Методичні підходи до визначення зусиль, що діють на опорні елементи реактора ВВЕР-1000 при проектних режимах експлуатації енергоблока

В. О. Посох

ДП «Державний науково-інженерний центр систем контролю та аварійного реагування», просп. Героїв Сталінграда, 64/56, Київ, 04213, Україна

DOI: doi.org/10.31717/2311-8253.20.1.1

Анотація

Наведено підходи до врахування впливу навантажень за проектних режимів експлуатації енергоблока (нормальної експлуатації, порушень нормальної експлуатації та аварійних режимів) на опорні елементи реактора (ОЕ) через взаємодію з корпусом реактора, які застосовували під час розрахункового обґрунтування безпечної експлуатації ОЕ енергоблока № 1 Хмельницької АЕС у рамках обґрунтування продовження строку експлуатації. Зазначено, що для визначення зусиль, що діють на патрубки корпусу реактора від головних циркуляційних трубопроводів (ГЦТ) і трубопроводів системи аварійного охолодження активної зони реактора (САОЗ) проведено розрахунок системи трубопроводів першого контуру для набору розрахункових станів, які узагальнюють усі режими експлуатації енергоблока, що впливають на міцність ОЕ. Для визначення зусиль, які діють на ОЕ через корпус реактора від приєднаних трубопроводів САОЗ та ГЦТ, запропоновано стрижневу модель взаємодії реактора та ОЕ, в якій піддатливість ОЕ враховано шляхом присвоєння їм жор-сткостей у горизонтальному та вертикальному напрямках, а також згинальної та крутної жорсткостей.

Ключові слова: опорні елементи реактора, корпус реактора, продовження строку експлуатації, розрахункове обґрунтування безпечної експлуатації, проектні режими експлуатації енергоблока.

Список використаної літератури

1. HП 306.099-2004. Загальні вимоги до продовження експлуатації енергоблоків АЕС у понадпроектний строк за результатами здійснення періодичної переоцінки безпеки. [Прийнятий Наказом Державного комітету ядерного регулювання України від 26.11.2004 р. № 181, чинний від 15.12.2004 р.]

2. Аналіз існуючих підходів до розрахункового обґрунтування безпечної експлуатації опорних елементів реактора / В. В. Інюшев, А. С. Колядюк, В. О. Посох, В. О. Дубковський // Ядерна енергетика та довкілля. — 2019. — № 3 (15). — С. 36-41.

3. ПЛ-Д.0.03.126-10. Положення про порядок продовження строку експлуатації обладнання, систем, важливих для безпеки. — Київ, 2010. — 34 с.

4. ПМ-Д.0.03.222-14. Типовая программа по управлению старением элементов и конструкций энергоблока АЭС. — Киев, 2014. — 60 с

5. ПНАЭ Г-7-002-86. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок [Введены с изменениями 01.07.1987 г.] / Го-сатомэнергонадзор СССР. — М. : Энергоатомиздат, 1989. — 525 с.

6. НП 306.2.208-2016. Вимоги до сейсмостійкого проектування та оцінки сейсмічної безпеки енергоблоків атомних станцій / Державна інспекція ядерного регулювання України. — Київ, 2016. — 37 с.

7. РГ-Б.0.03.179-13. Типовой технологический регламент безопасной эксплуатации энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000 / НАЭК «Энергоатом». — Киев, 2014. — 257 с.

8. Визначення жорсткісних характеристик опорних елементів реактора ВВЕР-1000 / В. О. Посох, В. М. Васильченко, А. С. Колядюк, В. О. Дубковський // Ядерна та радіаційна безпека. — 2019. — № 4 (84). — С. 12-17.

Повна саття (PDF)


Опубліковано
2020-02-29

Якщо стаття прийнята до друку в журналі «Ядерна енергетика та довкілля», автор має підписати угоду про передачу авторських прав. Угода надсилається на поштову (оригінал) або електронну адресу (сканована копія) Редакції журналу.

Всі матеріали поширюються на умовах ліцензії  Creative Commons Attribution License International CC-BY, яка дозволяє іншим розповсюджувати роботу з визнанням авторства цієї роботи і першої публікації в цьому журналі.

Insert math as
Block
Inline
Additional settings
Formula color
Text color
#333333
Type math using LaTeX
Preview
\({}\)
Nothing to preview
Insert