The analysis realized in the work revealed excessive conservatism of the requirements of the Technological Regulations for the WWER Safe Operation regarding the maximum allowable number of loading cycles for thermal power equipment of B and C safety class. The need to revise the requirements for the maximum allowable number of loading cycles is determined mainly by the fact that different equipment can have different structural and strength characteristics, and it can be subjected to different cyclic loads in identical transient and emergency modes. There is presented an alternative conservative method for analyzing the strength conditions under cyclic loads. It takes into account in the general case the difference in the structural and strength characteristics of the heat power equipment of safety related systems, as well as the difference in cyclic loads on different equipment/equipment elements in identical transient and emergency conditions.
Based on the presented method, the strength conditions for cyclic loads on welded joints of collectors (critical for strength elements) on the cases of steam generators of South Ukrainian 1 and Rivne 1&2 have been analysed in transient and emergency modes. As a result, it was found that the strength conditions for cyclic loading on the welded joints of the steam generator collectors are fulfilled for all the considered
examples. The disagreements in the calculated estimates are determined mainly by the difference in the number of loading cycles in emergency conditions and in modes of violation of normal operating conditions. The developed alternative method for analyzing the strength conditions under cyclic loads is acceptable for other types of heat power equipment – pumps, valves and heat exchangers. The presented method can be used to improve the requirements of regulatory documents governing the permissible number of thermal loading cycles for heat power equipment. The results of the presented work determine the limited approach to the nuclear power plant operation with variable reactor power in operating conditions.
Проведений у роботі аналіз виявив надлишковий консерватизм вимог Технологічних регламентів безпечної експлуатації ВВЕР щодо максимально допустимої кількості циклів навантаження на
теплоенергетичне обладнання класу безпеки В та С. Необхідність перегляду вимог до максимально допустимої кількості циклів навантаження визначається в основному тим, що різне обладнання може мати різні конструкційно-міцнісні характеристики, а в ідентичних перехідних і аварійних режимах може нести різні циклічні навантаження. Представлено альтернативний консервативний метод аналізу умов міцності при циклічних навантаженнях, який враховує в загальному випадку різницю конструкційно-міцнісних характеристик теплоенергетичного обладнання систем, важливих для безпеки, а також різницю циклічних навантажень на різне обладнання/елементи обладнання в ідентичних перехідних і аварійних режимах. На основі представленого метода проведено аналіз умов міцності на циклічні навантаження в перехідних і аварійних режимах зварних з’єднань колекторів (критичні для міцності елементи) на корпусах парогенераторів 1-го енергоблоку Південно-Української АЕС, 1-го і 2-го енергоблоків Рівненської АЕС. У результаті встановлено, що для всіх розгляданих прикладів умови міцності по циклічним навантаженням на зварні з’єднання колекторів парогенераторів виконуються. Розходження в отриманих розрахункових оцінках визначаються в основному різницею кількості циклів навантаження в аварійних режимах і в режимах порушення нормальних умов експлуатації. Розроблений альтернативний метод аналізу умов міцності при циклічних навантаженнях є
обґрунтованим і для інших видів теплоенергетичного обладнання – насосів, арматури і теплообмінників. Представлений метод може бути використано для вдосконалення вимог нормативних документів, які регламентують допустиму кількість циклів термічного навантаження на еплоенергетичне обладнання. Результати представленої роботи визначають обмеженість підходу
роботи ядерних енергоустановок зі змінною потужністю реактора в робочих режимах експлуатації.
