Експериментальні дослідження фрагмента попередньо напруженої захисної оболонки енергоблока атомної станції
Containment is a protective element of the reactor plant that isolates it from the environment and ensures the localization of radioactive substances in the subcontainment space in design basis accident. To ensure the tightness of the reactor compartment along the inner reinforced concrete surface o...
Збережено в:
| Видавець: | State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
|---|---|
| Дата: | 2021 |
| Автори: | , , , , , , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Ukrainian |
| Опубліковано: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2021
|
| Онлайн доступ: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/767 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
Репозиторії
Nuclear and Radiation Safety| id |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-767 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| collection |
OJS |
| language |
Ukrainian |
| format |
Article |
| author |
Bambura, А. Sazonova, I. Karpenko, А. Zharko, L. Fesenko, O. Iniushev, V. Zhygalov, I. Posokh, V. |
| spellingShingle |
Bambura, А. Sazonova, I. Karpenko, А. Zharko, L. Fesenko, O. Iniushev, V. Zhygalov, I. Posokh, V. Експериментальні дослідження фрагмента попередньо напруженої захисної оболонки енергоблока атомної станції |
| author_facet |
Bambura, А. Sazonova, I. Karpenko, А. Zharko, L. Fesenko, O. Iniushev, V. Zhygalov, I. Posokh, V. |
| author_sort |
Bambura, А. |
| title |
Експериментальні дослідження фрагмента попередньо напруженої захисної оболонки енергоблока атомної станції |
| title_short |
Експериментальні дослідження фрагмента попередньо напруженої захисної оболонки енергоблока атомної станції |
| title_full |
Експериментальні дослідження фрагмента попередньо напруженої захисної оболонки енергоблока атомної станції |
| title_fullStr |
Експериментальні дослідження фрагмента попередньо напруженої захисної оболонки енергоблока атомної станції |
| title_full_unstemmed |
Експериментальні дослідження фрагмента попередньо напруженої захисної оболонки енергоблока атомної станції |
| title_sort |
експериментальні дослідження фрагмента попередньо напруженої захисної оболонки енергоблока атомної станції |
| title_alt |
Experimental Study of Fragment of Prestressed Containment of Nuclear Power Plant Unit |
| description |
Containment is a protective element of the reactor plant that isolates it from the environment and ensures the localization of radioactive substances in the subcontainment space in design basis accident. To ensure the tightness of the reactor compartment along the inner reinforced concrete surface of containment, there is an 8 mm thick envelope steel wall (ESW). In accordance with current construction regulations, ESW should be checked for loss of stability when calculating the structure of containment. Testing the ESW elements for stability loss by the method described in the current regulation, PNAE G-10-007-89, has showed stability loss of ESW elements in maximum design basis accident (MDBA) what makes it impossible to extend the life of the reactor. To study this issue, a program of experimental studies was drawn up in order to maintain ESW integrity including integrity of welding joints in case of possible stability loss due to applied forces and thermal actions. The purpose of experimental study was to research the stress-strain state of physically and geometrically sound models of the containment of nuclear power plants in order to maintain ESW integrity including integrity of welding joints in case of stability loss under the influence of loads arising in maximum design basis accident. In preparing the experimental study engineering solutions were developed for test samples, models, and test equipment. The results from inspection of technical condition of containment and data on the real strength and composition of concrete were used in the development of test samples. According to the results of the survey of three test samples, it was found no stability loss of steel envelope of test samples thus no failure, damage, or leakage of the test samples were recorded. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2021 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/767 |
| work_keys_str_mv |
AT bamburaa experimentalstudyoffragmentofprestressedcontainmentofnuclearpowerplantunit AT sazonovai experimentalstudyoffragmentofprestressedcontainmentofnuclearpowerplantunit AT karpenkoa experimentalstudyoffragmentofprestressedcontainmentofnuclearpowerplantunit AT zharkol experimentalstudyoffragmentofprestressedcontainmentofnuclearpowerplantunit AT fesenkoo experimentalstudyoffragmentofprestressedcontainmentofnuclearpowerplantunit AT iniushevv experimentalstudyoffragmentofprestressedcontainmentofnuclearpowerplantunit AT zhygalovi experimentalstudyoffragmentofprestressedcontainmentofnuclearpowerplantunit AT posokhv experimentalstudyoffragmentofprestressedcontainmentofnuclearpowerplantunit AT bamburaa eksperimentalʹnídoslídžennâfragmentapoperednʹonapruženoízahisnoíobolonkienergoblokaatomnoístancíí AT sazonovai eksperimentalʹnídoslídžennâfragmentapoperednʹonapruženoízahisnoíobolonkienergoblokaatomnoístancíí AT karpenkoa eksperimentalʹnídoslídžennâfragmentapoperednʹonapruženoízahisnoíobolonkienergoblokaatomnoístancíí AT zharkol eksperimentalʹnídoslídžennâfragmentapoperednʹonapruženoízahisnoíobolonkienergoblokaatomnoístancíí AT fesenkoo eksperimentalʹnídoslídžennâfragmentapoperednʹonapruženoízahisnoíobolonkienergoblokaatomnoístancíí AT iniushevv eksperimentalʹnídoslídžennâfragmentapoperednʹonapruženoízahisnoíobolonkienergoblokaatomnoístancíí AT zhygalovi eksperimentalʹnídoslídžennâfragmentapoperednʹonapruženoízahisnoíobolonkienergoblokaatomnoístancíí AT posokhv eksperimentalʹnídoslídžennâfragmentapoperednʹonapruženoízahisnoíobolonkienergoblokaatomnoístancíí |
