АНАЛІЗ ТЕХНІЧНОГО СТАНУ ВИГОРОДКИ РЕАКТОРА ЕНЕРГОБЛОКУ No1 ВП ЮУАЕС

Автор(и)

  • Valerii Ivanovych Konshyn Національний технічний університет України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського», Україна
  • Heorhii Yuriiovych Yevlakhovych Національний технічний університет України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського», Україна

DOI:

https://doi.org/10.20535/1813-5420.1.2016.68826

Ключові слова:

внутрішньокорпусні пристрої (ВКП), вигородка, флюенс, радіаційне розпухання, радіаційна повзучість, ВВЕР-1000, об’ємні деформації

Анотація

роблено аналіз розрахованого флюенсанейтронів для вигородки реактора ВВЕР-1000. Визначені поточні та прогнозні механічні властивості матеріалу вигородки – сталі 08Х18Н10Т. Представлена математична модель радіаційної повзучості матеріалу елемента ВКП. Реалізована математична модель розпухання аустенітної сталі 08Х18Н10Т, яка враховує напружено-деформований стан, температуру, вплив пластичних деформацій та радіаційної повзучості. Дані оцінки зміни форми та напруженому стану вигородкипротягом 25, 40 та 60 років роботи реактора ВВЕР-1000. Показано, що за період 60 років метал вигородки задовольняє всім пред’явленим вимогам.

Біографія автора

Heorhii Yuriiovych Yevlakhovych, Національний технічний університет України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського»

маг АЕС і ІТФ ТЕФ

Посилання

Расчет флюенса нейтронов на выгородку, включая элементы ее крепления //Отчет ИЯИ № 10 SMP 280, ДИТИ 2301/97, 2011.

Behavior of 08Х18Н10Т Steel after 15 Years of Operation as Core Shroud of WWER 440 Plant /A. Hojna, M. Falcnik, O. Hietanen, L. Hulinova, R. Korhonen, F. Oszvald // 11th Int. Conference “Material Issues In Design, Manufacturing And Operation Of Nuclear Power Plants Equipment”,2010, St. Petersburg.

Effect of Neutron Irradiation on Microstructure and Mechanical Properties of VVER-type Reactor Vessel Internals /J. Kočík, M. Postler, M. Žamboch, E. Keilová, J. Burda: Fontevraud 5// International Symposium on PWR, France, 2002.

Оценка внутрикорпусных устройств реакторов ВВЭР-440 и 1000, заключительный отчет, ДИТИ 302/166, 2000 г.

Жамбох М.Составление модели повреждения с точки зрения радиационного упрочнения и коррозионного растрескивания / М. Жамбох, М. Рущак, ДИТИ 302/161,2000 г.

Прочность основного оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР/ Н.В.Шарый, В.П.Семишкин, В.А.Пиминов, Ю.Г.Драгунов – М.: ИздАТ 2004, Москва.

Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. ПНАЭ Г -7-002-86. №23/3812.3.12.1-4 База данных ядерной паропроизводительной установки с реактором ВВЭР-1000/302.

##submission.downloads##

Опубліковано

2016-05-13

Номер

№ 1 (2016): 43

Розділ

ТЕХНОЛОГІЇ ТА ОБЛАДНАННЯ В ЕНЕРГЕТИЦІ

Ліцензія

Автори, які публікуються у цьому журналі, погоджуються з наступними умовами:

  1. Автори залишають за собою право на авторство своєї роботи та передають журналу право першої публікації цієї роботи на умовах ліцензії Creative Commons Attribution License, котра дозволяє іншим особам вільно розповсюджувати опубліковану роботу з обов'язковим посиланням на авторів оригінальної роботи та першу публікацію роботи у цьому журналі.
  1. Автори мають право укладати самостійні додаткові угоди щодо неексклюзивного розповсюдження роботи у тому вигляді, в якому вона була опублікована цим журналом (наприклад, розміщувати роботу в електронному сховищі установи або публікувати у складі монографії), за умови збереження посилання на першу публікацію роботи у цьому журналі.
  1. Політика журналу дозволяє і заохочує розміщення авторами в мережі Інтернет (наприклад, у сховищах установ або на особистих веб-сайтах) рукопису роботи, як до подання цього рукопису до редакції, так і під час його редакційного опрацювання, оскільки це сприяє виникненню продуктивної наукової дискусії та позитивно позначається на оперативності та динаміці цитування опублікованої роботи (див. The Effect of Open Access).