Пожалуйста, используйте этот идентификатор, чтобы цитировать или ссылаться на этот ресурс: http://dspace.opu.ua/jspui/handle/123456789/11499
Полная запись метаданных
Поле DCЗначениеЯзык
dc.contributor.authorВасильченко, В. М.-
dc.contributor.authorКолядюк, А. С.-
dc.contributor.authorПосох, В. О.-
dc.contributor.authorДубковський, В`ячеслав Олександрович-
dc.contributor.authorДубковский, Вячеслав Александрович-
dc.contributor.authorDubkovsky, Vyacheslav-
dc.date.accessioned2021-04-05T19:16:34Z-
dc.date.available2021-04-05T19:16:34Z-
dc.date.issued2019-
dc.identifier.citationВизначення 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.issn2073-6231-
dc.identifier.urihttps://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/184/176-
dc.identifier.urihttps://doi.org/10.32918/nrs.2019.4(84).02-
dc.identifier.urihttp://dspace.opu.ua/jspui/handle/123456789/11499-
dc.description.abstractІснуючі 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.abstractAvailable 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.isouken
dc.subjectопорні елементи реактораen
dc.subjectжорсткісні характеристикиen
dc.subjectрозрахункове обґрунтування безпечної експлуатаціїen
dc.subjectпродовження строку експлуатаціїen
dc.subjectreactor support componentsen
dc.subjectstiffness characteristicsen
dc.subjectcomputer justification of safe operationen
dc.subjectlifetime extensionen
dc.titleВизначення жорсткісних характеристик опорних елементів реактора ВВЕР-1000en
dc.title.alternativeDetermination ofStiffness Characteristics for WWER-1000 Support Componentsen
dc.typeArticleen
opu.kafedraКафедра атомних електричних станційuk
opu.citation.journalЯдерна та радіаційна безпека = Nuclear & radiation safetyen
opu.citation.firstpage12en
opu.citation.lastpage17en
opu.citation.issue4 (84)en
opu.staff.iddubkovskyy.v@opu.uaen
Располагается в коллекциях:Статті каф. АЕС
Ядерна та радіаційна безпека = Nuclear & radiation safety, 4(84), 2019

Файлы этого ресурса:
Файл Описание РазмерФормат 
184-Текст статті-309-1-10-20200401.pdf880.16 kBAdobe PDFПросмотреть/Открыть


Все ресурсы в архиве электронных ресурсов защищены авторским правом, все права сохранены.