Обеспечение прочности и ресурса реакторных установок с водо-водяными энергетическими реакторами

Техническая физика 
и энергомашиностроение

К 150-летию Научно-учебного комплекса
«Энергомашиностроение»

Редакционный совет

А.А. Александров председатель, доктор технических наук

А.А. Жердев 
зам. председателя, доктор технических наук

В.Л. Бондаренко доктор технических наук

А.Ю. Вараксин 
доктор физико-математических наук, член-корреспондент РАН

К.Е. Демихов 
доктор технических наук 

Ю.Г. Драгунов 
доктор технических наук, член-корреспондент РАН

В.И. Крылов 
кандидат технических наук

М.К. Марахтанов доктор технических наук

В.А. Марков 
доктор технических наук

С.Е. Семёнов 
кандидат технических наук

В.И. Хвесюк 
доктор технических наук

Д.А. Ягодников 
доктор технических наук 

Ю.Г. Драгунов

Обеспечение прочности 
и ресурса реакторных установок 
с водо-водяными 
энергетическими
реакторами

УДК 669.296.621.039
ББК 31.46
      Д 72

Рецензент

член-корреспондент РАН Н.А. Махутов

Драгунов, Ю. Г.
Обеспечение прочности и ресурса реакторных установок 
с водо-водяными энергетическими реакторами : учебное 
пособие / Ю. Г. Драгунов. — Москва : Издательство МГТУ 
им. Н. Э. Баумана, 2018. — 252, [4] с. : ил.

ISBN 978-5-7038-4831-9

Изложены подходы к обоснованию безопасности реакторных 
установок с водо-водяными энергетическими реакторами, в частности 
прочности оборудования, с учетом нагрузок и изменений свойств 
материалов в условиях нормальной эксплуатации и при авариях. 
Рассмотрены вопросы управления ресурсом критических элементов 
оборудования реакторных установок с водо-водяными энергетическими 
реакторами. 
Пособие в первую очередь адресовано студентам специальности 
«Ядерные реакторы и материалы», может быть полезно для студентов 
и аспирантов, обучающихся по направлению подготовки «Ядерная 
энергетика и технологии», а также специалистов, работающих в 
области создания оборудования для ядерной индустрии.

УДК 669.296.621.039

 
 
 
 
 
 
      ББК 31.46

Д 72

 
© Драгунов Ю.Г., 2018

 
© Оформление. Издательство

ISBN 978-5-7038-4831-9 
МГТУ им. Н.Э. Баумана, 2018 

Оглавление

Предисловие.................................................................................................. 6
Принятые.сокращения................................................................................. 9
Введение..Обеспечение.безопасности.атомных
электрических.станций.с.водо-водяными
энергетическими.реакторами..................................................................... 11
Вопросы для самопроверки............................................................................ 26

Глава 1..Прочность оборудования реакторных установок 
с водо-водяными энергетическими реакторами ........................................... 27
.
1.1..Роль.прочности.в.обеспечении.безопасности.............................. 27

.
1.2..Характеристики.материалов.реакторных.установок.................... 41

.
1.3..Технологическая.схема.расчетного.обоснования

.
прочности....................................................................................... 70

.
1.4..Учет.опыта.эксплуатации.............................................................. 76

.
1.5..Нагрузки,.действующие.на.оборудование.................................... 81

.
1.6..Экспериментальные.исследования.прочности............................... 119

.
1.7..Обоснование.нормативных.подходов.по.результатам

.
.
исследования.прочности............................................................. 132
Вопросы для самопроверки.......................................................................... 139

Глава 2..Развитие технологий для обоснования прочности реакторных
установок с водо-водяными энергетическими реакторами ........................ 141
.
2.1..Обоснование.сопротивления.хрупкому.разрушению................ 141

.
2.2..Обоснование.допускаемых.размеров.дефектов.......................... 158

.
2.3..Обоснование.концепции.«Течь.перед.разрушением»................ 166

.
2.4..Усталостное.повреждение.оборудования................................... 177

.
2.5..Сопротивление.сталей.коррозионно-усталостному

.
.
разрушению................................................................................. 180

