ГОСТ Р 59429-2021

НАЦИОНАЛЬНЫЙ СТАНДАРТ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

УСТРОЙСТВА ВНУТРИКОРПУСНЫЕ ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА

Расчет на прочность на стадии проектирования

Pressure vessel internals of water-water power reactor. Strength analysis at the design stage

ОКС 27.120.10

Дата введения 2022-01-01

Предисловие

1 РАЗРАБОТАН Федеральным государственным унитарным предприятием "Центральный научно-исследовательский институт конструкционных материалов "Прометей" им.И.В.Горынина Национального исследовательского центра "Курчатовский институт" (НИЦ "Курчатовский институт" - ЦНИИ КМ "Прометей")

2 ВНЕСЕН Техническим комитетом по стандартизации ТК 322 "Атомная техника"

3 УТВЕРЖДЕН И ВВЕДЕН В ДЕЙСТВИЕ Приказом Федерального агентства по техническому регулированию и метрологии от 20 октября 2021 г. N 1180-ст

4 ВВЕДЕН ВПЕРВЫЕ

5 Федеральное агентство по техническому регулированию и метрологии не несет ответственности за патентную чистоту настоящего стандарта. Патентообладатель может заявить о своих правах и направить в Федеральное агентство по техническому регулированию и метрологии аргументированное предложение о внесении в настоящий стандарт поправки для указания информации о наличии в стандарте объектов патентного права и патентообладателе

Правила применения настоящего стандарта установлены в статье 26 Федерального закона от 29 июня 2015 г. N 162-ФЗ "О стандартизации в Российской Федерации". Информация об изменениях к настоящему стандарту публикуется в ежегодном (по состоянию на 1 января текущего года) информационном указателе "Национальные стандарты", а официальный текст изменений и поправок - в ежемесячном информационном указателе "Национальные стандарты". В случае пересмотра (замены) или отмены настоящего стандарта соответствующее уведомление будет опубликовано в ближайшем выпуске ежемесячного информационного указателя "Национальные стандарты". Соответствующая информация, уведомление и тексты размещаются также в информационной системе общего пользования - на официальном сайте Федерального агентства по техническому регулированию и метрологии в сети Интернет (www.rst.gov.ru)

     1 Область применения

1.1 Настоящий стандарт устанавливает требования к расчетному обоснованию прочности на стадии проектирования внутрикорпусных устройств водо-водяных энергетических реакторов, на которые распространяется действие федеральных норм и правил в области использования атомной энергии [1], с учетом изменения свойств их материалов под действием эксплуатационных факторов.

1.2 Настоящий стандарт предназначен для применения при обосновании прочности внутрикорпусных устройств водо-водяных энергетических реакторов в соответствии с [1].

     2 Нормативные ссылки

В настоящем стандарте использованы нормативные ссылки на следующие стандарты:

ГОСТ Р 8.985 Государственная система обеспечения единства измерений. Служба стандартных справочных данных в области использования атомной энергии. Общие положения

ГОСТ Р 50.05.08 Система оценки соответствия в области использования атомной энергии. Оценка соответствия в форме контроля. Унифицированные методики. Визуальный и измерительный контроль

ГОСТ Р 59115.1 Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Термины и определения

ГОСТ Р 59430 Устройства внутрикорпусные водо-водяного энергетического реактора. Расчет на прочность на постпроектных стадиях

Примечание - При пользовании настоящим стандартом целесообразно проверить действие ссылочных стандартов в информационной системе общего пользования - на официальном сайте Федерального агентства по техническому регулированию и метрологии в сети Интернет или по ежегодному информационному указателю "Национальные стандарты", который опубликован по состоянию на 1 января текущего года, и по выпускам ежемесячного информационного указателя "Национальные стандарты" за текущий год. Если заменен ссылочный стандарт, на который дана недатированная ссылка, то рекомендуется использовать действующую версию этого стандарта с учетом всех внесенных в данную версию изменений. Если заменен ссылочный стандарт, на который дана датированная ссылка, то рекомендуется использовать версию этого стандарта с указанным выше годом утверждения (принятия). Если после утверждения настоящего стандарта в ссылочный стандарт, на который дана датированная ссылка, внесено изменение, затрагивающее положение, на которое дана ссылка, то это положение рекомендуется применять без учета данного изменения. Если ссылочный стандарт отменен без замены, то положение, в котором дана ссылка на него, рекомендуется применять в части, не затрагивающей эту ссылку.

