Аналіз міцності захисної оболонки реактора протягом зміни температури та тиску, спричинених аварією

Abstract

Розроблено розрахункову модель реакторного відділення в цілому та його захис­ ну оболонку з використанням оболонкових скінченних елементів на базі розра­ хункового комплексу SCAD, що дає змогу задавати будь-які зусилля в будь-якому з 36 арматурних канатів купола і в будь-якому з 96 арматурних канатів циліндра захисної оболонки. Розраховано зусилля в арматурних канатах, які забезпечують міцність і герметичність залізобетонних конструкцій захисної оболонки при мак­ симальній проектній аварії для усіх комбінацій температур і надлишкових тисків протягом 10 год аварії.

Разработана расчетная модель защитной оболочки и ре­ акторного отделения в целом с использованием оболочечных конечных элементов на базе расчетного комплекса SCAD, ко­ торая позволяет задавать любые усилия в любом из 36 арма­ турных канатов купола и в любом из 96 арматурных канатов цилиндра защитной оболочки. Определены расчетом усилия в арматурных канатах, которые обеспечивают прочность и гер­ метичность железобетонных конструкций защитной оболоч­ ки при максимальной проектной аварии для всех комбинации температур и избыточных давлений в течение 10 ч аварии.

A containment shell (CS) is used in the localizing safety systems (LSS) and in the sealed enclosure (SE) of the NPP reac­ tor buildings with VVER-1000 reactors to prevent the release of radioactive substances from the reactor building into the envi­ ronment in the case of a reactor or steam line accident. The reinforced concrete structures of the dome and the cylindrical part of the CS are prestressed with steel strands (PS) to provide the strength and tightness of the CS in the case of an accident. W hen the strands are tensioned with a force creating stresses in the wires that exceed the low cycle fatigue strength of steel, stress relaxation occurs (loss of forces in the strands) dur­ ing the operation, which makes it necessary to tension periodi­ cally the strands to the design values of the forces. The length of the strand wires increases during the tensioning, which reduces their deformation limit. W hen the deformation limit is exceed­ ed due to the tensioning of the PS, they can rupture, even if the stress does not exceed the yield strength of steel. The task is to calculate such minimum forces in the PS of the dome and the cylindrical part of the CS that will provide the strength and tightness of the CS in the case of a maximum design basis accident and to create stresses in the PS wires not exceeding the low cycle fatigue strength of steel, or, even better, not exceeding the high cycle fatigue strength of steel. The design model of the protective shell and the reactor compartment in general with the use of shell finite elements on the basis of SCAD SC is developed, which allows you to set any effort in any of 36 reinforcing ropes dome and in any of 96 reinforcing ropes containment cylinder. The calculation of the effort in the reinforcing rope, which provides the strength and tightness of reinforced concrete structures with maximum design basis accident for all combinations of temperatures and excess pressure during 10 hours of the accident. The magni­ tudes of the forces in the reinforcing ropes, which ensure the strength of reinforced concrete structures in the event of a maximum design basis accident, are determined. It was es­ tablished that the m inim um forces (net) in the reinforcing ropes of the cylinder of the protective shell of the reactor are 7.8 MN, and in the AK dome are 7.6 MN., which provide the strength and tightness of the reinforced concrete structures of the cylindrical part of the protective shell of the reactor VVER-1000 for all possible combinations of temperatures and overpressure within 10 hours of maximum design basis accident.