.
2.6..Тепловая.опрессовка.................................................................... 186

.
2.7..Вероятностные.методы.анализа.надежности

.
оборудования............................................................................... 189
Вопросы для самопроверки.......................................................................... 195

Глава 3. Управление ресурсом критических узлов реакторных 
установок с водо-водяными энергетическими реакторами......................... 198
.
3.1..Проектный.срок.службы.............................................................. 198

.
3.2..Управление.ресурсом.парогенераторов.ПГВ-440....................... 199

.
3.3..Управление.ресурсом.парогенераторов.ПГВ-1000..................... 211

.
3.4..Продление.срока.службы.внутрикорпусных.устройств

.
        реактора....................................................................................... 231

Вопросы для самопроверки.......................................................................... 245
Заключение............................................................................................... 247
Литература................................................................................................. 248

Предисловие

В подготовке специалистов, способных эффективно использовать 
накопленный опыт расчетного и экспериментального обоснова-
ния прочности реакторных установок (РУ) с водо-водяными энер-
гетическими реакторами (ВВЭР) в практической деятельности, 
важное место принадлежит результатам исследований Института 
машиноведения (ИМАШ) РАН, Опытно-конструкторского бюро 
(ОКБ) «Гидропресс», ОКБ машиностроения им. И.И. Африкан-
това, Научно-исследовательского и конструкторского института 
электротехники (НИКИЭТ) им. Н.А. Доллежаля, Всероссийско-
го НИИ по эксплуатации атомных электростанций (ВНИИАЭС), 
Центрального НИИ конструкционных материалов (ЦНИИ КМ) 
«Прометей», Центрального НИИ технологии машиностроения 
(ЦНИИТМАШ), Российского федерального ядерного центра 
ВНИИ экспериментальной физики, внесшим важный вклад в об-
основание прочности, разработку методик ее расчета. Исследова-
ние вопросов прочности, ресурса оборудования и трубопроводов 
ВВЭР позволяет обосновать выбор надежных конструктивных ре-
шений, технологии их реализации с учетом изменения характери-
стик материалов под влиянием нейтронно-физических, радиаци-
онных, теплогидравлических процессов.
Целью предлагаемого учебного пособия является формирование 
у студентов, специализирующихся в области конструирования 
оборудования и трубопроводных систем РУ с ВВЭР, углубленных 
знаний, навыков и умений обеспечивать при проектировании прочность 
и герметичность поверхности первого контура и сопряженных 
элементов второго контура, систем нормальной эксплуатации и безопасности, 
ответственных за поддержание проектных параметров 
теплоносителя первого контура, с учетом условий эксплуатации. 
Указанная цель достигается изложением нормативных требований 
к расчету прочности оборудования и трубопроводов РУ с 
ВВЭР, включая расчет сопротивления хрупкому разрушению; системным 
описанием опыта эксплуатации АЭС с ВВЭР и анализом 
причин, вызывающих повреждения элементов поверхности первого 
контура вследствие несовершенства принятых технологических 
и конструкторских решений, методик их расчетного обоснования.
В первой главе учебного пособия анализируется роль прочности 
в обеспечении безопасности АЭС с ВВЭР, обсуждаются вопросы 
разработки конструкционных материалов с требуемыми 