| first_indexed |
2024-09-01T17:41:08Z |
| last_indexed |
2024-09-01T17:41:08Z |
| _version_ |
1809016389701206016 |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-7672021-03-19T08:47:20Z Experimental Study of Fragment of Prestressed Containment of Nuclear Power Plant Unit Експериментальні дослідження фрагмента попередньо напруженої захисної оболонки енергоблока атомної станції Bambura, А. Sazonova, I. Karpenko, А. Zharko, L. Fesenko, O. Iniushev, V. Zhygalov, I. Posokh, V. Containment is a protective element of the reactor plant that isolates it from the environment and ensures the localization of radioactive substances in the subcontainment space in design basis accident. To ensure the tightness of the reactor compartment along the inner reinforced concrete surface of containment, there is an 8 mm thick envelope steel wall (ESW). In accordance with current construction regulations, ESW should be checked for loss of stability when calculating the structure of containment. Testing the ESW elements for stability loss by the method described in the current regulation, PNAE G-10-007-89, has showed stability loss of ESW elements in maximum design basis accident (MDBA) what makes it impossible to extend the life of the reactor. To study this issue, a program of experimental studies was drawn up in order to maintain ESW integrity including integrity of welding joints in case of possible stability loss due to applied forces and thermal actions. The purpose of experimental study was to research the stress-strain state of physically and geometrically sound models of the containment of nuclear power plants in order to maintain ESW integrity including integrity of welding joints in case of stability loss under the influence of loads arising in maximum design basis accident. In preparing the experimental study engineering solutions were developed for test samples, models, and test equipment. The results from inspection of technical condition of containment and data on the real strength and composition of concrete were used in the development of test samples. According to the results of the survey of three test samples, it was found no stability loss of steel envelope of test samples thus no failure, damage, or leakage of the test samples were recorded. Захисна оболонка є елементом системи захисту реакторної установки, що ізолює її від навколишнього середовища та забезпечує локалізацію радіоактивних речовин у підоболонковому просторі в разі потенційно можливих проєктних аварій. Для забезпечення герметичності реакторного відділення по внутрішній залізобетонній поверхні захисної оболонки влаштовано герметизуюче сталеве облицювання товщиною 8 мм. Відповідно до чинних будівельних норм під час розрахунків конструкцій захисних оболонок потрібно виконувати перевірку герметизуючого сталевого облицювання на втрату стійкості. Перевірка елементів сталевого облицювання на втрату стійкості за методом, наведеним у ПНАЭ Г-10-007-89 [1], показала, що під час дії максимальної проєктної аварії відбувається втрата стійкості герметизуючого сталевого облицювання, що унеможливлює продовження ресурсу реактора. Для вивчення цього питання була розроблена програма експериментальних досліджень збереження цілісності герметизуючого сталевого облицювання (зокрема зварних швів) у разі можливої втрати стійкості облицювання внаслідок заданих силових та температурних впливів. Метою експериментальних досліджень було вивчення напружено-деформованого стану фізично і геометрично обґрунтованих моделей захисної оболонки атомних станцій щодо збереження цілісності герметизуючого сталевого облицювання (зокрема зварних швів) у разі втрати стійкості облицювання під впливом навантажень, які виникають під час максимальної проєктної аварії. У процесі підготовки експериментальних досліджень були розроблені технічні рішення дослідних зразків (моделей) та устаткування для випробувань. Під час розробки дослідних моделей були використані результати обстежень технічного стану захисної оболонки, дані щодо реальної міцності та складу бетону. За результатами проведених випробувань трьох дослідних зразків захисної оболонки енергоблоків було встановлено, що втрати стійкості сталевої оболонки дослідних зразків не відбулося, відповідно, не було зафіксовано руйнувань, пошкоджень, порушення герметичності дослідних зразків. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2021-03-19 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/767 10.32918/nrs.2021.1(89).06 Nuclear and Radiation Safety; No 1(89) (2021): Nuclear and Radiation Safety; 49-58 Ядерна та радіаційна безпека; № 1(89) (2021): Ядерна та радіаційна безпека; 49-58 2073-6231 uk https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/767/573 |