Mechanics and Advanced Technologies, Vol. 6, No. 3
Постійне посилання зібрання
Переглянути
Перегляд Mechanics and Advanced Technologies, Vol. 6, No. 3 за Ключові слова "539.421"
Зараз показуємо 1 - 1 з 1
Результатів на сторінці
Налаштування сортування
Документ Відкритий доступ Визначення запасу міцності корпусу реактора АЕС з урахуванням ефекту теплового опресування(Igor Sikorsky Kyiv Polytechnic Institute, 2022) Крищук, М.Г.; Іщенко, О.А.При довготривалій безпечній експлуатації атомних енергоблоків понад проєктного терміну експлуатації необхідно виконати розрахункове обґрунтування міцності та довговічності (статична міцність, міцності при циклічних та сейсмічних навантаженнях, опору крихкому руйнуванню (ОКР)) корпусу реактора (КР), як однієї з найбільш важливою конструкції АЕС. Як правило, за оцінкою крихкої міцності і визначається ресурс КР, тобто час його подальшої безпечної експлуатації. Мета даної роботи – оцінка ОКР КР, під час потенційного виникнення аварійних ситуацій (АС), з застосуванням українського підходу теплового опресування. Обчислені термогідродинамічні параметри при дії АС були застосовані для розрахунку напружено-деформованого стану розробленої скінчено-елементної (СЕ) моделі реакторної установки. Для дослідження обрано найбільш показові сценарії, в яких відбувається охолодження реактора при великому значенні тиску. В СЕ-моделі КР змодельовані тріщини для найбільш небезпечних його місць – зварних швів і патрубка. Представлені графіки розподілу коефіцієнту інтенсивності напружень (КІН) по фронту тріщини та від температури для найбільш небезпечного, з точки зору ОКР, сценарію. Умова крихкої міцності забезпечується і при експлуатації реакторної установки до 60 років, що більше ніж у 1,5 рази, ніж найстаріший енергоблок України типу ВВЕР-1000. Для деяких аварійних режимів теплове опресування дійсно суттєво збільшило запас міцності КР, але для найбільш небезпечних сценаріїв результати такі ж самі, як і без урахування теплового опресування.