Оцінка цілісності обладнання та трубопроводів АС на основі пов'язаних розрахунків в ANSYS і RELAP CODE
One of the milestones leading to the unit transition to long-term operation is the assessment of the current technical state of equipment and pipelines during the periodic safety review. An integral part of this assessment are the strength calculations within the necessity to take into account rapid...
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/385 |
| 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-385 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-3852020-11-24T06:46:03Z Assessing Structural Integrity of NPP Equipment and Pipelines by Coupled Calculations in ANSYS and RELAP Codes Оцінка цілісності обладнання та трубопроводів АС на основі пов'язаних розрахунків в ANSYS і RELAP CODE Diemienkov, V. Shugailo, O. Mustafin, M. Makarenko, M. One of the milestones leading to the unit transition to long-term operation is the assessment of the current technical state of equipment and pipelines during the periodic safety review. An integral part of this assessment are the strength calculations within the necessity to take into account rapid thermohydraulic parameters changing during non-stationary transients. Such calculations are characterized by the need for taking into account the relationship between equipment units and pipelines of the reactor coolant system. This task requires additional development of a complex three-dimensional FE model of reactor coolant system. The submodeling approach was used to perform the strength calculation of primary equipment. This approach involves the step-by-step process of strength calculations including the development of a thermohydraulic model with thermohydraulic analysis, the creation of a simplified complex finite element model of the reactor unit containing basic equipment and pipelines, validation, detailed transfer of boundary condition datasets for finite element model and determination of stress strain state for all calculation modes, and performance of the specified calculations of the equipment by a method of submodeling at the end. In general, the implementation of the whole complex of thermohydraulic and strength calculations within one program code is a quite complicated task and requires creating a separate approach. This paper presents the results of developing a comprehensive approach using the coupled calculations in the thermohydraulic and strength codes. Однією з основних складових переходу енергоблока до довгострокової експлуатації є оцінка поточного технічного стану обладнання та трубопроводів під час виконання періодичної переоцінки безпеки. Невід’ємною частиною оцінки поточного технічного стану обладнання та трубопроводів є розрахунки на міцність, під час проведення яких, здебільшого, необхідним є врахування зміни теплогідравлічних параметрів під час перебігу нестаціонарних перехідних процесів в обладнанні та трубопроводах. Виконання всього комплексу теплогідравлічних і міцнісних розрахунків одним програмним кодом зазвичай досить ускладнене та потребує окремого підходу. В цій статті описані результати застосування комплексного підходу за допомогою зв’язаних розрахунків у теплогідравлічному та міцнісному кодах. 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/385 10.32918/nrs.2020.3(87).06 Nuclear and Radiation Safety; No 3(87) (2020): Nuclear and Radiation Safety; 46-54 Ядерна та радіаційна безпека; № 3(87) (2020): Ядерна та радіаційна безпека; 46-54 2073-6231 uk https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/385/496 |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| collection |
OJS |
| language |
Ukrainian |
| format |
Article |
| author |
Diemienkov, V. Shugailo, O. Mustafin, M. Makarenko, M. |
| spellingShingle |
Diemienkov, V. Shugailo, O. Mustafin, M. Makarenko, M. Оцінка цілісності обладнання та трубопроводів АС на основі пов'язаних розрахунків в ANSYS і RELAP CODE |
| author_facet |
Diemienkov, V. Shugailo, O. Mustafin, M. Makarenko, M. |
| author_sort |
Diemienkov, V. |
| title |
Оцінка цілісності обладнання та трубопроводів АС на основі пов'язаних розрахунків в ANSYS і RELAP CODE |
| title_short |
Оцінка цілісності обладнання та трубопроводів АС на основі пов'язаних розрахунків в ANSYS і RELAP CODE |
| title_full |
Оцінка цілісності обладнання та трубопроводів АС на основі пов'язаних розрахунків в ANSYS і RELAP CODE |
| title_fullStr |
Оцінка цілісності обладнання та трубопроводів АС на основі пов'язаних розрахунків в ANSYS і RELAP CODE |
| title_full_unstemmed |
Оцінка цілісності обладнання та трубопроводів АС на основі пов'язаних розрахунків в ANSYS і RELAP CODE |
| title_sort |
оцінка цілісності обладнання та трубопроводів ас на основі пов'язаних розрахунків в ansys і relap code |
| title_alt |
Assessing Structural Integrity of NPP Equipment and Pipelines by Coupled Calculations in ANSYS and RELAP Codes |
| description |
One of the milestones leading to the unit transition to long-term operation is the assessment of the current technical state of equipment and pipelines during the periodic safety review. An integral part of this assessment are the strength calculations within the necessity to take into account rapid thermohydraulic parameters changing during non-stationary transients. Such calculations are characterized by the need for taking into account the relationship between equipment units and pipelines of the reactor coolant system. This task requires additional development of a complex three-dimensional FE model of reactor coolant system. The submodeling approach was used to perform the strength calculation of primary equipment. This approach involves the step-by-step process of strength calculations including the development of a thermohydraulic model with thermohydraulic analysis, the creation of a simplified complex finite element model of the reactor unit containing basic equipment and pipelines, validation, detailed transfer of boundary condition datasets for finite element model and determination of stress strain state for all calculation modes, and performance of the specified calculations of the equipment by a method of submodeling at the end. In general, the implementation of the whole complex of thermohydraulic and strength calculations within one program code is a quite complicated task and requires creating a separate approach. This paper presents the results of developing a comprehensive approach using the coupled calculations in the thermohydraulic and strength codes. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2020 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/385 |
| work_keys_str_mv |
AT diemienkovv assessingstructuralintegrityofnppequipmentandpipelinesbycoupledcalculationsinansysandrelapcodes AT shugailoo assessingstructuralintegrityofnppequipmentandpipelinesbycoupledcalculationsinansysandrelapcodes AT mustafinm assessingstructuralintegrityofnppequipmentandpipelinesbycoupledcalculationsinansysandrelapcodes AT makarenkom assessingstructuralintegrityofnppequipmentandpipelinesbycoupledcalculationsinansysandrelapcodes AT diemienkovv ocínkacílísnostíobladnannâtatruboprovodívasnaosnovípovâzanihrozrahunkívvansysírelapcode AT shugailoo ocínkacílísnostíobladnannâtatruboprovodívasnaosnovípovâzanihrozrahunkívvansysírelapcode AT mustafinm ocínkacílísnostíobladnannâtatruboprovodívasnaosnovípovâzanihrozrahunkívvansysírelapcode AT makarenkom ocínkacílísnostíobladnannâtatruboprovodívasnaosnovípovâzanihrozrahunkívvansysírelapcode |
| first_indexed |
2024-09-01T17:39:58Z |
| last_indexed |
2024-09-01T17:39:58Z |
| _version_ |
1809016316290400256 |