Modelling of residual stresses, radiation swelling and stressed state of in-service WWER-1000 reactor baffle

Abstract

При выполнении работ по продлению ресурса внутрикорпусных устройств реактора ВВЭр-1000 на втором энергоблоке Южноукраинской аЭс возник вопрос о влиянии остаточных сварочных напряжений в выгородке на величину радиационного распухания. В институте электросварки им. е.о. Патона НаНУ, г. Киев, разработана и реализована математическая модель определения остаточного напряженно-деформированного состояния выгородки реактора ВВЭр-1000 при электрошлаковой сварке с последующей термообработкой, а также модель расчета радиационного распухания выгородки с учетом радиационной ползучести. По результатам математического моделирования можно сказать, что напряженное состояние выгородки после 60 лет эксплуатации, посчитанное с учетом остаточных сварочных напряжений, близко к результатам, полученным по модели без учета сварки. В данной работе рассматривается релаксация остаточных сварочных напряжений в выгородке ВВЭр-1000 под действием радиационного облучения и выводится зависимость их величины от времени в процессе эксплуатации. библиогр. 15, табл. 3, рис. 11.

Influence of the heat transfer coefficient on the level of residual stress after heat treatment of the VVER-1000 reactor baffle

“…1. Зазвичай, при розрахунковому обґрунтуванні продовження ресурсу ВКП ВВЕР-1000 технологічні залишкові напруження після зварювання і наступної термообробки не враховують [1,2], так як вважається, що їх рівень досить низький [3] та не впливає на НДС конструкції в цілому.…”

“…1. Товщина вигородки в зоні зварних з'єднань 70 мм, ширина з'єднань становить приблизно 30 мм, потужність джерела зварювання 9 кВт, максимальна температура рідкометаличної ванни складає 2000°С, швидкість зва-рювання 0,42 мм/с [3]. Тепловий ККД процесу електрошлакового зварювання при моделюванні був прийнятий на рівні 85%.…”