eONPUIR

Визначення жорсткісних характеристик опорних елементів реактора ВВЕР-1000

Показать сокращенную информацию

dc.contributor.author Васильченко, В. М.
dc.contributor.author Колядюк, А. С.
dc.contributor.author Посох, В. О.
dc.contributor.author Дубковський, В`ячеслав Олександрович
dc.contributor.author Дубковский, Вячеслав Александрович
dc.contributor.author Dubkovsky, Vyacheslav
dc.date.accessioned 2021-04-05T19:16:34Z
dc.date.available 2021-04-05T19:16:34Z
dc.date.issued 2019
dc.identifier.citation Визначення жорсткісних характеристик опорних елементів реактора ВВЕР-1000 / В. М. Васильченко, А. С. Колядюк, В. О. Посох, В. О. Дубковский // Ядерна та радіац. безпека. - 2019. - № 4 (84). - С. 12-17. uk
dc.identifier.issn 2073-6231
dc.identifier.uri https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/184/176
dc.identifier.uri https://doi.org/10.32918/nrs.2019.4(84).02
dc.identifier.uri http://dspace.opu.ua/jspui/handle/123456789/11499
dc.description.abstract Існуючі підходи до розрахункового обґрунтування безпечної експлуатації опорних елементів (ОЕ) ре-актора загалом описані в матеріалах з обґрунтування продовження строку експлуатації (ПСЕ) енергобло-ків АЕС України, які входять до складу відповідних рішень про ПСЕ ОЕ. Досвід виконання цих розрахунків та аналізування результатів свідчить про те, що існують аспекти, які потребують покращення практики виконання подібних розрахунків. Так, зокрема, у наявних розрахунках напруження в ОЕ аналізуються не від усіх силових факторів. Зазвичай у матеріалах з ПСЕ для виконання розрахунків використовуються осесиметрічні моделі (1/30), яке призводить до недоврахування жорсткісних характеристик, що впливає на результати визначення напружено-деформованого стану ОЕ при врахуванні всіх силових факторів.У статті запропонована методологія з визначення жорсткості опорних елементів реактора (кільця опорного (КО), кільця упорного (КУ), сильфона розділяючого (СР)) в повній постановці (без застосування умов симетрії) з врахуванням усіх геометричних особливостей та врахуванням взаємодії між окремими конструкціями та вузлами опорних елементів. Описаний підхід вперше було використано в розрахунках під час продовження строку експлуатації енергоблока No 1 ВП ХАЕС. en
dc.description.abstract Available approaches to computer justification of safe operation of reactor support components (RSC) are generally presented in the reports justifying RSC lifetime extension at Ukrainian NPPs. The experience of performing such calculations and analyzing the results indicates that there are issues to be improved. Thus, in particular, RSC stress-strain state is not analyzed for all force factors in the available calculations. It is typical for the reports on RSC lifetime extension justification that the strength assessment of the RSC is performed in an axisymmetric formulation (1/30). Meanwhile, a complex asymmetrical load from the main circulation pipelines is not considered, which affects RSC stress-strain state calculations as some stiffness characteristics (horizontal and torsional stiffness) cannot be determined correctly in a 1/30 axisymmetric formulation.The paper proposes a methodology for determining RSC stiffness in a complete formulation (without applying symmetry conditions), taking into account all geometric features and the interaction between individual structures and nodes of RSC. Thus, for each RSC (support ring, thrust ring, separating bellows), based on geometric features and types of connection to other components, stiffness to be determined to calculate the forces is defined (six for support ring and separating bellows and three for thrust ring respectively). Single loads in the form of forces and moments were imposed on the remote points connected to corresponding RSC surfaces to determine stiffness. This load made it possible to obtain the displacements and rotation angles of the corresponding remote points, which were used to calculate the stiffness characteristics.The described approach was first used in the calculations performed within justification of KhNPP Unit 1. en
dc.language.iso uk en
dc.subject опорні елементи реактора en
dc.subject жорсткісні характеристики en
dc.subject розрахункове обґрунтування безпечної експлуатації en
dc.subject продовження строку експлуатації en
dc.subject reactor support components en
dc.subject stiffness characteristics en
dc.subject computer justification of safe operation en
dc.subject lifetime extension en
dc.title Визначення жорсткісних характеристик опорних елементів реактора ВВЕР-1000 en
dc.title.alternative Determination ofStiffness Characteristics for WWER-1000 Support Components en
dc.type Article en
opu.kafedra Кафедра атомних електричних станцій uk
opu.citation.journal Ядерна та радіаційна безпека = Nuclear & radiation safety en
opu.citation.firstpage 12 en
opu.citation.lastpage 17 en
opu.citation.issue 4 (84) en
opu.staff.id dubkovskyy.v@opu.ua en


Файлы, содержащиеся в элементе

Этот элемент содержится в следующих коллекциях

Показать сокращенную информацию