Аналіз існуючих підходів до розрахункового обґрунтування безпечної експлуатації опорних елементів реактора

В. В. Інюшев¹, А. С. Колядюк¹, В. О. Посох¹, В. О. Дубковський²

¹ДП «Державний науково-інженерний центр систем контролю та аварійного реагування», просп. Героїв Сталінграда, 64/56, Київ, 04213, Україна
²Одеський національний політехнічний університет,
просп. Шевченка, 1, Одеса, 65044, Україна

DOI: doi.org/10.31717/2311-8253.19.3.5

Анотація

Проведено аналіз матеріалів з розрахункового обґрунтування безпечної експлуатації опорних елементів реактора (ОЕ), тцо представлені в проектно-конструкторській документації та у звітах з продовження строку експлуатації (ПСЕ) ОЕ на енергоблоках атомних електростанцій (АЕС) України, на відповідність вимогам чинної нормативної документації та коректності прийнятих початкових та граничних умов. Установлено, що проектні розрахунки на міцність мають типові відхилення від чинної нормативної документації, оскільки ОЕ були спроектовані відповідно до чинних у 70-х роках минулого століття норм та правил. Крім того, у проектних розрахунках на міцність враховані не всі силові фактори, що діють на ОЕ. Аналіз сучасних підходів до проведення розрахунків на міцність ОЕ, зокрема в рамках заходів з ПСЕ обладнання енергоблоків АЕС України, показав, що на практиці оцінка міцності ОЕ виконується в осесиметричній постановці. При цьому не враховується, що в такому випадку виникає складне несиметричне навантаження від патрубків головних циркуляційних трубопроводів, яке не дозволяє коректно розрахувати напружено-деформований стан ОЕ під час використання осесиметричної постановки задачі.

Ключові слова: опорні елементи реактора, оцінка технічного стану, продовження строку експлуатації, розрахункове обґрунтування безпечної експлуатації, початкові та граничні умови.

Список використаної літератури

1. НП 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. 1162.01.02.100 РР. Кольцо опорное 1162.0.02.100. Расчет прочности / Атомэнергоэкспорт. — М.: 1980. — 70 с.

3. Нормы расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок. — М.: Металлургия, 1973. — 408 с.

4. МТ-Т. 0.03.155-14. Методика переназначения допустимого количества циклов нагружения и оценки технического состояния по прочности тепломеханического оборудования и трубопроводов при циклических нагрузках / НАЭК «Энергоатом». — Киев, 2014. — 30 с.

5. НП 306.2.208-2016. Вимоги до сейсмостійкого проектування та оцінки сейсмічної безпеки енергоблоків атомних станцій / Державна інспекція ядерного регулювання України // Офіційний вісник України. — 2016. — № 92. — 59 с.

6. МТ-Т. 0.03.326-13. Методика расчетного анализа сейсмостойкости элементов действующих АЭС в рамках метода граничной сейсмостойкости / НАЭК «Энергоатом». — Киев, 2013. — 51 с.

7. НП 306.2.141-2008. Загальні положення безпеки атомних станцій. [Прийнятий Наказом Державного комітету ядерного регулювання України від 19.11.2007 р. № 162, чинний від 01.04.2008 р.]

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

Повна саття (PDF)