Вдосконалення методів оцінки радіаційного розпухання і прогресуючої формозміни елементів ВКП реактора ВВЕР-1000
The problem in the computer prediction of radiation swelling in the elements of reactor internals when justifying VVER-1000 safe operation is quite relevant. In this regard, the approaches of the current Standard Program (PM-T.0.03.333-15) for assessing the technical condition and lifetime extension...
Збережено в:
| Дата: | 2019 |
|---|---|
| Автори: | , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | English |
| Опубліковано: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2019
|
| Онлайн доступ: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/163 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |
Репозитарії
Nuclear and Radiation Safety| id |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-163 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| collection |
OJS |
| language |
English |
| format |
Article |
| author |
Makhnenko, O. Kandala, S. Cherkashin, M. |
| spellingShingle |
Makhnenko, O. Kandala, S. Cherkashin, M. Вдосконалення методів оцінки радіаційного розпухання і прогресуючої формозміни елементів ВКП реактора ВВЕР-1000 |
| author_facet |
Makhnenko, O. Kandala, S. Cherkashin, M. |
| author_sort |
Makhnenko, O. |
| title |
Вдосконалення методів оцінки радіаційного розпухання і прогресуючої формозміни елементів ВКП реактора ВВЕР-1000 |
| title_short |
Вдосконалення методів оцінки радіаційного розпухання і прогресуючої формозміни елементів ВКП реактора ВВЕР-1000 |
| title_full |
Вдосконалення методів оцінки радіаційного розпухання і прогресуючої формозміни елементів ВКП реактора ВВЕР-1000 |
| title_fullStr |
Вдосконалення методів оцінки радіаційного розпухання і прогресуючої формозміни елементів ВКП реактора ВВЕР-1000 |
| title_full_unstemmed |
Вдосконалення методів оцінки радіаційного розпухання і прогресуючої формозміни елементів ВКП реактора ВВЕР-1000 |
| title_sort |
вдосконалення методів оцінки радіаційного розпухання і прогресуючої формозміни елементів вкп реактора ввер-1000 |
| title_alt |
Improving the Methods for Estimating Radiation Swelling and Progressive Dimensional Changes of the Elements of VVER-1000 Internals |
| description |
The problem in the computer prediction of radiation swelling in the elements of reactor internals when justifying VVER-1000 safe operation is quite relevant. In this regard, the approaches of the current Standard Program (PM-T.0.03.333-15) for assessing the technical condition and lifetime extension of VVER-1000 internals were considered. The paper presents various models of radiation swelling for 08Х18Н10Т steel of which elements of internals are made. A comparative analysis of the prediction results for various models has been performed. It is shown that the approaches of the current Standard Program, which take into account factors such as the stress-strain state and radiation creep of the material, are the most relevant. The influence of various fuel campaigns and their sequence on the nature of distribution and the maximum value of radiation swelling, as well as on the stress state in the baffle after long-term operation has been investigated. It is determined that the calculated stationary temperature distribution in the baffle may differ significantly depending on the input data on heat release and accumulated fluence, therefore, it must be calculated for each fuel campaign, and the calculation of the input data averaged for all fuel campaigns may lead to significant errors in the results. From the point of view of the reliability, it is also important to take into account the sequence of fuel campaigns, since, depending on the radiation swelling kinetics, the resulting baffle form can significantly change. The consequences of a possible decrease in cooling efficiency on the external surface of the baffle in the case of reducing the gap between the inner cavity and the baffle are considered, which may cause a local temperature increase in the baffle, but does not lead to a noticeable change in the radiation swelling. However, the radial displacement of the baffle due to thermal expansion increases significantly, which can cause an increase in stresses in the contact area, both in the wall of the cavity and in the baffle. According to the results of the computer analysis, recommendations were formulated to improve the approaches to estimating radiation swelling and progressive dimensional changes in the elements of VVER-1000 internals. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2019 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/163 |
| work_keys_str_mv |
AT makhnenkoo improvingthemethodsforestimatingradiationswellingandprogressivedimensionalchangesoftheelementsofvver1000internals AT kandalas improvingthemethodsforestimatingradiationswellingandprogressivedimensionalchangesoftheelementsofvver1000internals AT cherkashinm improvingthemethodsforestimatingradiationswellingandprogressivedimensionalchangesoftheelementsofvver1000internals AT makhnenkoo vdoskonalennâmetodívocínkiradíacíjnogorozpuhannâíprogresuûčoíformozmínielementívvkpreaktoravver1000 AT kandalas vdoskonalennâmetodívocínkiradíacíjnogorozpuhannâíprogresuûčoíformozmínielementívvkpreaktoravver1000 AT cherkashinm vdoskonalennâmetodívocínkiradíacíjnogorozpuhannâíprogresuûčoíformozmínielementívvkpreaktoravver1000 |
| first_indexed |
2024-09-01T17:39:14Z |
