THE TECHNICAL CONDITION ANALYSIS OF THE CORE SHROUD AT THE SUNPP-1 REACTOR

Authors

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

DOI:

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

Keywords:

vessel internals, core shroud, fluence, radiation creep, radiation intumescence, WWER-1000, volumetric deformation

Abstract

The calculations of neutron fluence on the WWER-1000 reactor’s core shroud were made. The current and predicted mechanical properties of the main material (Steel 08Х18Н10Т) of the core shroud were determined. Represented mathematical model for the radiation creep at the main material of the vessel internals. The radiation intumescence mathematical model for the austenitic steel that considers different properties (stress stain condition, temperature, the influence of radiation creep and plastic deformation) was implemented. The forming and stress condition evaluations of the core shroud were made for the operational term of 25, 40 and 60 years. It is shown that for a period of 60 years metalcore shroud meets all requirements.

Author Biography

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

маг АЕС і ІТФ ТЕФ

References

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.

Downloads

Published

2016-05-13

Issue

No. 1 (2016): 43

Section

TECHNOLOGIES AND EQUIPMENT IN ENERGY

License

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).