Визначення запасу міцності корпусу реактора АЕС з урахуванням ефекту теплового опресування

Скорочена інформація про документ
dc.contributor.authorКрищук, М.Г.
dc.contributor.authorІщенко, О.А.
dc.date.accessioned2023-05-08T12:16:14Z
dc.date.available2023-05-08T12:16:14Z
dc.date.issued2022
dc.description.abstractПри 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.uk
dc.description.abstractotherIn case for nuclear power plants long-term service operation over their design life, it is necessary to calculate reactor pressure vessel (RPV) strength and durability acknowledgment (static strength, strength under cyclic and seismic loads, brittle fracture resistance (BFR) include) the as one of the most important NPP structure. Usually, according to the brittle strength assessment, RPV resource is determined, that is, time of its subsequent safe operation. The purpose of this work is assessed BFR RPV at potential emergency accidents (EA) using the Ukrainian warm pre-stress approach. The calculated thermohydrodynamic parameters at EA were used to calculate the stress-strain state of the developed reactor finite element (FE) model. For researching, the most indicative scenarios were selected: where reactor is cooled at a high pressure. In RPV FE model cracks are modeled at the most dangerous places - welds and nozzle. Stress intensity factor (SIF) distribution along crack front and temperature for the most dangerous accidents in terms of BFR are presented in figures. Brittle strength condition is ensured during the nuclear power plants service operation for up to 60 years, which is more than 1.5 times more than the oldest Ukrainian power plant with VVER-1000. For some emergency accidents, warm pre-stress really significantly increased RPV safety margin, but for the most dangerous accidents, the results are the same as without taking into account WPS.uk
dc.format.pagerangePp. 243-256uk
dc.identifier.citationКрищук, М. Визначення запасу міцності корпусу реактора АЕС з урахуванням ефекту теплового опресування / Крищук М.Г., Іщенко О.А. // Mechanics and Advanced Technologies. – 2022. – No. 3. – С. 246-253. – Бібліогр.: 17 назв.uk
dc.identifier.doi10.20535/2521-1943.2022.6.3.268515
dc.identifier.orcid0000-0002-0662-9147uk
dc.identifier.urihttps://ela.kpi.ua/handle/123456789/55381
dc.language.isoukuk
dc.publisherIgor Sikorsky Kyiv Polytechnic Instituteuk
dc.publisher.placeKyivuk
dc.relation.ispartofMechanics and Advanced Technologies, Vol. 6, No. 3uk
dc.rights.urihttps://creativecommons.org/licenses/by/4.0/
dc.subjectтеплове опресування (ТО)uk
dc.subjectкрихка міцністьuk
dc.subjectаварійні режимиuk
dc.subjectподовження ресурсу АЕСuk
dc.subjectскінчено-елементна модельuk
dc.subjectкоефіцієнт інтенсивності напруженьuk
dc.subjectwarm pre-stress (WPS)uk
dc.subjectbrittle strengthuk
dc.subjectnuclear accidentsuk
dc.subjectextension of NPP service lifeuk
dc.subjectfinite element modeluk
dc.subjectstress in- tensity factoruk
dc.subject.udc539.421uk
dc.titleВизначення запасу міцності корпусу реактора АЕС з урахуванням ефекту теплового опресуванняuk
dc.title.alternativeSafety margin determination of the nuclear power plant reactor pressure vessel with taking into account warm pre-stress effectuk
dc.typeArticleuk

Файли

Контейнер файлів
Зараз показуємо 1 - 1 з 1
Ескіз
Назва:
268515-628060-2-10-20230118.pdf
Розмір:
2.07 MB
Формат:
Adobe Portable Document Format
Опис:
Завантажити
Ліцензійна угода
Зараз показуємо 1 - 1 з 1
Ескіз недоступний
Назва:
license.txt
Розмір:
9.1 KB
Формат:
Item-specific license agreed upon to submission
Опис:
Завантажити

Зібрання

Mechanics and Advanced Technologies, Vol. 6, No. 3