Details

Дипломная работа посвящена анализу усталостного разрушению корпуса реактора типа ВВЭР-1200. Основная цель работы заключается в определении срока эксплуатации корпуса под воздействием механических и термических нагрузок, а также определение точек, которые наиболее уязвимы к усталостному разрушению. В ходе исследования были выполнены следующие задачи: 1. Созданы 3D-модели элементов корпуса реактора. 2. Проведена валидация программного обеспечения Ansys 2024 R1. 3. Выполнен расчет эквивалентных напряжений, возникающих под воздействием давления теплоносителя при различных режимах. 4. Выполнен анализ термических нагрузок, вызванных перепадами температур в процессе эксплуатации. 5. Осуществлено комбинированное моделирование, учитывающее термические циклы и механическое воздействие, которое позволяет определить амплитуду напряжений для последующей оценки усталостного разрушения. Результаты исследования показали, что расчеты на основе лишь механических нагрузок являются недопустимы ввиду того, что максимальные напряжения достигаются в патрубках нижней обечайки, что противоречит конструкции реактора, а также полученные значения срока эксплуатации являются крайне завышенными. Учет термических циклов привел к значительному сокращению оценочного срока службы реактора, что вызвано ускоренным накоплением усталостных повреждений. Выявлено, что наиболее опасные зоны конструкции располагаются в боковых областях патрубков горячей нитки. Выводы работы подтверждают, что корпус реактора, с учетом всех эксплуатационных нагрузок в штатном режиме способен выдержать 700 циклов до усталостного разрушения. Это обеспечивает долговечность эксплуатации при ограниченном количестве остановов, однако указывает на несовершенство расчета, при добавлении которых можно получить более реальную картину усталостного разрушения.

The diploma thesis is devoted to the analysis of fatigue failure of the WWER-1200 reactor vessel. The main objective of the work is to determine the service life of the vessel under the influence of mechanical and thermal loads, as well as to determine the points that are most vulnerable to fatigue failure. The following tasks were completed during the study: 1. 3D models of reactor vessel elements were created. 2. Ansys 2024 R1 software was validated. 3. Equivalent stresses arising under the influence of coolant pressure in various modes were calculated. 4. Thermal loads caused by temperature changes during operation were analyzed. 5. Combined modeling was performed taking into account thermal cycles and mechanical impact, which allows determining the stress amplitude for subsequent assessment of fatigue failure. The results of the study showed that calculations based only on mechanical loads are unacceptable due to the fact that maximum stresses are achieved in the lower shell nozzles, which contradicts the reactor design, and the obtained service life values are extremely overestimated. Taking into account thermal cycles led to a significant reduction in the estimated service life of the reactor, which is caused by the accelerated accumulation of fatigue damage. It was found that the most dangerous areas of the structure are located in the lateral areas of the hot leg nozzles. The conclusions of the work confirm that the reactor vessel, taking into account all operational loads in the normal mode, is capable of withstanding 700 cycles before fatigue failure. This ensures long-term operation with a limited number of shutdowns, but indicates the imperfection of the calculation, the addition of which can produce a more realistic picture of fatigue failure.