Визначення жорсткісних характеристик опорних елементів реактора ВВЕР-1000
Available approaches to computer justification of safe operation of reactor support components (RSC) are generally presented in the reports justifying RSC lifetime extension at Ukrainian NPPs. The experience of performing such calculations and analyzing the results indicates that there are issues to...
Збережено в:
| Дата: | 2019 |
|---|---|
| Автори: | , , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Ukrainian |
| Опубліковано: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2019
|
| Онлайн доступ: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/184 |
| 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-184 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-1842020-02-03T16:47:06Z Determination of Stiffness Characteristics for WWER-1000 Support Components Визначення жорсткісних характеристик опорних елементів реактора ВВЕР-1000 Vasylchenko, V. Koliadiuk, А. Posokh, V. Dubkovsky, V. Available approaches to computer justification of safe operation of reactor support components (RSC) are generally presented in the reports justifying RSC lifetime extension at Ukrainian NPPs. The experience of performing such calculations and analyzing the results indicates that there are issues to be improved. Thus, in particular, RSC stress-strain state is not analyzed for all force factors in the available calculations. It is typical for the reports on RSC lifetime extension justification that the strength assessment of the RSC is performed in an axisymmetric formulation (1/30). Meanwhile, a complex asymmetrical load from the main circulation pipelines is not considered, which affects RSC stress-strain state calculations as some stiffness characteristics (horizontal and torsional stiffness) cannot be determined correctly in a 1/30 axisymmetric formulation. The paper proposes a methodology for determining RSC stiffness in a complete formulation (without applying symmetry conditions), taking into account all geometric features and the interaction between individual structures and nodes of RSC. Thus, for each RSC (support ring, thrust ring, separating bellows), based on geometric features and types of connection to other components, stiffness to be determined to calculate the forces is defined (six for support ring and separating bellows and three for thrust ring respectively). Single loads in the form of forces and moments were imposed on the remote points connected to corresponding RSC surfaces to determine stiffness. This load made it possible to obtain the displacements and rotation angles of the corresponding remote points, which were used to calculate the stiffness characteristics. The described approach was first used in the calculations performed within justification of KhNPP Unit 1. Існуючі підходи до розрахункового обґрунтування безпечної експлуатації опорних елементів (ОЕ) реактора загалом описані в матеріалах з обґрунтування продовження строку експлуатації (ПСЕ) енергоблоків АЕС України, які входять до складу відповідних рішень про ПСЕ ОЕ. Досвід виконання цих розрахунків та аналізування результатів свідчить про те, що існують аспекти, які потребують покращення практики виконання подібних розрахунків. Так, зокрема, у наявних розрахунках напруження в ОЕ аналізуються не від усіх силових факторів. Зазвичай у матеріалах з ПСЕ для виконання розрахунків використовуються осесиметрічні моделі (1/30), яке призводить до недоврахування жорсткісних характеристик, що впливає на результати визначення напружено-деформованого стану ОЕ при врахуванні всіх силових факторів. У статті запропонована методологія з визначення жорсткості опорних елементів реактора (кільця опорного (КО), кільця упорного (КУ), сильфона розділяючого (СР)) в повній постановці (без застосування умов симетрії) з врахуванням усіх геометричних особливостей та врахуванням взаємодії між окремими конструкціями та вузлами опорних елементів. Описаний підхід вперше було використано в розрахунках під час продовження строку експлуатації енергоблока №1 ВП ХАЕС. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2019-12-19 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/184 10.32918/nrs.2019.4(84).02 Nuclear and Radiation Safety; No 4(84) (2019): Nuclear and Radiation Safety; 12-17 Ядерна та радіаційна безпека; № 4(84) (2019): Ядерна та радіаційна безпека; 12-17 2073-6231 uk https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/184/176 |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| collection |
OJS |
| language |
Ukrainian |
| format |
Article |
| author |
Vasylchenko, V. Koliadiuk, А. Posokh, V. Dubkovsky, V. |
| spellingShingle |
Vasylchenko, V. Koliadiuk, А. Posokh, V. Dubkovsky, V. Визначення жорсткісних характеристик опорних елементів реактора ВВЕР-1000 |
| author_facet |
Vasylchenko, V. Koliadiuk, А. Posokh, V. Dubkovsky, V. |
| author_sort |
Vasylchenko, V. |
| title |
Визначення жорсткісних характеристик опорних елементів реактора ВВЕР-1000 |
| title_short |
Визначення жорсткісних характеристик опорних елементів реактора ВВЕР-1000 |
| title_full |
Визначення жорсткісних характеристик опорних елементів реактора ВВЕР-1000 |
| title_fullStr |
Визначення жорсткісних характеристик опорних елементів реактора ВВЕР-1000 |
| title_full_unstemmed |
Визначення жорсткісних характеристик опорних елементів реактора ВВЕР-1000 |
| title_sort |
визначення жорсткісних характеристик опорних елементів реактора ввер-1000 |
| title_alt |
Determination of Stiffness Characteristics for WWER-1000 Support Components |
| description |
Available approaches to computer justification of safe operation of reactor support components (RSC) are generally presented in the reports justifying RSC lifetime extension at Ukrainian NPPs. The experience of performing such calculations and analyzing the results indicates that there are issues to be improved. Thus, in particular, RSC stress-strain state is not analyzed for all force factors in the available calculations. It is typical for the reports on RSC lifetime extension justification that the strength assessment of the RSC is performed in an axisymmetric formulation (1/30). Meanwhile, a complex asymmetrical load from the main circulation pipelines is not considered, which affects RSC stress-strain state calculations as some stiffness characteristics (horizontal and torsional stiffness) cannot be determined correctly in a 1/30 axisymmetric formulation.
The paper proposes a methodology for determining RSC stiffness in a complete formulation (without applying symmetry conditions), taking into account all geometric features and the interaction between individual structures and nodes of RSC. Thus, for each RSC (support ring, thrust ring, separating bellows), based on geometric features and types of connection to other components, stiffness to be determined to calculate the forces is defined (six for support ring and separating bellows and three for thrust ring respectively). Single loads in the form of forces and moments were imposed on the remote points connected to corresponding RSC surfaces to determine stiffness. This load made it possible to obtain the displacements and rotation angles of the corresponding remote points, which were used to calculate the stiffness characteristics.
The described approach was first used in the calculations performed within justification of KhNPP Unit 1. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2019 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/184 |
| work_keys_str_mv |
AT vasylchenkov determinationofstiffnesscharacteristicsforwwer1000supportcomponents AT koliadiuka determinationofstiffnesscharacteristicsforwwer1000supportcomponents AT posokhv determinationofstiffnesscharacteristicsforwwer1000supportcomponents AT dubkovskyv determinationofstiffnesscharacteristicsforwwer1000supportcomponents AT vasylchenkov viznačennâžorstkísnihharakteristikopornihelementívreaktoravver1000 AT koliadiuka viznačennâžorstkísnihharakteristikopornihelementívreaktoravver1000 AT posokhv viznačennâžorstkísnihharakteristikopornihelementívreaktoravver1000 AT dubkovskyv viznačennâžorstkísnihharakteristikopornihelementívreaktoravver1000 |
| first_indexed |
2024-09-01T17:39:19Z |
| last_indexed |
2024-09-01T17:39:19Z |
| _version_ |
1809016275572097024 |