Моделювання надшвидкого аварійного охолодження стінки корпусу реактора ВВЕР-100
DOI:
https://doi.org/10.32347/2409-2606.2024.51.57-73Ключові слова:
Атомна електростанція, безпека, водо-водяний енергетичний реактор, корпус реактора, зварний шов, аварійний режим охолодження реактора, чисельні методи, нестаціонарна теплопровідність, міцність, напружений стан, циклічні пошкодження металу, стійкість до крихкого руйнування, радіаційний строк служби, експрес-методика розрахункуАнотація
-
Найбільша в Європі Запорізька АЕС знаходиться в тимчасовій окупації. Є обґрунтовані підозри щодо дотримання всіх норм і стандартів України та рекомендацій МАГАТЕ щодо управління цим великим та надзвичайно складним та відповідальним об’єктом. Цілком ймовірно, що мали місце неодноразові порушення режимів роботи АЕС, а також можливі навмисні диверсійні заходи, в результаті яких буде введено режим аварійного охолодження корпусу реактора ВВЕР-1000. Ресурс корпусу реактора визначає термін служби всього блоку АЕС. А серед режимів аварії АЕС, небезпечних для корпусу реактора ВВЕР-1000, найбільш небезпечними для його цілісності та радіаційного ресурсу є режими з його швидким охолодженням. Таким чином, складна та небезпечна ситуація, що склалася на Запорізькій АЕС, через можливі аварійні режими з надшвидким охолодженням реакторів, може призвести до їх виходу з ладу, а отже, і блоків Запорізької АЕС. Ці питання розглядаються в роботі, а саме розглядається аварійний режим надшвидкого охолодження реактора ВВЕР-1000 зі швидкістю 1800 градусів на годину з чисельним рішенням задачі нестаціонарної теплопровідності методом скінчених різниць з використанням неявних різницевих схем. Оцінено вплив цього режиму на циклічне пошкодження металу корпусу реактора ВВЕР-1000 та на його крихку міцність. Зроблено відповідний прогноз його радіаційного життя. Для цього визначається найгірша постульована критична тріщина, для якої прогнозований термін служби реактора є найменшим. Апробовано експрес-методику зазначеної розрахункової оцінки для корпусів ВВЕР-1000, яка містить усі необхідні розділи згідно з нормами та рекомендаціями МАГАТЕ: теплопровідність, напружений стан, циклічні пошкодження, радіаційний ресурс. Методика є актуальною та корисною для оцінки безпеки реакторів типу ВВЕР та негативних наслідків, у тому числі в умовах терористичних дій окупаційної адміністрації (на прикладі Запорізької АЕС)
Посилання
Popov V.V., Tryhub O.S., Mileikovskyi V. Ekspertne ekspres-otsiniuvannia vplyvu teplomasoobminnykh protsesiv na zalyshkovyi resurs korpusa reaktora WWER-1000 cherez okrykhkennia yoho metalu / V.V.Popov, O.S.Tryhub, V.Mileikovskyi. - Zbirnyk "Ventyliatsiia, osvitlennia ta teplohazopostachannia". – Kyiv, KNUBA, 2022. – Vyp.41. – s.39-49. DOI: https://doi.org/10.32347/2409-2606.2022.41.39-49.
Popov V.V., Tryhub O.S., Mileikovskyi V. Ekspertne ekspres-otsiniuvannia vplyvu teplomasoobminnykh protsesiv na zalyshkovyi resurs korpusa reaktora WWER-1000 cherez tsyklichnu poshkodzhuvanist / V.V.Popov, O.S.Tryhub, V.Mileikovskyi. "Ventyliatsiia, osvitlennia ta teplohazopostachannia". Kyiv, KNUBA, 2021. Vyp.39. P.6-28. DOI: https://doi.org/10.32347/2409-2606.2021.39.6-28.
Chyrko L. I. “Comparison of Ukrainian and Russian approaches to determining the parameters of metal embrittlement of reactor vessels”. Abstracts of reports of the XIX annual scientific conference of the Institute of Nuclear Research of the National Academy of Sciences of Ukraine, January 24-27, Kyiv, Ukraine. 2012. P. 95-96.
Glinka G. “Development of weight functions and computer integration procedures for calculating stress intensity factors around cracks subjected to complex stress fields”. Progress Report: Stress and Fatigue-Fracture Design, Petersburg, Ontario, Canada. 1996. No. 1. 108 p.
IAEA-EBP-WWER-08 (Rev. 1). “Guidelines on Pressurized Thermal Shock Analysis for WWER Nuclear Power Plants”. Revision 1. A publication of the extrabudgetary programme on the safety of WWER and RBMK nuclear power plants. Vienna, Austria. International Atomic Energy Agency. 2006. 65 p.
PNAE G-7-002-86. “Strength calculation standards for equipment and pipelines of nuclear power plants“ with amendments of 07 January 1987. Moscow: Energoatomizdat, 1989, 525 p.
Simonov E.Ya. “Extending the service life of NPP reactor units that have reached the end of their lifespan and constructing new NPPs is a dangerous technical gamble”. Atom.org.ua, Atomic energy in Ukraine and the world. Retrieved from: https://atom.org.ua/prodlenie-sroka-ekspluatatsii-reakto.htm (accessed 30.11.2023)
##submission.downloads##
Опубліковано
Як цитувати
Номер
Розділ
Ліцензія
Авторське право (c) 2025 В'ячеслав Попов, Олександр Тригуб, Віктор Мілейковський
Ця робота ліцензується відповідно до Creative Commons Attribution 4.0 International License.
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.
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.
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).
