») компоновку: активная зона, насосы и промежуточные теплообменники расположены в одном корпусе

25

Рис. 2.3. Схема канального реактора типа РБМК-1000

1 — активная зона; 2 — комму­ никация подводки воды; з — ком­ муникация отвода пароводяной смеси; 4 — сепаратор; 5 — насос;, 6 — перегрузочная Машина

Рис. 2.4. Схема реактора БН-600

1 — поворотные пробки; 2 — верхняя неподвижная защита; 3 — теплообменник; 4 — центральная колонка с механизмами системы управления защитой; 5 — механизм пе“ регрузки; 6 — опорный пояс; 7 — корпус реактора; 8 — насос; 9 — электродвигател ь

(рис. 2.4). Теплоноситель от промежуточных теплообменников подается через три петли к парогенераторам.

Корпус реактора и теплообменники изготовлены из аустенит­ ной нержавеющей стали: весовые нагрузки от реактора и теплооб­ менников передаются на опорный пояс, установленный внутри корпуса.

27

Толщина несущих конструкций первого и второго контура в связи с невысоким давлением жидкометаллического теплоноси­ теля составляет от 30 до 60 мм; максимальная толщина элемен­ тов разделительной камеры реактора составляет около 80 мм.

§ 2. УСЛОВИЯ МАЛОЦИКЛОВОГО НАГРУЖЕНИЯ АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ

Из краткого анализа (см. § 1) конструктивных форм и условий экс­ плуатации атомных реакторов трех основных типов (ВВЭР, РБМК, БН) следует, что диапазон механических и тепловых на­ грузок на стационарных режимах для них существенно различен: давления изменяются от 6 до 160 кГ/см2 (0,6—16 МПа), температу­ ры — от 270 до 580° С. При испытательных и нестационарных ре­ жимах, а также при срабатывании систем аварийной защиты мак­ симальные давления могут достигать 190—200 кГ/см2 (19—20 МПа), а температуры — 600 620° С. Толщины стенок несущих элемен­ тов корпусов составляют 100 -т-500 мм для реакторов ВВЭР, 30

80 мм для реакторов БН, 2~ 6 мм для канальных элементов реак­ торов РБМК. Время работы реакторов между перегрузками со­ ставляет от 1200-^3500 ч для реакторов БН до 5200 -ь 7000 для реакторов ВВЭР. Общий проектный временной ресурс работы реакторов составляет 30^-40 лет (2,5-105-г-3,5-105 ч).

Спектр малоцикловых нагрузок в атомных энергетических ре­ акторах (типа ВВЭР) определяется 13, 4]:

—программными и аварийными пусками и остановами с чис­ лом повторений 100—500;

—гидроиспытаниями повышенным давлением с числом по­ вторений 40—150;

—изменением мощности от 50 до 100% с числом повторений 2000-15 000;

—превышением мощности на 10% от номинальной с числом повторений 100—200;

—изменением мощности на 5% с числом повторений до 20 000;

—остановами в связи с выключением турбин с числом повто­ рений до 40;

—срабатыванием систем глубокого аварийного расхолажива­ ния с числом повторений в пределах 10.

Кроме того, циклические изменения местных напряжений с накопленным числом циклов 105 -т-107 и более возникают от гид­ родинамических и температурных пульсаций теплоносителя с ча­ стотами 5 -^30 Гц. Возникновение вибраций внутри корпусных устройств и трубопроводов с частотами 10-f-200 Гц приводит к появлению дополнительных вибрационных напряжений с на­ копленным числом циклов 10®—1012.

Выполненный к настоящему времени большой цикл работ по исследованию напряженного состояния несущих элементов ре­ акторных конструкций [2, 4—7] показал, что теоретические коэф­ фициенты напряжений в зонах патрубков при рациональных кон­

28

структивных формах могут быть снижены до 1,6 -н-2,0, а максималь­ ные теоретические коэффициенты концентрации — на уровне 3,0-г- н-4,5 для наклонных неусиленных отверстий в крышках и днище, а также в основании витков резьбы шпилек главного разъема и фланцев. Высокая концентрация напряжений указанного выше уровня возникает у сварных швов с неполным проплавлением (так называемые щелевые сварные швы), используемых для присоеди­ нения направляющих стаканов к крышкам торовых и других уплотнений.

Сочетание постоянных и переменных механических и теп­ ловых нагрузок с концентрацией напряжений приводит к повы­ шенной местной нагруженности циклического характера, разви­ вающейся 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.