     3 Термины и определения

В настоящем стандарте применены термины по ГОСТ Р 59115.1, ГОСТ Р 50.05.08, ГОСТ Р 8.985, [1], а также следующие термины с соответствующими определениями:

3.1 динамическое воздействие: Воздействие динамического характера, оказываемое явлениями и факторами техногенного или природного характера и передающееся на элементы внутрикорпусных устройств реактора со стороны корпуса реактора, в частности, при воздействии землетрясения, воздушной ударной волны, падении летательного аппарата, а также при совместном действии динамических нагрузок при проектной аварии и инерционных нагрузок при проектном землетрясении.

3.2 компонент внутрикорпусного устройства: Часть элемента внутрикорпусного устройства, границы которой проходят по одному или нескольким неразъемным и/или разъемным соединениям.

3.3 консервативная зависимость радиационного распухания: Расчетная функциональная зависимость свободного радиационного распухания материала от температуры облучения и повреждающей дозы нейтронного облучения, использующая консервативное значение параметра радиационного распухания материала.

3.4 критическое событие: Событие, которое может привести к снижению или нарушению прочности, либо к недопустимому изменению размеров элемента (компонента).

Примечание - Критическим событием для внутрикорпусных устройств водо-водяных энергетических реакторов является любое событие из следующего перечня: зарождение трещины при циклическом нагружении по механизму усталости, зарождение трещины по механизму коррозионного растрескивания, исчерпание деформационной способности материала, потеря несущей способности, недопустимое изменение размеров, нестабильное развитие трещины, потеря несущей способности элемента (компонента) и формирование зоны предельного охрупчивания.

3.5 критическое событие "зарождение трещины при циклическом нагружении по механизму усталости": Состояние элемента (компонента), когда в какой-либо его зоне в процессе эксплуатации происходит зарождение трещины по механизму усталости, в том числе с учетом влияния среды при зарождении трещины в его поверхностном слое.

3.6 критическое событие "зарождение трещины по механизму коррозионного растрескивания": Состояние элемента (компонента), когда в какой-либо его зоне в процессе эксплуатации происходит зарождение трещины по механизму коррозионного растрескивания.

3.7 критическое событие "исчерпание деформационной способности материала": Достижение материалом элемента (компонента) такой пластической деформации, при которой, дальнейшая эксплуатация этого элемента (компонента) допускается только после специального освидетельствования.

3.8 критическое событие "недопустимое изменение геометрических размеров": Достижение элементом (компонентом) в процессе эксплуатации такого изменения его размеров, при котором нарушается нормальное функционирование этого и (или) соседних элементов (компонентов) реакторной установки.

3.9 критическое событие "нестабильное развитие трещины": Состояние элемента (компонента), когда в какой-либо его зоне в процессе эксплуатации происходит нестабильное, т.е. не требующее увеличения нагрузки, развитие имеющейся в этой зоне трещины.

3.10 критическое событие "потеря несущей способности элемента [компонента]": Состояние элемента [компонента], при котором его дальнейшее деформирование происходит без дополнительного нагружения.

3.11 критическое событие "формирование зоны предельного охрупчивания": Состояние элемента (компонента), когда в нем формируется зона максимальной протяженностью 2 мм, в которой радиационное распухание материала в процессе эксплуатации достигает или превышает критическое значение, соответствующее предельному охрупчиванию материала.

3.12 медианная зависимость радиационного распухания: Расчетная функциональная зависимость свободного радиационного распухания материала от температуры облучения и повреждающей дозы нейтронного облучения, использующая медианное значение параметра радиационного распухания материала.

3.13 метод весовых функций: Численный метод, основанный на принципе суперпозиции решений, соответствующих различным, априорно заданным, распределениям некоторой функции; при расчете коэффициента интенсивности напряжений для заданного распределения напряжений в элементе (компоненте) с трещиной используется суперпозиция решений, соответствующих различным распределениям напряжений.

