Вплив попереднього термомеханічного навантаження на цілісність корпуса реактора АЕС при аваріях «великої» та «малої» течії

Автор(и)

  • Олексій Антонович Іщенко НТУУ "КПІ ім. Ігоря Сікорського"ТОВ "ІПП-Центр", Україна

DOI:

https://doi.org/10.20535/2409-7160.2021.XXII.238955

Ключові слова:

Попереднє термомеханічне навантаження (ПТН), крихка міцність, аварійні режими, подовження ресурсу АЕС, імітаційна скінченно-елементна модель

Анотація

В роботах з подовження ресурсу реакторів типу ВВЕР, необхідною умовою є перевірка на опір крихкому руйнуванню (ОКР) корпусу реактора (КР). Виконання розрахунків на опір крихкому руйнуванню регламентовано технічними ПНАЕ України. Мета даних розрахунків - недопущення катастрофічного крихкого руйнування корпусу реактора, трубопроводів і посудин під тиском від наявності тріщиноподібних дефектів для всіх режимів експлуатації, включаючи аварійні ситуації (АС). В роботі розглянуто найбільш небезпечні постульовані аварійні режими роботи «великої» та «малої» течії в КР АЕС. Проведено розрахунки прогнозованого термомеханічного навантаження КР для найбільш небезпечних сценаріїв та надана оцінка крихкої міцності КР АЕС з урахуванням таких навантажень. Також наведено результати досліджень запасів крихкої міцності без урахування попереднього термомеханічного навантаження, порівнюючи з існуючою методикою врахування даного типу навантажень.

Посилання

  1. Iwata K. et al. Specimen Size Effect on Fracture Toughness of Reactor Pressure Vessel Steel Following Warm Pre-Stressing //Pressure Vessels and Piping Conference. – Т. 50367. – С. V01BT01A017.– American Society of Mechanical Engineers, 2016
  2. Chimi Y. et al. Confirmation tests for warm pre-stress (WPS) effect in reactor pressure vessel steel (Contract research). №. JAEA-RESEARCH – Japan Atomic Energy Agency, 2018.
  3. Оцінка крихкої міцності сталі корпусу атомного реактора після попереднього термомеханічного навантаження / П.В. Ясній, І.Б. Окіпний, Ю.І. Пиндус // Проблемы прочности. — 2010. — № 1. — С. 46-53.
  4. Strength calculation codes for equipment and pipelines of nuclear power plants. PNAE G-7-002-86. – М.: Metallurgical engineering, 1973

##submission.downloads##

Опубліковано

2021-09-21

Як цитувати

Іщенко, О. А. (2021). Вплив попереднього термомеханічного навантаження на цілісність корпуса реактора АЕС при аваріях «великої» та «малої» течії. Матеріали науково-технічної конференції "Прогресивна техніка, технологія та інженерна освіта", (XXII). https://doi.org/10.20535/2409-7160.2021.XXII.238955

Номер

№ XXII (2021): Прогресивна техніка, технологія та інженерна освіта

Розділ

ПРОГРЕСИВНА ТЕХНІКА І ТЕХНОЛОГІЯ МАШИНОБУДУВАННЯ

Ліцензія

Авторське право (c) 2021 Олексій Антонович Іщенко

Creative Commons License

Ця робота ліцензується відповідно до Creative Commons Attribution 4.0 International License.

Автори, які публікуються у цьому журналі, погоджуються з такими умовами:

  1. Автори залишають за собою право на авторство своєї роботи та передають журналу право першої публікації цієї роботи на умовах ліцензії CC BY 4.0, яка дозволяє іншим особам вільно розповсюджувати опубліковану роботу з обов'язковим посиланням на авторів оригінальної роботи та першу публікацію роботи у цьому журналі.

  2. Автори мають право укладати самостійні додаткові угоди щодо неексклюзивного розповсюдження роботи у тому вигляді, в якому вона була опублікована цим журналом (наприклад, розміщувати роботу в електронному сховищі установи або публікувати у складі монографії), за умови збереження посилання на першу публікацію роботи у цьому журналі.

  3. Політика журналу дозволяє і заохочує розміщення авторами в мережі Інтернет (наприклад, у сховищах установ або на особистих веб-сайтах) рукопису роботи, як до подання цього рукопису до редакції, так і під час його редакційного опрацювання, оскільки це сприяє виникненню продуктивної наукової дискусії та позитивно позначається на оперативності та динаміці цитування опублікованої роботи.