Розрахункова оцінка формозміни вигородки реактора ВВЕР-1000 в процесі експлуатації
The paper illustrates the results of the computer assessment of the form alteration in WWER-1000 core baffle obtained via the solution to the coupled thermoelastoplastic task considering the strains of irradiation growth and creep. In the modeling of the contact conditions, the temperature redistrib...
Збережено в:
| Дата: | 2020 |
|---|---|
| Автори: | , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Ukrainian |
| Опубліковано: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2020
|
| Онлайн доступ: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/381 |
| 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-381 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-3812020-11-24T06:46:03Z Assessment of WWER-1000 Core Baffle Form Alteration during Operation Розрахункова оцінка формозміни вигородки реактора ВВЕР-1000 в процесі експлуатації Chirkov, A. Kharchenko, V. Kobelsky, S. The paper illustrates the results of the computer assessment of the form alteration in WWER-1000 core baffle obtained via the solution to the coupled thermoelastoplastic task considering the strains of irradiation growth and creep. In the modeling of the contact conditions, the temperature redistribution is considered due to the incompliance of the coolant flow in the contact zone between the core baffle and in-vessel core barrel with the design conditions. The modern approaches to the modeling of strains of the irradiation growth and irradiation creep in austenite steels are used in the space-limited environment under neutron exposure and elevated temperature. The finite element analysis involves the mixed scheme of the finite element method, which allows determination of the stress-strain state with high accuracy. The calculations are performed in the two-dimensional statement for the cross-section of the core baffle with the maximum damaging dose and irradiation temperature under the condition of the generalized plane strain. The results of the calculations are presented for full-scale reactor operation and scheduled shutdown to recharge the fuel cluster at the end of core life. The data on the distribution and value of the gap between the core baffle and barrel, as well as the spacer grids of the edge fuel assemblies and reactor core baffle edges, have been obtained from the median values of the dose dependence on swelling at different temperatures in Kh18N10T austenite steel. Наведено результати розрахункової оцінки формозміни вигородки активної зони реактора ВВЕР-1000, отримані на основі розв’язання зв’язаної контактної задачі термопружнопластичності з урахуванням деформацій радіаційного розпухання і повзучості. Для моделювання умов контакту враховано перерозподіл температури внаслідок порушення проєктних умов протоку теплоносія в зоні контакту вигородки з внутрішньокорпусною шахтою. Використано сучасні підходи моделювання радіаційного розпухання і радіаційної повзучості аустенітних сталей під впливом нейтронного опромінення і підвищеної температури в умовах, які спричиняють напруження. В основу розрахункового аналізу покладена змішана схема методу скінченних елементів, що дає змогу визначати напружено-деформований стан (НДС) з високим ступенем точності. Розрахунки виконані в двовимірній постановці для поперечного перерізу вигородки з максимальною за висотою пошкоджуючою дозою та температурою опромінення за умови узагальненої плоскої деформації. Результати розрахунків наведені для умови роботи реактора на повній потужності й планового зупинення для перевантаження тепловиділяючих збірок (ТВЗ) після завершення кампанії. З використанням медіанних значень параметрів температурно-дозової залежності розпухання аустенітної сталі 08Х18Н10Т отримані дані про розподіл вздовж колової координати величини зазору між вигородкою і шахтою, а також залишкового зазору між дистанційними решітками периферійних ТВЗ і гранями вигородки реактора. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2020-09-15 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/381 10.32918/nrs.2020.3(87).02 Nuclear and Radiation Safety; No 3(87) (2020): Nuclear and Radiation Safety; 13-20 Ядерна та радіаційна безпека; № 3(87) (2020): Ядерна та радіаційна безпека; 13-20 2073-6231 uk https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/381/492 |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| collection |
OJS |
| language |
Ukrainian |
| format |
Article |
| author |
Chirkov, A. Kharchenko, V. Kobelsky, S. |
| spellingShingle |
Chirkov, A. Kharchenko, V. Kobelsky, S. Розрахункова оцінка формозміни вигородки реактора ВВЕР-1000 в процесі експлуатації |
| author_facet |
Chirkov, A. Kharchenko, V. Kobelsky, S. |
| author_sort |
Chirkov, A. |
| title |
Розрахункова оцінка формозміни вигородки реактора ВВЕР-1000 в процесі експлуатації |
| title_short |
Розрахункова оцінка формозміни вигородки реактора ВВЕР-1000 в процесі експлуатації |
| title_full |
Розрахункова оцінка формозміни вигородки реактора ВВЕР-1000 в процесі експлуатації |
| title_fullStr |
Розрахункова оцінка формозміни вигородки реактора ВВЕР-1000 в процесі експлуатації |
| title_full_unstemmed |
Розрахункова оцінка формозміни вигородки реактора ВВЕР-1000 в процесі експлуатації |
| title_sort |
розрахункова оцінка формозміни вигородки реактора ввер-1000 в процесі експлуатації |
| title_alt |
Assessment of WWER-1000 Core Baffle Form Alteration during Operation |
| description |
The paper illustrates the results of the computer assessment of the form alteration in WWER-1000 core baffle obtained via the solution to the coupled thermoelastoplastic task considering the strains of irradiation growth and creep. In the modeling of the contact conditions, the temperature redistribution is considered due to the incompliance of the coolant flow in the contact zone between the core baffle and in-vessel core barrel with the design conditions. The modern approaches to the modeling of strains of the irradiation growth and irradiation creep in austenite steels are used in the space-limited environment under neutron exposure and elevated temperature. The finite element analysis involves the mixed scheme of the finite element method, which allows determination of the stress-strain state with high accuracy. The calculations are performed in the two-dimensional statement for the cross-section of the core baffle with the maximum damaging dose and irradiation temperature under the condition of the generalized plane strain. The results of the calculations are presented for full-scale reactor operation and scheduled shutdown to recharge the fuel cluster at the end of core life. The data on the distribution and value of the gap between the core baffle and barrel, as well as the spacer grids of the edge fuel assemblies and reactor core baffle edges, have been obtained from the median values of the dose dependence on swelling at different temperatures in Kh18N10T austenite steel. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2020 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/381 |
| work_keys_str_mv |
AT chirkova assessmentofwwer1000corebaffleformalterationduringoperation AT kharchenkov assessmentofwwer1000corebaffleformalterationduringoperation AT kobelskys assessmentofwwer1000corebaffleformalterationduringoperation AT chirkova rozrahunkovaocínkaformozmínivigorodkireaktoravver1000vprocesíekspluatacíí AT kharchenkov rozrahunkovaocínkaformozmínivigorodkireaktoravver1000vprocesíekspluatacíí AT kobelskys rozrahunkovaocínkaformozmínivigorodkireaktoravver1000vprocesíekspluatacíí |
| first_indexed |
2024-09-01T17:39:57Z |
| last_indexed |
2024-09-01T17:39:57Z |
| _version_ |
1809016315284815872 |