Предисловие

физико-механическими характеристиками и допускаемыми отклонениями 
от номиналов. Приводятся данные о корпусных сталях, 
изменении их характеристик в условиях эксплуатации, методики 
определения вязкости разрушения, ответственной за наступление 
хрупкого состояния материалов. Излагается технология расчетного 
обоснования прочности и учета в расчетах опыта эксплуатации. 
Классифицируются нагрузки, действующие на оборудование в стационарных, 
нестационарных условиях и при нарушениях нормальной 
эксплуатации. Приводятся результаты экспериментального 
исследования напряженно-деформированного состояния (НДС) 
корпусов, коллекторов, трубопроводов в условиях нормальной 
эксплуатации и функционирования систем безопасности, лежащие 
в основе рекомендаций норм прочности.
Вторая глава посвящена методам оценки риска хрупкого разрушения 
элементов оборудования. Анализируются вклад радиационного 
охрупчивания, технологии термической обработки материалов, 
обеспечивающей восстановление их исходных свойств. 
Обсуждаются вопросы допускаемых по условиям прочности и ре-
сурса размеров дефектов. Излагается концепция «Течь перед разрушением», 
описывается опыт ее использования; рассматриваются 
вопросы контроля усталостного повреждения, накопленного в 
процессе эксплуатации. Приводятся экспериментальные данные о 
скорости роста усталостных трещин в воздушной и водной средах и 
путях повышения прочности конструкций с трещинами тепловой 
опрессовкой. Помимо этого приводятся вероятностные методы 
определения интенсивностей отказов оборудования, основанные 
на практике разработки РУ с ВВЭР.
В третьей главе рассматриваются причины повреждения коллекторов 
парогенераторов, их фланцев, шпилечных соединений, 
трубных систем, зафиксированные при эксплуатации РУ с 
ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Приводятся конструктивные решения, 
способствующие управлению повреждениями, описываются использованные 
на практике физические модели критических узлов 
парогенераторов, испытания которых на специальных стендах позволили 
установить причины и условия их повреждений. Подробно 
излагаются вопросы продления срока службы внутрикорпусных 
устройств ВВЭР с учетом влияния нейтронного облучения, цикличности 
нагружения элементов оборудования в условиях эксплуатации, 
требования к качеству теплоносителя.
Информация, важная для понимания вопросов обоснования 
прочности, содержится во введении, где кратко изложены основ-

ные сведения о составе оборудования и систем РУ с ВВЭР, приведены 
нормативные определения состояний РУ.
При изучении настоящего учебного пособия студенты приобретут 
дополнительные знания о видах расчетного обоснования 
прочности РУ с ВВЭР, способах получения необходимых экспериментальных 
данных, касающихся свойств материалов, их изменения 
под влиянием флюенса нейтронов, температуры и химического 
состава водной среды, механических, температурных нагрузок, 
действующих на оборудование и трубопроводы. Студенты смогут 
применять нормативные методы расчета прочности для оценки ресурса 
конкретного оборудования и трубопроводов по различным 
критериям, в том числе критериям хрупкого разрушения, посредством 
расчета развития трещин. Они приобретут умения анализировать 
реальные дефекты конструкции и схематизировать их в 
форме нормативных эллиптических дефектов, оценивать влияние 
качества водного теплоносителя на коррозионные процессы, со-
здавать экспериментальные установки для анализа причин отказов 
элементов оборудования и трубопроводов. 
На базе расчетных методик, приведенных в пособии, студенты 
овладеют методом реализации последовательности расчетного об-
основания прочности с использованием нормативных требований и 
программ, позволяющих установить НДС элементов конструкций, 
трещин в них, смогут предложить технологические решения, восста-
навливающие работоспособность конструкции. Кроме того, студенты 
научатся использовать результаты расчета при создании эксперимен-
тальных установок, необходимые для подтверждения работоспособ-
ности, надежности новых конструкторских решений элементов обо-
рудования, трубопроводов РУ с ВВЭР. Комплексность подхода к 
обоснованию прочности, демонстрируемая в учебном пособии, поз-
воляет студентам и инженерам лучше понимать достоинства и недо-
статки принятых ранее решений, совершенствовать технологии проч-
ностного анализа при разработке новых проектов.
В пособии не только представлен широкий круг задач, решение 
которых обеспечивает высокую надежность и безопасность отече-
ственных АЭС с ВВЭР, но и затронуты вопросы, нуждающиеся 
в дальнейшем изучении и способствующие совершенствованию 
прочностного обоснования реакторов с водой под давлением.
Учебное пособие будет полезным для студентов, аспирантов, 
научных сотрудников, инженеров, интересующихся проблемами 
обеспечения прочности современной техники или желающих ра-
ботать в области ядерных  реакторных технологий.

