РАЗДЕЛ 2
ОСОБЕННОСТИ РАБОТЫ КОНСТРУКЦИЙ С ПОСТУЛИРУЕМЫМИ
РАСЧЕТНЫМИ ДЕФЕКТАМИ ПРИ ЭКСТРЕМАЛЬНЫХ УСЛОВИЯХ
НАГРУЖЕНИЯ
2.1. Влияние на трещину термонапряженного состояния, характерного для экстремальных условий нагружения
2.1.1. С фактами разрушения основных элементов авиационных ГТД приходится сталкиваться на различных стадиях создания, доводки и эксплуатации двигателей. Выявленные трещины в деталях авиационных ГТД могли привести или приводили к возникновению аварийных ситуаций.
Трещина, устойчиво развивающаяся в детали, может стать причиной разрушения, если в нормальных условиях эксплуатации она достигнет критического размера, или же произойдет непредусмотренное ("запроектное") нарушение нормальных условий эксплуатации, создающее дополнительные нагрузки на трещину (помпаж или другая термосиловая перегрузка, резкий вираж и т. п.). При таких повышенных нагрузках критический размер трещины, естественно, окажется меньшим, чем для нормальных условий эксплуатации. Если же трещина в детали не испытала на себе влияние перегрузки, то она может продолжать устойчиво развиваться еще достаточно длительное время. При этом её критический размер в несколько раз будет превышать размер, соответствующий ситуации с нарушением нормальных условий эксплуатации. Из сказанного следует, что для предупреждения возникновения возможности развития аварийной ситуации, связанной с распространением трещин и разрушением детали, необходимо в первую очередь определить критические размеры трещин при всех возможных условиях нагружения детали в нормальных условиях эксплуатации, а также при экстремальных условиях нагружения (возможных нарушениях нормальных условий эксплуатации или аварийных ситуациях). Исходя из полученных критических размеров трещины, можно проводить анализ условий и продолжительности её развития до критических размеров, а также назначать сроки и уровень качества дефектоскопического контроля.
Приступая к рассмотрению поставленной задачи исследования, прежде всего, необходимо выяснить особенности влияния на трещину термонапряженного состояния, характерного для возможных экстремальных условий нагружения. Первоначально такой анализ был проделан автором применительно к корпусу энергоустановки типа ВВЭР-440 для АЭС при аварийной ситуации, связанной с разрывом главного циркуляционного трубопровода. Затем, основываясь на полученных результатах, в настоящей работе нами была поанализирована возможность возникновения сходных характерных особенностей, присущих экстремальным условиям нагружения, применительно к деталям роторов авиационных ГТД.
2.1.2. В литературе, например [103 - 105], детально описаны устройство и принцип действия ядерных энергоустановок с ВВЭР. Наиболее опасными экстремальными условиями нагружения элементов реактора являются анализируемые в проектах энергоустановок аварийные ситуации. В частности, особенности работы корпусов реакторов этих энергоустановок в случае возникновения аварийных ситуаций заключаются в следующем.
Под аварийной ситуацией в атомной энергетике подразумевается такое нарушение работы оборудования атомной электростанции (системы управления и защиты реактора, первого контура, второго контура, электрических систем и т. д.), которое, если не принять соответствующих защитных мер, может привести либо к повреждению активной зоны, либо к выходу радиоактивных продуктов за пределы электростанции. Современная атомная энергетика развивается, в основном, за счет ввода в действие АЭС с реакторами типа ВВЭР, получивших широкое применение в странах СНГ и "дальнего зарубежья" (за рубежом реакторы водо-водяного типа обозначаются PWR). Введение на АЭС с ВВЭР системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ), увеличивая с одной стороны безопасность эксплуатации АЭС с позиций активной зоны, с другой стороны ведет к возникновению опасности хрупкого разрушения корпуса реактора, так как от САОЗ в корпус поступает холодная (в сравнении с температурой основного теплоносителя) вода, которая попадает через специальные патрубки на горячие стенки корпуса и резко охлаждает их. В современных проектах рассматривается широкий спектр вариантов охлаждения стенок корпуса реактора водой САОЗ в сочетании с различными величинами действующего внутреннего давления в зависимости от величины аварийной течи. Расширение спектра аварий, рассматриваемых в анализах безопасности АЭС, заставляет пересматривать оценки долговечности корпусов, выполненные во время их проектирования. При этом важное значение имеет характер температурного воздействия холодной воды на корпус реактора.
Корпус реактора представляет собой сварной вертикальный цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем, изготовленный из хромомолибде-нованадиевой стали и в большинстве случаев, с целью защиты от коррозии, покрытый антикоррозионной наплавкой на внутренней поверхности, имеющей в верхней части два ряда патрубков и закрывающейся сверху крышкой.
На первом этапе развития реакторные установки не имели системы аварийного охлаждения зоны (системы САОЗ) на случай крупных аварий разрыва первого контура.
В дальнейшем реакторные установки АЭС стали снабжаться системами САОЗ: устройствами и системами для предотвращения расплавления активной зоны и опасного распространения радиоактивных продуктов деления (локализующими системами типа защитных оболочек, барботирующих систем), рассчитанными на крупные аварии, включая разрыв самого крупного трубопровода первого контура, который является максимальной ядерно-опасной и радиационно-опасной аварией.
Наряду с максимальной аварией в проектах АЭС рассматривается целый ряд других постулируемых аварийных ситуаций с разгерметизацией первого и второго контуров, которые могут приводить к термическому воздействию на корпус реактора, неблагоприятному с точки зрения сопротивления хрупкому разрушению. Указанное термические воздействие определяется либо подачей "холодной" воды от САОЗ (насосы высокого и низкого давления и гидроемкости), либо резким охлаждением те