Чисельні дослідження захисних оболонок енергоблоків АЕС з ВВЕР 1000
Анотація
Більшість енергоблоків атомних станцій України знаходяться на стадії вичерпання свого проектного терміну експлуатації. Тому дуже гостро стоїть питання продовження терміну експлуатації енергоблоків атомних електростанцій (АЕС) і, отже, оцінки залишкового ресурсу захисних оболонок. В ДП «Державний науково-дослідний інститут будівельних конструкцій» були розроблені універсальні комп'ютерні моделі енергоблоків АЕС з ВВЕР-1000 типу В-302 та В-338, що враховують всі конструктивні особливості захисних оболонок, сполучень навантажень і можливості варіації рівня попереднього натягу канатів. Розроблені моделі дозволили оцінити працездатність локалізуючої системи безпеки - системи герметичного огородження у всіх режимах експлуатації, включаючи поєднання навантажень при проектній аварії і максимальному розрахунковому землетрусі. Метою даної роботи є: на основі виконання чисельних досліджень несучої здатності захисних оболонок енергоблоків при усіх режимах експлуатації розробити методологію щодо визначення раціонального натягу канатів по рядах, при якому зусилля в канатах всіх трьох рядів при дії аварійного сполучення навантажень при нормальній експлуатації плюс проєктна аварія плюс максимальний розрахунковий землетрус (НЕ + ПА + МРЗ) розподіляються найбільш рівномірно і, як наслідок, знижується ймовірність обриву канатів зовнішнього ряду при аварії.
В результаті виконаних чисельних досліджень несучої здатності захисних оболонок енергоблоків в усіх режимах експлуатації і визначення раціонального натягу канатів по рядах при дії НЕ + ПА + МРЗ встановлено: мінімально-допустиме зусилля натягу армоканатів в циліндричній частині захисної оболонки енергоблоку при відсутності двох канатів; мінімально-допустиме зусилля натягу армоканатів в циліндричній частині захисної оболонки енергоблоку при відсутності трьох канатів. Визначено раціональний розподіл натягу канатів між рядами, при якому зусилля в АК всіх трьох рядів при дії НЕ + ПА + МРЗ розподіляються найбільш рівномірно і, як наслідок, знижується ймовірність обриву канатів зовнішнього ряду при аварії.
Завантаження
Посилання
Bambura A.N. (2015). Development of a computational model for the protective shells of NPP power units / A.N. Bambura, I.R. Sazonova, V.V. Gichko. Building Constructions. Kyiv: GP NIISK.
Bambura A., Sazonova I., Karpenko A., Zharko L., Fesenko O., Iniushev V., Zhygalov I., Posokh V. (2021). Experimental Study of Fragment of Prestressed Containment of Nuclear Power Plant Unit. Nuclear and Radiation Safety, 1(89), 49-58. DOI: https://doi.org/10.32918/nrs.2021.1(89).06
NP 306.2.208 - 2016. Requirements for seismic design and seismic safety assessment of nuclear power units.
Construction in seismic regions of Ukraine: DBN V.1.1-12: 2014. (2014).
Structures of buildings and structures. Concrete and reinforced concrete structures. Terms: DBN В.2.6.-98:2009. (2011).
Structures of buildings and constructions. Concrete and reinforced concrete structures made of heavy concrete. Design rules: DSTU B В.2.6-156:2010. (2011).
General requirements for continued operation of NPP power units beyond the design period based on the results of periodic safety reassessment: NP 306.2.099 2004.
Terms for ensuring the safety of nuclear power plants: NP 306.2.141 2008.
Steel structures. Design standards: DBN В.2.6- 198:2014
Building design standards for NPPs with reactors of various types: PiN AE-5.6.
Design standards for earthquake-resistant nuclear power plants: PNAE G-5-006-87.
Standards for the design of reinforced concrete structures for containment safety systems of nuclear power plants: PNAE G-10-007-89.
Авторське право (c) 2021 A.M. Bambura, I.R. Sazonova
Ця робота ліцензується відповідно до Creative Commons Attribution 4.0 International License.
.png){kind=logo}
