книги / Прочность конструкций при малоцикловом нагружении
..pdfциклового 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