3.14 охрупчивание материала: Снижение пластических свойств (деформации разрушения) и статической трещиностойкости материала под воздействием нейтронного облучения.

3.15 первичная нагрузка: Нагрузка на элемент (компонент), обусловленная давлением, весом, внешними силами и динамическими воздействиями.

3.16 повреждающая доза: Интегральная характеристика, отражающая степень радиационного повреждения металла, определяемая как накопленное за определенное время число смещений одного атома из узла кристаллической решетки под действием нейтронного и гамма-излучения; единицей повреждающей дозы является безразмерная величина "сна" - смещение на атом.

3.17 подрост трещины: Увеличение длины трещины.

3.18 проектная модель эксплуатации внутрикорпусных устройств: Перечень, количество и параметры предусмотренных проектом режимов нагружения элементов (компонентов) внутрикорпусных устройств.

3.19 простое нагружение: Нагружение, при котором все компоненты девиатора напряжения возрастают пропорционально одному общему параметру.

3.20 расчет в упруго-вязкопластической постановке: Расчет по определению напряженно-деформированного состояния элемента (компонента) в предположении упруго-вязкопластического поведения материала на основе теории упругости, теории пластического течения и теории ползучести.

3.21 расчет в упругой постановке: Расчет по определению напряженно-деформированного состояния элемента (компонента) в предположении упругого поведения материала на основе теории упругости.

3.22 расчет в упругопластической постановке: Расчет по определению напряженно-деформированного состояния элемента (компонента) в предположении упругопластического поведения материала на основе теории упругости и теории пластического течения.

3.23 расчетный дефект: Дефект в виде трещины заданной формы (эллиптической, полуэллиптической или четвертьэллиптической) с заданными размерами полуосей, расположением и ориентацией, постулируемый в рассматриваемом элементе (компоненте) с целью расчета на нестабильное развитие трещины и потерю несущей способности, в том числе с учетом стабильного подроста трещины.

3.24 референсное напряжение: Эффективное напряжение, действующее в элементе (компоненте) с трещиной и отражающее степень нагруженности элемента вплоть до потери его несущей способности.

3.25 свободное радиационное распухание: Увеличение объема материала в результате нейтронного облучения, когда расширение материала не ограничено кинематическими или силовыми условиями.

3.26 сложное нагружение: Нагружение, в процессе которого изменяется соотношение между компонентами девиатора напряжений.

3.27 элемент (внутрикорпусных устройств): Изделие (шахта внутрикорпусная, блок защитных труб, выгородка, корзина, днище шахты, узлы крепления внутрикорпусных устройств водо-водяных энергетических реакторов), выполняющее самостоятельную функцию в составе внутрикорпусных устройств.

_______________

За исключением прижимных устройств.

     4 Обозначения и сокращения

     4.1 Сокращения

В настоящем стандарте применены следующие сокращения:

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор;

ВКУ - внутрикорпусные устройства реактора;

ДВ - динамические воздействия;

ЗПО - зона предельного охрупчивания;

КИН - коэффициент интенсивности напряжений;

МВФ - метод весовых функций;

МКЭ - метод конечных элементов;

НДС - напряженно-деформированное состояние;

ННЭ - нарушение нормальной эксплуатации ВКУ;

НЭ - нормальная эксплуатация ВКУ;

НЭК - неразрушающий эксплуатационный контроль;

ПА - проектная авария;

ПЗ - проектное землетрясение;

РУ - реакторная установка.

     4.2 Обозначения

В настоящем стандарте применены следующие условные обозначения.

4.2.1 Обозначения геометрических параметров:

a, c - длина малой и большой полуоси расчетного дефекта, мм;

, - начальная длина малой и большой полуоси расчетного дефекта, мм;

, - длина малой и большой полуоси расчетного дефекта с учетом его подроста по механизму радиационной ползучести, мм;

, - длина малой и большой полуоси расчетного дефекта с учетом его подроста по механизмам усталости и радиационной ползучести, мм;