Year-end Sale % OFF 
Abstract
In works of extending lifetime of WWER-type reactors, it is necessary to obtain the brittle fracture resistance (BF) of the reactor pressure vessel (RPV). Implementation calculations for brittle fracture resistance is regulated by the technical PNAE of Ukraine. The objective of these calculations is to prevent catastrophic brittle destruction of the reactor pressure vessel, pipelines and pressure vessels from the existence crack-like defects for all operating regimes, including emergency situations (ES). The paper considers the most dangerous postulated emergency situation in operation is "large" and "small" leak in the RPV NPP. Calculations with Warm Pre-Stressing effect (WPS) of the RPV for the most dangerous scenarios have been presented, and an assessment of the brittle strength of RPV NPP is taking into account with WPS. The results of studies with factor of brittle strength safety are also presented without taking into account the Warm Pre-Stressing, comparing with the existing method for accounting this type of load.
Highlights
Implementation calculations for brittle fracture resistance (BF) is regulated by the normative documentation of Ukraine
an assessment of the brittle strength of the reactor vessel is given taking into account such loads
Influence of preliminary thermomechanical load on the integrity of the vessel of Ukrainian nuclear reactors in case of accidents of "large" and "small" leak
Summary
Вплив теплового опресування на цілісність корпуса реактора АЕС при аваріях «великої» та «малої» течії. В роботі розглянуто найбільш небезпечні постульовані аварійні режими роботи «великої» та «малої» течії реакторної установки (РУ) АЕС. Проведено розрахунки прогнозованого теплового опресування КР для найбільш небезпечних сценаріїв та надана оцінка крихкої міцності КР АЕС з урахуванням таких навантажень. Теплове опресування (ТО), крихка міцність, аварійні режими, подовження ресурсу АЕС, імітаційна скінченно-елементна модель. Тоді і спрацьовує механізм попереднього теплового опресування після якого збільшується опір крихкому руйнуванню [1, 2]. В кожному перетині на внутрішній поверхні КР (Зварний шов No 4 (ЗШ No4), основний метал верхньої обичайки (ОМ ВО), Зварний шов No 3 (ЗШ No3) і радіусний перехід холодного патрубка головного циркуляційного трубопроводу (ГЦТ)) постулюються осьові (як найбільш небезпечні) напівеліптичні піднаплавні тріщини з глибиною, що становить 10% від повної (з урахуванням наплавлення) товщини стінки КР. Скінченно-елементна модель КР (а), підмодель патрубка КР (б), підмодель інших зон КР (в), СКЕ підмоделі патрубка КР (г), СКЕ підмоделі інших зон КР(д)
Sign-in/Register to view highlights & summary 
Published Version (
Free)
Talk to us
Join us for a 30 min session where you can share your feedback and ask us any queries you have
Schedule a callMore From: International Scientific and Technical conference "The Progressive Technics, Technology and Engineering Education"
Disclaimer: All third-party content on this website/platform is and will remain the property of their respective owners and is provided on "as is" basis without any warranties, express or implied. Use of third-party content does not indicate any affiliation, sponsorship with or endorsement by them. Any references to third-party content is to identify the corresponding services and shall be considered fair use under The CopyrightLaw.
