Визначення температурного запасу крихкого руйнування елементів корпуса реактора з дефектом під час аварійного режиму

Скорочена інформація про документ
dc.contributor.authorКрищук, Микола Георгійович
dc.contributor.authorОриняк, Андрій Ігорович
dc.contributor.authorKryshchuk, M.
dc.contributor.authorOryniak, A.
dc.date.accessioned2016-07-27T09:41:26Z
dc.date.available2016-07-27T09:41:26Z
dc.date.issued2015
dc.description.abstractenThere are 15 RPV units in Ukraine at the four nuclear power plants. Most of them have completed their design working life (30 years). Calculation of the brittle strength is one of the main estimation to exist life of the reactor pressure vessel under their design resource. Currently in Ukraine there are 4 different regulatory techniques. That allow for specifying calculations for reactor life extension in over the project period. In addition, the supervisory authority requires coordination of positions with the relevant IAEA documents. However, these documents do not only contradict each other, but none of them hasn't details of tests to justify the correct application of accepted numerical schemes, geometrical patterns and submodel, density grid, select the type of finite element. A significant problem is the absence of specific guidance on the use of modern software codes for computing SIF in time in the presence of elastic-plastic deformation including the presence of residual stresses. All of this hasn't objectivity for assessment accuracy of calculation, loss of material, formulating unreasonable demands expertise and delaying the appearance of different approaches and universal ways. In this article are shown the technique of calculating reactor vessel VVER-1000 in fragile strength. By using modern software codes are simulated real emergency operating mode and temperature margin of brittle fracture.uk
dc.description.abstractruВ Украине действуют 4 атомных электростанции с 15 энергоблоками, причем проектный срок эксплуатации (30 лет) многих из которых завершается. Расчет на хрупкую прочность является одним из ключевых моментов обоснования целостности корпуса реактора при продолжении его ресурса. На данный момент в Украине действуют 4 различные нормативные методики, которые позволят проводить уточняющие расчеты по продлению ресурса корпусов реакторов в сверх проектный период. Надзорный орган требует согласования позиций с требованиями соответствующих документов МАГАТЭ. Однако эти документы не только противоречат между собой, но в одном из них нет детальной информации и системы тестов для обоснования правильности применения принятых расчетных схем, геометрических моделей и подмоделей, плотности сетки, выбора типа конечных элементов. Значительную проблему представляет отсутствие конкретных рекомендаций по применению современных программных кодов для вычисления КИН во времени при наличии упруго-пластического деформирования, в том числе при наличии остаточных напряжений. Все это приводит к субъективности при оценке корректности выполненных расчетов, материальных потерь, формулировке необоснованных требований, затягивании экспертизы и появления различных подходов, претендующих на универсальность. В данной работе рассматривается методика расчета корпуса реактора ВВЭР-1000 на хрупкую прочность. С помощью современного программного кода моделируется реальный аварийный эксплуатационный режим и определяется температурный запас хрупкого разрушения.uk
dc.description.abstractukВ Україні діють 4 атомних електростанції з 15 енергоблоками, причому проектний строк експлуатації (30 років) багатьох з яких завершується. Розрахунок на крихку міцність являється одним із ключових моментів обґрунтування цілісності корпусу реактора при продовженні його ресурсу. На даний момент в Україні діють 4 різні нормативні методики, які дозволять проводити уточнюючі розрахунки щодо продовження ресурсу корпусів реакторів в понад проектний період. Крім того, наглядовий орган вимагає узгодження позицій з вимогами відповідних документів МАГАТЕ. Проте ці документи не тільки протирічять між собою, але в жодному з них немає детальної інформації і системи тестів для обґрунтування правильності застосування прийнятих розрахункових схем, геометричних моделей і підмоделей, густини сітки, вибору типу скінченних елементів. Значну проблему становить відсутність конкретних рекомендацій щодо застосування сучасних програмних кодів для обчислення КІН в часі при наявності пружно-пластичного деформування, в тому числі при наявності залишкових напружень. Все це приводить до суб’єктивності при оцінці коректності виконаних розрахунків, матеріальних втрат, формулюванні необґрунтованих вимог, затягуванні експертизи і появи різних підходів, що претендують на універсальність. В даній роботі розглядається методика розрахунку корпуса реактора ВВЕР-1000 на крихку міцність. За допомогою сучасного програмного коду моделюється реальний аварійний експлуатаційний режим і визичається температурний запас крихкого руйнування.uk
dc.format.pagerangeС. 56-63uk
dc.identifier.citationКрищук М. Г. Визначення температурного запасу крихкого руйнування елементів корпуса реактора з дефектом під час аварійного режиму / Крищук М. Г., Ориняк А. І. // Вісник НТУУ «КПІ». Машинобудування : збірник наукових праць. – 2015. – № 3(75). – С. 56–63.– Бібліогр.: 10 назв.uk
dc.identifier.urihttps://ela.kpi.ua/handle/123456789/17252
dc.language.isoukuk
dc.publisherНТУУ "КПІ"uk
dc.publisher.placeКиївuk
dc.source.nameВісник НТУУ «КПІ». Машинобудування : збірник наукових працьuk
dc.status.pubpublisheduk
dc.subjectкрихка міцністьuk
dc.subjectкорпус реактораuk
dc.subjectпатрубок ДУ-850uk
dc.subjectаварійний режим ВВЕР-1000uk
dc.subjectкоефіцієнт інтенсивності напруженьuk
dc.subjectbrittle strengthuk
dc.subjectRPV's nozzle DU-850uk
dc.subjectemergency mode of VVER-1000uk
dc.subjectstress intensity factoruk
dc.subjectхрупкая прочностьuk
dc.subjectаварийный режим ВВЭР-1000uk
dc.subjectкоэффициент интенсивности напряженийuk
dc.subject.udc539.4uk
dc.titleВизначення температурного запасу крихкого руйнування елементів корпуса реактора з дефектом під час аварійного режимуuk
dc.title.alternativeTemperature margin estimation of brittle fracture for reactor pressure vessel during emergency modeuk
dc.typeArticleuk
thesis.degree.level-uk

Файли

Контейнер файлів
Зараз показуємо 1 - 1 з 1
Ескіз
Назва:
08_Kryshchuk.pdf
Розмір:
1.28 MB
Формат:
Adobe Portable Document Format
Завантажити
Ліцензійна угода
Зараз показуємо 1 - 1 з 1
Ескіз недоступний
Назва:
license.txt
Розмір:
7.71 KB
Формат:
Item-specific license agreed upon to submission
Опис:
Завантажити

Зібрання

Вісник НТУУ «КПІ». Машинобудування: збірник наукових праць, № 3(75)