| last_indexed |
2024-09-01T17:39:14Z |
| _version_ |
1809016270587166720 |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-1632019-06-06T17:33:12Z Improving the Methods for Estimating Radiation Swelling and Progressive Dimensional Changes of the Elements of VVER-1000 Internals Вдосконалення методів оцінки радіаційного розпухання і прогресуючої формозміни елементів ВКП реактора ВВЕР-1000 Makhnenko, O. Kandala, S. Cherkashin, M. The problem in the computer prediction of radiation swelling in the elements of reactor internals when justifying VVER-1000 safe operation is quite relevant. In this regard, the approaches of the current Standard Program (PM-T.0.03.333-15) for assessing the technical condition and lifetime extension of VVER-1000 internals were considered. The paper presents various models of radiation swelling for 08Х18Н10Т steel of which elements of internals are made. A comparative analysis of the prediction results for various models has been performed. It is shown that the approaches of the current Standard Program, which take into account factors such as the stress-strain state and radiation creep of the material, are the most relevant. The influence of various fuel campaigns and their sequence on the nature of distribution and the maximum value of radiation swelling, as well as on the stress state in the baffle after long-term operation has been investigated. It is determined that the calculated stationary temperature distribution in the baffle may differ significantly depending on the input data on heat release and accumulated fluence, therefore, it must be calculated for each fuel campaign, and the calculation of the input data averaged for all fuel campaigns may lead to significant errors in the results. From the point of view of the reliability, it is also important to take into account the sequence of fuel campaigns, since, depending on the radiation swelling kinetics, the resulting baffle form can significantly change. The consequences of a possible decrease in cooling efficiency on the external surface of the baffle in the case of reducing the gap between the inner cavity and the baffle are considered, which may cause a local temperature increase in the baffle, but does not lead to a noticeable change in the radiation swelling. However, the radial displacement of the baffle due to thermal expansion increases significantly, which can cause an increase in stresses in the contact area, both in the wall of the cavity and in the baffle. According to the results of the computer analysis, recommendations were formulated to improve the approaches to estimating radiation swelling and progressive dimensional changes in the elements of VVER-1000 internals. Проблема розрахункового прогнозування процесу радіаційного розпухання в елементах внутрішньокорпусних пристроїв (ВКП) при обґрунтуванні терміну безпечної експлуатації реакторів ВВЕР-1000 є досить актуальною. У зв’язку з цим були розглянуті підходи діючої Типовий Програми (ПМ-Т.0.03.333-15) з оцінки технічного стану та продовження терміну експлуатації внутрішньокорпусних пристроїв ВВЕР-1000, що застосовуються для вирішення даного завдання. У статті представлені різні існуючі моделі радіаційного розпухання для сталі 08Х18Н10Т, з якої виготовлені елементи внутрішньокорпусних пристроїв. Виконано порівняльний аналіз результатів прогнозування за різними моделями. Показано, що підходи діючої Типовий Програми, які враховують такі чинники як напружено-деформований стан і радіаційна повзучість матеріалу, є найбільш сучасними. Досліджено вплив особливостей різних паливних кампаній і їх послідовності на характер розподілу і максимальну величину радіаційного розпухання, а також на напружений стан в вигородці після тривалої експлуатації. Визначено, що розрахункові стаціонарні температурні розподіли в вигородці можуть істотно відрізнятися в залежності від вхідних даних щодо тепловиділень і накопиченого флюенса, тому повинні розраховуватися для кожної паливної кампанії, а проведення розрахунку за усередненими для всіх паливних кампаній вхідними данини може призводити до істотних похибок результатів. Також важливим з точки зору достовірності розрахункового прогнозування є врахування послідовності паливних кампаній, оскільки в залежності від кінетики радіаційного розпухання може істотно змінюватися результуюча формозміна вигородки. Розглянуто наслідки можливого зниження ефективності охолодження на зовнішній поверхні вигородки в разі зменшення зазору між шахтою внутрішньокорпусною і вигородкою, що може викликати локальне підвищення температури в вигородці, але не призводить до помітної зміни радіаційного розпухання. Однак, радіальні переміщення вигородки внаслідок температурного розширення істотно збільшуються, що може викликати збільшення напружень в зоні контакту, як у стінці шахти, так і вигородки. За результатами розрахункового аналізу сформульовані рекомендації, щодо вдосконалення методів оцінки радіаційного розпухання і прогресуючої формозміни елементів ВКП реактора ВВЕР-1000. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2019-06-06 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/163 10.32918/nrs.2019.2(82).07 Nuclear and Radiation Safety; No 2(82) (2019): Nuclear and Radiation Safety; 35-42 Ядерна та радіаційна безпека; № 2(82) (2019): Ядерна та радіаційна безпека; 35-42 2073-6231 en https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/163/162 |