Аналіз існуючих методик теплогідравлічного аналізу в рамках робіт з продовження ресурсу корпусів реакторів
DOI:
https://doi.org/10.15276/opu.3.56.2018.04Ключові слова:
продовження ресурсу, корпус реактора, теплогідравлічний аналіз, термоудар, методикаАнотація
На даний момент Україна і ряд інших країн реалізують програму з продовження експлуатації АЕС у
понадпроектний термін, що економічно вигідно, оскільки рівень капітальних витрат, необхідних для цього, значно нижче, ніж при
будівництві нових енергоблоків. Особлива увага приділяється оцінці технічного стану та подовження експлуатації корпусу
реактора, оскільки корпус є найдорожчим і найскладнішим елементом енергоблоку з точки зору виготовлення та заміни. Для даної
оцінки, зокрема, для теплогідравлічного аналізу в світі застосовуються спеціальні методики. У даній роботі проаналізовано основні
існуючі методики теплогідравлічного аналізу, що застосовуються в Україні та світі, з метою визначення їх актуальності по
відношенню до специфіки та поточному стану енергоблоків АЕС України Намічено шляхи оптимізації теплогідравлічного аналізу,
зокрема, за рахунок обґрунтованого зменшення кількості розглянутих сценаріїв. Наукова і практична цінність даної роботи полягає
в тому, що виявлені дефіцити діючих методик з урахуванням практичного досвіду дозволять розробити актуальну методику, яка
дасть можливість зосередитися на більш глибокому дослідженні представницьких аварійних сценаріїв і буде застосовна для
теплогідравлічного аналізу АЕС України з урахуванням наявного на даний момент вітчизняного досвіду. Методологія дослідження
полягає в аналізі діючих методик з відповідною оцінкою їх застосовності і актуальності для АЕС України, а також урахуванням
практики виконання теплогідравлічного аналізу під час продовження ресурсу вітчизняних АЕС. Дослідження дозволило зробити
висновок, що практика виконання теплогідравлічного аналізу в Україні випереджає теоретичні знання, міжнародний і вітчизняний
ранній досвід. Таким чином, вітчизняні методики вимагають актуалізації або удосконалення і можуть бути застосовані в рамках
робіт з продовження експлуатації енергоблоків АЕС України, для яких відповідні роботи ще не розпочаті, а також, під час
продовження повторно.
Завантаження
Посилання
Guidelines on pressurized thermal shock analysis for WWER Nuclear Power Plants. IAEA-EBPWWER-08 (Rev. 1). 200). IAEA. Vienna. 73 p.
Unified procedure for lifetime assessment of components and piping in VVER NPPS “VERLIFE”. 2008. ÚJV Řež, a. s. Řež. 279 p.
Pressurized Thermal Shock in Nuclear Power Plants: Good Practices for Assessment. Deterministic Evaluation for the Integrity of Reactor Pressure Vessel. IAEA-TECDOC-1627. 2010. IAEA. Vienna. 229 p.
Методика розрахунку на опір крихкому руйнуванню корпусів реакторів АЕС з ВВЕР під час експлуатації (МРКР-СХР-2004). РД ЭО 0606-2005. 2004. Концерн «РОСЕНЕРГОАТОМ». Москва. 65 с.
Методика оцінки міцності і ресурсу корпусів реакторів ВВЕР в процесі експлуатації. МТД.0.03.391-09. 2012. ДП “НАЕК “Енергоатом”. Київ. 66 с.
Thermal-Hydraulic Evaluation of Pressurized Thermal Shock. NUREG-1809. 2005. US NRC. Washington. 333 p.
Technical Basis for Revision of the Pressurized Thermal Shock (PTS) Screening Limit in the PTS Rule (10 CFR 50.61). NUREG-1806. 2007. US NRC. Washington. 339 p.
Kral P., Vyskocil L. Thermal Hydraulic Analyses for PTS Evaluation: Comparison of Temperature Fields at RPV Predicted by System TH Code and CFD Code. ICONE26-81007 . 26th International Conference on Nuclear Engineering. Volume 6A: Thermal-Hydraulics and Safety Analyses. London, England, 2018. 11 p.
Höhne T., Kliem S., Bieder U. IAEA CRP benchmark of ROCOM PTS test case for the use of CFD in reactor design using the CFD-Codes ANSYS CFX and TrioCFD. Nuclear Engineering and Design. 2018. Vol. 333. P. 161–180.
Willemsen S., Koem E. Assessment of rans CFD modelling for pressurised thermal shock. The 11th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics (NURETH-11). Paper 121. 2005. 15 p.
Lucas D., Bestion D. On the simulation of two-phase flow pressurized thermal shock (PTS). The 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-12). Paper 35. 2007. 22 p.
PRA Procedures and Uncertainty for PTS Analysis. NUREG/CR-6859. 2010. US NRC. Washington. 39 p.
Pištora P., Pošta M., Lauerova D. Probabilistic assessment of pressurised thermal shocks. Nuclear Engineering and Design. 2014. Vol. 269. P. 165–170.
Ориняк І., Батура А., Дубик Я. Визначення залишкового ресурсу корпусів реакторів відповідно до критеріїв опору крихкому руйнуванню на основі методів лінійної та нелінійної механіки руйнування. Збірник доповідей 5-ї Міжнародної «науково-Практичної Конференції «Безпека та Еффективність Атомної Енергетики». ДП “НАЕК “Енергоатом”. Одеса. 2016. С. 76–85.
Oryniak A., Radchenko S., Orynyak I. The Brittle Strength Assessment of WWER-1000 Reactor Pressure Vessel Nozzle With Cladding. Procceding of the ASME 2013 Pressure Vessels and Piping Conference PVP2013. Paper PVP2013-97561. 2013. 11 p.