Циклический характер тепловых режимов работы атомных реакторов обусловливает неравномерное распределение темпе­ ратур между сопрягаемыми элементами (например, фланец кор­ пуса — крышка — шпильки — нажимное кольцо в зоне главного разъема реактора ВВЭР), а также по длине и толщине рассмат­ риваемого элемента. Эта неравномерность распределения темпе­ ратур является источником возникновения температурных напря­ жений с различными градиентами в пределах рассматриваемого сечения.

Широкое применение разнородных материалов в атомных реак­ торах (перлитная сталь — нержавеющая сталь, циркониевые сплавы — нержавеющие стали), имеющих различные коэффициен­ ты линейного расширения, сопряжено с возникновением соответ­ ствующих температурных напряжений как при изотермических, так и при неизотермических условиях. Эти напряжения достигают наибольших величин в антикоррозионных наплавках корпусов реакторов при их аварийном расхолаживании.

Элементы реакторов в районе активной зоны вследствие радиа­ ционного распухания могут испытывать действие дополнитель­ ных напряжений (преимущественно статического характера), величины которых определяются условиями совместного дефор­ мирования. Такие напряжения достигают относительно высоких значений для элементов графитовой кладки реакторов РБМК, а также для несущих частей тепловыделяющих элементов реак­ торов.

Таким образом, важное значение для определения сопротив­ ления циклическому нагружению энергетических реакторов имеют такие факторы конструктивного, технологического и эксплуата­ ционного характера, как повторность и длительность нагружения, максимальные температуры и размахи изменений температур, концентрация напряжений, температурные и остаточные напря­ жения, наложение на низкочастотные циклы эксплуатационных напряжений от изменения режимов высокочастотных напряжений,

29

обусловленных гидродинамикой и термопульсациями потока теп­ лоносителя и вибрациями.

Кроме этих факторов, для несущих элементов реакторов в рай­ оне активной зоны большое влияние на прочность и ресурс может оказывать накопление радиационных повреждений, при инте­ гральных потоках до 102I-H1026 нейтрон/м2, приводящее к повыше­ нию сопротивления пластическим деформациям и снижению рас­ полагаемой пластичности. Аналогичное по направленности изме­ нение механических свойств связано с накоплением повреждений •от деформационного старения (малоуглеродистые и низколегиро­ ванные перлитные стали для корпусов и опорных конструкций реакторов ВВЭР и РБМК, парогенераторов, компенсаторов объ­ ема, аустенитные нержавеющие стали для реакторов БН). Тепло­ носитель (вода, газ, жидкий металл) и пар при существующих спо­ собах очистки могут вызывать различные по интенсивности кор­ розионные повреждения (общую и местную коррозию), связанные с повышением номинальных и местных напряжений и ускорением образования начальных трещин.

Одним из наиболее важных факторов, определяющих ресурс безопасной эксплуатации реакторов, является исходный уровень технологических дефектов (горячие и холодные сварочные и на­ плавочные трещины, поры, шлаковые включения, расслоения, не­ металлические включения и др.). Эти дефекты регламентируются соответствующими правилами и нормами дефектоскопического контроля.

Перечисленные выше обстоятельства делают необходимым оп­ ределение сопротивления несущих элементов малоцикловому на­ гружению и разрушению как на стадии проектирования, так и на стадиях изготовления и эксплуатации. При этом используются нормированные методы расчета [5, 8], современные методы расче­ тов (МКЭ, МКР) с применением ЭВМ, испытания моделей и уз­ лов, а также натурные испытания [1—4, б, 7].

Циклическое нагружение несущих элементов реакторов ме­ ханическими, тепловыми, гидродинамическими и вибрационными усилиями может вызывать образование трещин в антикоррозион­ ной наплавке и узлах крепления внутрикорпусных устройств [9, 10]. Обобщение данных о повреждениях атомных реакторов по­ казывает [10], что около 40% обнаруженных трещин связано с цик­ лическим повреждением, около 30% — с коррозионно-механиче­ ским, около 1 5 % — с начальной технологической дефектностью.

§ 3. ПРЕДЕЛЬНЫЕ СОСТОЯНИЯ И МЕТОДЫ РАСЧЕТА МАЛОЦИКЛОВОЙ ПРОЧНОСТИ

ИРЕСУРСА АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ

Всоответствии с действующими нормами расчетов на прочность [5, 8] для атомных реакторов в качестве основных принимаются следующие предельные состояния:

—вязкое разрушение;

30