При продлении сроков эксплуатации атомных электростанций основным вопросом является обоснование возможности продления сроков эксплуатации корпуса реактора, что определяет экономическую целесообразность дальнейшей эксплуатации энергоблока в целом. Существенное влияние на остаточный ресурс корпуса
реактора оказывают термические нагрузки, в том числе возможный термоудар при авариях с «неплотным» реакторным контуром. В работе получили развитие критериальные методы оценки условий термоудара на корпус реактора, причем внимание акцентируется не на известных корреляционных подходах, а на дополнитель-
ных критериях, связанных с завершенностью процессов теплообмена и условиями прочности металла корпуса реактора при термических нагрузках. Предлагаемый критериальный метод может быть основой для оперативной системы диагностики условий термоудара на корпус реактора при авариях с «неплотным» реакторным
контуром.
корпусу реактора, що визначає економічну доцільність подальшої експлуатації енергоблока в цілому. Істотний вплив на залишковий ресурс корпусу реактора чинять термічні навантаження, у тому числі можливий термоудар при аваріях з «нещільним» реакторним контуром. У роботі розвинуто критеріальні методи оцінки умов термоудару на корпус реактора, причому увага акцентується не на відомих кореляційних підходах, а на додаткових критеріях, пов’язаних із завершеністю процесів теплообміну та умовами міцності металу корпусу реактора при термічних навантаженнях. Критеріальний метод, що пропонується, може бути основою для оперативної системи діагностики умов термоудару на корпус реактора при аваріях з «нещільним» реакторним контуром.
During the prolongation of the terms of the nuclear power plants operation the main issue is the substantiation of the possibility of the terms of the reactor vessel operation, which determines the economic necessity to continue operating the unit as a whole. Significant effect on the residual life of the reactor pressure vessel is to commit thermal loads, including thermal shock in case of the accident with leaky reactor circuit. The dimensionless method is developed concerning the rating conditions of the thermal shock to reactor vessels. Moreover, the attention is focused not on the known correlation approaches, but on the additional criteria, related to the completeness of the heat transfer and terms strength of metal under thermal loading. Proposed methods can be the basic for the rapid diagnosis of the conditions of thermal shock to reactor in the accidents with leaky reactor circuit.
