首页> 外文OA文献 >Перераспределение остаточных сварочных напряжений во внутрикорпусной шахте реактора ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации
【2h】

Перераспределение остаточных сварочных напряжений во внутрикорпусной шахте реактора ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации

机译:运行期间VVER-1000反应堆内壳中残余焊接应力的重新分布

摘要

Выгородка реактора подвержена высоким дозам радиационного облучения, что при эксплуатации приводит к ее распуханию и формоизменению. Давление выгородки на шахту изнутри создает дополнительные напряжения в зоне контак та. Остаточные сварочные напряжения также могут существенно влиять на уровень напряженного состояния стенкиud шахты, что необходимо учитывать при оценке работоспособности внутрикорпусного устройства при продлении срокаud эксплуатации реактора ВВЭР-1000. Таким образом, актуальной задачей является оценка напряженного состояния воud внутрикорпусной шахте в области ее контакта с выгородкой, особенно если место контакта совпадает с зоной сварногоud соединения. Целью настоящей работы является изучение напряженного состояния в зоне сварных швов внутрикорпусной шахты реактора ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации с учетом радиационного распухания и контактного взаимодействия выгородки и шахты. Задача решена методом конечных элементов в двухмерной постановке с применениемud современных математических моделей радиационного распухания и изменения механических свойств стали 08Х18Н10Т.ud Расчеты показывают, что влияние одних лишь температурных деформаций не вызывает высоких напряжений в стенкеud шахты. Степень перераспределения напряжений в стенке шахты за счет радиационного распухания зависит от остаточных сварочных напряжений. Наибольший вклад в напряженное состояние стенки внутрикорпусной шахты за 60 летud эксплуатации дают окружные и осевые напряжения, обусловленные контактным взаимодействием шахты с выгородкой. Напряжения в сварных швах внутрикорпусной шахты в конце продленного срока эксплуатации (60 лет) близки кud значениям предела текучести облученного материала. Остаточные сварочные напряжения могут существенно влиятьud на уровень напряженного состояния стенки шахты, что следует учитывать при оценке работоспособности внутрикорпусного устройства при продлении срока эксплуатации реактора ВВЭР-1000.
机译:反应堆挡板承受高剂量的辐射,在运行过程中会导致其膨胀和形状变化。挡板从内部在轴上的压力会在接触区域产生额外的应力。残余焊接应力也会显着影响矿井壁的应力状态ud,在评估VVER-1000反应堆运行期间内壳的可操作性时必须考虑到这一点。因此,当务之急是评估内部矿井与挡板接触区域的应力状态,尤其是当接触点与焊接接头区域重合时。这项工作的目的是研究VVER-1000反应堆内壳在操作过程中的应力状态,同时考虑到辐射膨胀和隔板与竖井之间的接触相互作用。使用二维现代数学模型,使用辐射膨胀和改变08X18H10T钢的力学性能的二维数学模型,通过有限元方法以二维公式解决了这一问题。 Ud计算表明,仅温度变形的影响不会在ud轴壁上产生高应力。由于辐射膨胀导致的井壁应力的重新分布程度取决于残余焊接应力。在60年的作业中,内部矿井壁的应力状态的最大贡献是由于矿井与隔板之间的相互作用而产生的周向和轴向应力。延长使用寿命(60年)结束时,内壳焊缝中的应力接近已辐照材料的屈服强度。残余焊接应力会严重影响井壁的应力状态,在评估内部壳体的可操作性同时延长VVER-1000反应堆的使用寿命时,应将其考虑在内。

著录项

相似文献

  • 外文文献
  • 中文文献
  • 专利

客服邮箱:kefu@zhangqiaokeyan.com

京公网安备:11010802029741号 ICP备案号:京ICP备15016152号-6 六维联合信息科技 (北京) 有限公司©版权所有
  • 客服微信

  • 服务号