Вдосконалення методології розрахунку на опір руйнуванню елементів обладнання першого контуру АЕС
The procedure of fracture resistance calculation for WWER primary equipment components has been improved. In particular, this refers to the reactor pressure vessel (RPV) and steam generators (SG) under normal operating conditions and emergencies. The developed calculation procedures and software mak...
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/172 |
| 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-172 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-1722019-10-03T10:31:01Z Improvement of Fracture Resistance Calculation Procedure for NPP Primary Equipment Components Вдосконалення методології розрахунку на опір руйнуванню елементів обладнання першого контуру АЕС Kharchenko, V. Chirkov, A. Kobelsky, S. Kravchenko, V. The procedure of fracture resistance calculation for WWER primary equipment components has been improved. In particular, this refers to the reactor pressure vessel (RPV) and steam generators (SG) under normal operating conditions and emergencies. The developed calculation procedures and software make it possible to determine the significant effect of such factors as deformation stress history, residual technological heredity, analysis of temperature dependence of stress intensity factors for the postulated crack, regularity and density of the finite element mesh in the crack front on the assessment of WWER-1000 RPV fracture resistance. The paper proposes the methodology for justifying the place and orientation of the postulated crack to obtain the most conservative assessment of fracture resistance in the area of RPV inlet nozzles. It is shown that elastoplastic calculations in the thermal shock simulation can help to improve estimates of RPV strength and lifetime. It was established that not taking into account the elastoplastic deformation history, residual technological stresses after heat treatment and corrosion effects can result in non-conservative assessment of fracture resistance of coolant header welding to SG PGV-1000M shell under normal operating conditions and emergencies. The calculation methodology and software for assessing stress-strain state of in-vessel internals were improved taking into account state-of-the-art approaches to modeling of radiation-induced swelling deformations and dependence of metal mechanical peculiarities on exposure doses and temperature. Вдосконалено методологію розрахунку на опір руйнуванню елементів обладнання першого контуру реакторної установки ВВЕР, зокрема корпусів реакторів та парогенераторів, за умов експлуатаційних і аварійних режимів термосилового навантаження. Із використанням розроблених методів розрахунку і програмного забезпечення встановлено суттєвий вплив на розрахункову оцінку опору руйнуванню корпусу реактора ВВЕР-1000 таких чинників, як деформаційна історія навантаження, залишкова технологічна спадковість, історія навантаження при аналізі температурної залежності коефіцієнту інтенсивності напружень для постульованої тріщини, регулярність і щільність скінченно-елементної сітки в околі фронту тріщини. Запропоновано методику щодо обґрунтування місця розташування і орієнтації постульованої тріщини для отримання найбільш консервативної оцінки опору руйнуванню зони вхідних патрубків корпусу реактора. Показано, що при моделюванні термошоку пружно-пластичні розрахунки можуть уточнити оцінки міцності та ресурсу корпусу реактора. Встановлено, що неврахування історії пружно-пластичного деформування, залишкових технологічних напружень після термообробки і дефектів корозійного походження призводить до неконсервативної оцінки опору руйнуванню вузла приварки колектора теплоносія до корпусу парогенератора ПГВ-1000М за умов експлуатаційного та аварійного навантаження. Розвинена методика розрахунку і модернізовано програмне забезпечення для оцінки напружено-деформованого стану елементів внутрішньокорпусних пристроїв з урахуванням сучасних підходів моделювання деформацій радіаційного розпухання і залежності механічних властивостей металу від дози і температури опромінення. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2019-09-30 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/172 10.32918/nrs.2019.3(83).03 Nuclear and Radiation Safety; No 3(83) (2019): Nuclear and Radiation Safety; 26-34 Ядерна та радіаційна безпека; № 3(83) (2019): Ядерна та радіаційна безпека; 26-34 2073-6231 en https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/172/168 |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| collection |
OJS |
| language |
English |
| format |
Article |
| author |
Kharchenko, V. Chirkov, A. Kobelsky, S. Kravchenko, V. |
| spellingShingle |
Kharchenko, V. Chirkov, A. Kobelsky, S. Kravchenko, V. Вдосконалення методології розрахунку на опір руйнуванню елементів обладнання першого контуру АЕС |
| author_facet |
Kharchenko, V. Chirkov, A. Kobelsky, S. Kravchenko, V. |
| author_sort |
Kharchenko, V. |
| title |
Вдосконалення методології розрахунку на опір руйнуванню елементів обладнання першого контуру АЕС |
| title_short |
Вдосконалення методології розрахунку на опір руйнуванню елементів обладнання першого контуру АЕС |
| title_full |
Вдосконалення методології розрахунку на опір руйнуванню елементів обладнання першого контуру АЕС |
| title_fullStr |
Вдосконалення методології розрахунку на опір руйнуванню елементів обладнання першого контуру АЕС |
| title_full_unstemmed |
Вдосконалення методології розрахунку на опір руйнуванню елементів обладнання першого контуру АЕС |
| title_sort |
вдосконалення методології розрахунку на опір руйнуванню елементів обладнання першого контуру аес |
| title_alt |
Improvement of Fracture Resistance Calculation Procedure for NPP Primary Equipment Components |
| description |
The procedure of fracture resistance calculation for WWER primary equipment components has been improved. In particular, this refers to the reactor pressure vessel (RPV) and steam generators (SG) under normal operating conditions and emergencies. The developed calculation procedures and software make it possible to determine the significant effect of such factors as deformation stress history, residual technological heredity, analysis of temperature dependence of stress intensity factors for the postulated crack, regularity and density of the finite element mesh in the crack front on the assessment of WWER-1000 RPV fracture resistance.
The paper proposes the methodology for justifying the place and orientation of the postulated crack to obtain the most conservative assessment of fracture resistance in the area of RPV inlet nozzles. It is shown that elastoplastic calculations in the thermal shock simulation can help to improve estimates of RPV strength and lifetime.
It was established that not taking into account the elastoplastic deformation history, residual technological stresses after heat treatment and corrosion effects can result in non-conservative assessment of fracture resistance of coolant header welding to SG PGV-1000M shell under normal operating conditions and emergencies.
The calculation methodology and software for assessing stress-strain state of in-vessel internals were improved taking into account state-of-the-art approaches to modeling of radiation-induced swelling deformations and dependence of metal mechanical peculiarities on exposure doses and temperature. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2019 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/172 |
| work_keys_str_mv |
AT kharchenkov improvementoffractureresistancecalculationprocedurefornppprimaryequipmentcomponents AT chirkova improvementoffractureresistancecalculationprocedurefornppprimaryequipmentcomponents AT kobelskys improvementoffractureresistancecalculationprocedurefornppprimaryequipmentcomponents AT kravchenkov improvementoffractureresistancecalculationprocedurefornppprimaryequipmentcomponents AT kharchenkov vdoskonalennâmetodologíírozrahunkunaopírrujnuvannûelementívobladnannâperšogokonturuaes AT chirkova vdoskonalennâmetodologíírozrahunkunaopírrujnuvannûelementívobladnannâperšogokonturuaes AT kobelskys vdoskonalennâmetodologíírozrahunkunaopírrujnuvannûelementívobladnannâperšogokonturuaes AT kravchenkov vdoskonalennâmetodologíírozrahunkunaopírrujnuvannûelementívobladnannâperšogokonturuaes |
| first_indexed |
2024-09-01T17:39:17Z |
| last_indexed |
2024-09-01T17:39:17Z |
| _version_ |
1809016272950657024 |