Експертне експрес-оцінювання впливу тепломасообмінних процесів на залишковий ресурс корпуса реактора ВВЕР-1000 через окрихкення його металу
Loading...
Date
2022
Authors
Попов, В’ячеслав
Мілейковський, Віктор
Тригуб, Олександр
Journal Title
Journal ISSN
Volume Title
Publisher
Abstract
Реактор ВВЕР-1000 експлуатується на 13-ти з 15-ти наявних енергоблоках атомних станцій України (АЕС). Забезпечення тривалої та безпечної експлуатації таких реакторів є основою для надійної роботи всіх 13 українських енергоблоків АЕС і гарантом енергетичної безпеки України. Визначальним та головним фактором, що впливає на безпеку й належний залишковий ресурс корпусу реактора ВВЕР-1000, є радіаційне окрихкення реакторної сталі в умовах нестаціонарного тепломасообміну в реакторі. Наслідки радіаційного окрихкення реакторної сталі негативно проявляються при аварійних ситуаціях з охолодженням активної зони. Сам цей процес – радіаційне окрихкення – накопичується постійно й поступово. Тому важливо вести його моніторинг шляхом періодичного поточного експрес-оцінювання крихкої міцності корпуса реактору ВВЕР-1000, особливо в умовах змінного теплового режиму. Отже, актуальним є використання розрахункових експрес-методів періодичної оцінки крихкої міцності корпусу реактору ВВЕР-1000 з гарантованим забезпеченням належної точності. При цьому ефективність підходу підкріплюється невисокими витратами ресурсів – інженерного персоналу, швидким та відносно спрощеним використанням обчислювальної техніки і програмних засобів. Як приклад і підтвердження застосовності запропонованого підходу виконано експертне експрес-оцінкювання крихкої міцності й залишкового ресурсу корпусу реактора енергоблоку № 1 Південно-Української АЕС. При цьому враховано фактичні та паспортні характеристики його металу.
Description
The WWER-1000 reactor is operated at 13 of the 15 operating power units of Ukraine's nuclear power plants (NPPs). Ensuring long-term and safe operation of such reactors is the basis for reliable operation of all 13 Ukrainian nuclear power plants units and the guarantor of Ukraine's energy security. The determining and leading factor influencing
the safety and proper residual life of the WWER-1000 reactor vessel is the radiation embrittlement of the reactor steel. The consequences of radiation embrittlement of reactor steel are negatively manifested in emergencies with cooling of the core. This process itself – radiation embrittlement – accumulates constantly and gradually. Therefore, it is important to monitor it
by periodically performing ongoing rapid assessments of the brittle strength of the WWER-1000 reactor vessel (along with other factors, including cyclic damage, as discussed in a previous publication). Therefore, it is important to use the calculated express methods of periodic assessment of the brittle strength of the WWER-1000 reactor vessel with guaranteed
accuracy. The effectiveness of the approach is supported by low cost of resources – engineering staff, fast and relatively simplified use of computers and software. As an example and confirmation of the applicability of the proposed approach, an expert rapid assessment of the fragile strength and residual life of the reactor vessel of Unit № 1 of the South-Ukrainian
Nuclear Power Plant was performed. This takes into account the actual, passport characteristics of its metal. The negative impact of the rigid regime with cooling of the WWER-1000 reactor of Unit № 1, not taken into account by the operating organization (South-Ukrainian Nuclear Power Plant) when extending its designated resource / service life, is shown. timely
to clarify complex factors, technical aspects and parameters, as well as – their possible negative effects on the safe operation of systems and elements of nuclear power plants.
Keywords
атомна електростанція, тепломасообмінні процеси, радіаційне окрихкення, циклічна пошкоджуваність, стаття, nuclear power plant, heat-mass transfer processes, radiation embrittlement, cyclic damage
Citation
Попов В. В. Експертне експрес-оцінювання впливу тепломасообмінних процесів на залишковий ресурс корпуса реактора ВВЕР-1000 через окрихкення його металу / В. В. Попов, В. О. Мілейковський, О. С. Тригуб // Вентиляція, освітлення та теплогазопостачання. - 2022. - Вип. 41. - C. 39-49. - https://doi.org/10.32347/2409-2606.2022.41.39-49