Узагальнення результатів робіт з оцінки технічного стану та продовження строку експлуатації деталей головного ущільнення реактора ВВЕР-1000 енергоблоків № 1 – 4 ВП ЗАЕС

Q2 Energy

Nuclear and Radiation Safety Pub Date : 2021-03-19 DOI:10.32918/NRS.2021.1(89).05

Ya. Cherniak, O-i Shugailo, D. Brik, K. Kuznetsova, V. Demeshko

{"title":"Узагальнення результатів робіт з оцінки технічного стану та продовження строку експлуатації деталей головного ущільнення реактора ВВЕР-1000 енергоблоків № 1 – 4 ВП ЗАЕС","authors":"Ya. Cherniak, O-i Shugailo, D. Brik, K. Kuznetsova, V. Demeshko","doi":"10.32918/NRS.2021.1(89).05","DOIUrl":null,"url":null,"abstract":"Умови експлуатації деталей головного ущільнення реактора призводять до того, що механічні властивості шпильки з часом змінюються та розподіляються по довжині нерівномірно. Такий розподіл механічних властивостей потребує врахування під час оцінки міцності головного ущільнення реактора і безпосередньо самої шпильки. У цій статті проаналізовано досвід виконання робіт з оцінки технічного стану деталей головного ущільнення реактора енергоблоків № 1 – 4 Відокремленого підрозділу «Запорізька атомна електростанція» під час переходу до довгострокової експлуатації з урахуванням результатів проведених державних експертиз ядерної та радіаційної безпеки. Розглянуто узагальнені відомості щодо впливу експлуатаційних факторів на властивості металу деталей головного ущільнення реактора ВВЕР-1000. Проаналізовано необхідність урахування змін властивостей металу деталей вузла головного ущільнення реактора під час їх розрахункових обґрунтувань міцності та вплив цих факторів на формування заходів з управління старінням.","PeriodicalId":38519,"journal":{"name":"Nuclear and Radiation Safety","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0000,"publicationDate":"2021-03-19","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":"1","resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":null,"PeriodicalName":"Nuclear and Radiation Safety","FirstCategoryId":"1085","ListUrlMain":"https://doi.org/10.32918/NRS.2021.1(89).05","RegionNum":0,"RegionCategory":null,"ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":null,"EPubDate":"","PubModel":"","JCR":"Q2","JCRName":"Energy","Score":null,"Total":0}

引用次数: 1

Abstract

Умови експлуатації деталей головного ущільнення реактора призводять до того, що механічні властивості шпильки з часом змінюються та розподіляються по довжині нерівномірно. Такий розподіл механічних властивостей потребує врахування під час оцінки міцності головного ущільнення реактора і безпосередньо самої шпильки. У цій статті проаналізовано досвід виконання робіт з оцінки технічного стану деталей головного ущільнення реактора енергоблоків № 1 – 4 Відокремленого підрозділу «Запорізька атомна електростанція» під час переходу до довгострокової експлуатації з урахуванням результатів проведених державних експертиз ядерної та радіаційної безпеки. Розглянуто узагальнені відомості щодо впливу експлуатаційних факторів на властивості металу деталей головного ущільнення реактора ВВЕР-1000. Проаналізовано необхідність урахування змін властивостей металу деталей вузла головного ущільнення реактора під час їх розрахункових обґрунтувань міцності та вплив цих факторів на формування заходів з управління старінням.

查看原文本刊更多论文

VER1000能源区块1-4号DPI SAEA反应堆主要强化细节的技术评估和开发期延长的总体结果

反应器主要增稠的开采条件导致尖峰的机械性能随时间变化并随时间均匀分布。在评估反应器的主放大器的强度以及直接评估泡沫本身时，需要考虑机械性能的这种分布。本文分析了评估“有限原子能”分部1-4号能量块反应堆主放大详细技术状态的经验向长期开采的过渡，考虑到国家核和辐射安全专家的结果。综述了VVR-1000反应器主增稠剂爆炸因素对金属性能影响的一般情况。在计算反应器主要增稠节点的强度时，分析了计算其金属性能变化的必要性，以及这些因素对管理过程形成的影响。衰老。

本文章由计算机程序翻译，如有差异，请以英文原文为准。

求助全文

约1分钟内获得全文求助全文

来源期刊

Nuclear and Radiation Safety Energy-Nuclear Energy and Engineering

CiteScore

0.80

自引率

0.00%

发文量

期刊介绍： General issues of nuclear energy use; nuclear energy (reactor theory and calculations, operation of nuclear power plants, NPP safety analysis (probabilistic safety analysis, deterministic safety analysis), research reactors, nuclear fuel and structural materials, fuel elements; neutron physics; general safety issues; decommissioning of nuclear facilities; long-term operation, spent fuel and radioactive waste management; radiation safety; I&C, physical protection.