Предисловие

Принятые сокращения

АС
— атомная станция

АЭС
— атомная электрическая станция

БЗОК
— быстродействующий запорно-отсечной клапан

БЗТ
— блок защитных труб

БРУ-А
— быстродействующая редукционная установка сброса 
пара в атмосферу
БРУ-К
— быстродействующая редукционная установка сброса 
пара в конденсатор

ВВ
— взрывчатые вещества

ВВЭР
— водо-водяной энергетический реактор

ВКУ
— внутрикорпусные устройства

ВРК
— внутриреакторный контроль

ВТК
— вихретоковый контроль

ВХР
— водно-химический режим

ГЦН
— главный циркуляционный насос

ГЦТ
— главный циркуляционный трубопровод

ЗПА
— запроектная авария

ИПУ
— импульсное предохранительное устройство

КИН
— коэффициент интенсивности напряжений

КРН
— коррозионное растрескивание под напряжением

МКК
— межкристаллитная коррозия

МКРН
— межкристаллитное коррозионное растрескивание 
под напряжением

МПА
— максимальная проектная авария

МРЗ
— максимальное расчетное землетрясение

НДС
— напряженно-деформированное состояние

НИОКР — научно-исследовательские и опытно-конструкторские 
работы

ННУЭ
— нарушение нормальных условий эксплуатации

НУЭ
— нормальные условия эксплуатации

ОИАЭ
— объекты использования атомной энергии

ООБ
— отчет по обоснованию безопасности

ПА
— проектная авария

ПЗ
— проектное землетрясение

РУ
— реакторная установка

САОЗ
— система аварийного охлаждения активной зоны

СБВБ
— система быстрого ввода бора

СПОТ
— система пассивного отвода теплоты

СУЗ
— система управления и защиты

СХР
— сопротивление хрупкому разрушению

ТВС
— тепловыделяющая сборка

твэл
— тепловыделяющий элемент

ТОБ
— техническое обоснование безопасности

ТПР
— течь перед разрушением

УЗК
— ультразвуковой контроль

Принятые сокращения

Введение. Обеспечение безопасности атомных 
электрических станций с водо-водяными 
энергетическими реакторами

На территории России и в акваториях ее морей находятся в эксплуатации 
потенциально опасные объекты использования атомной 
энергии (ОИАЭ). В их составе атомные электрические станции 
(АЭС) (31 энергоблок) с реакторами различного типа, 15 сооружений 
и комплексов с промышленными реакторами, 17 ядерных 
установок по переработке ядерных материалов, три уранодобывающих 
комплекса, девять установок для проведения научно- 
исследовательских и опытно-конструкторских работ (НИОКР) 
с ядерными материалами, 12 стационарных сооружений для хранения 
ядерных материалов и радиоактивных отходов, 109 иссле- 
довательских ядерных установок, в число которых входят исследовательские 
ядерные реакторы, критические и подкритические стенды, 
15 атомных судов (в том числе суда атомно-технологического обслуживания), 
2634 предприятия, организации и учреждения, включающие 
8199 радиационно опасных объектов, которые осуществляют 
свою деятельность с использованием атомной энергии в мирных целях [
20].
Радиационные риски облучения персонала АЭС и населения 
в связи с наличием большого числа источников ионизирующего 
излучения различного типа трудно рассчитывать, но ими можно 
управлять путем планирования и реализации технических и организационных 
мероприятий применительно к каждому источнику 
излучения. С точки зрения безопасности ОИАЭ уязвимы по причинам 
как внутреннего характера, так и внешних воздействий природного 
и техногенного происхождения. Вследствие этого должен 
проводиться всесторонний анализ безопасности ОИАЭ при штатном 
функционировании на мощности, в различных режимах нарушений 
и аварий, а также должна быть рассмотрена надежность 
защиты от внешних факторов опасности.
Для предупреждения опасных нарушений и тем более аварий, 
снижения последствий аварий предусматривается глубокоэшело-
нированная защита, состоящая из комплекса организационно-технических 
мероприятий, мер и средств [37].
Выбор уровней, числа и типов барьеров защиты осуществляется 
на основе детерминистических, статистических и вероят-