Special Features of Computational Assessment of the Change in Shape of WWER-1000 Reactor Core Baffle in View of Irradiation-Induced Swelling

Вплив Радіаційної Повзучості На Визначення Формозміни Вигородки Активної Зони Реактора Ввер-1000 За Умов Довгострокової Експлуатації

“…Зазначимо, що в статті авторів [1] наведено результати аналізу НДС та формозміни вигородки, однак без урахування радіаційної повзучості металу. Однак розрахункові дані свідчать про те, що з урахуванням деформацій радіаційної повзучості напруження нижчі, а розпухання та переміщення вищі, що додає консерватизму до прогнозної оцінки формозміни вигородки порівняно з величинами без урахування радіаційної повзучості металу.…”

Influence of the heat transfer coefficient on the level of residual stress after heat treatment of the VVER-1000 reactor baffle

“…1. Зазвичай, при розрахунковому обґрунтуванні продовження ресурсу ВКП ВВЕР-1000 технологічні залишкові напруження після зварювання і наступної термообробки не враховують [1,2], так як вважається, що їх рівень досить низький [3] та не впливає на НДС конструкції в цілому.…”

Modern approaches to strength design substantiation for critical elements of WWER NPP reactor internals

“…Науково-прикладні розробки враховують сучасні тенденції світової практики, а також містять нові підходи до розв'язання нелінійних крайових задач механіки деформованих конструкцій. Одержані результати фундаментальних та прикладних досліджень покладено в основу методології уточненого розрахункового аналізу міцності критичних елементів обладнання першого контуру реакторних установок ВВЕР для вирішення актуальних завдань із забезпечення умов безпечної експлуатації енергоблоків АЕС України та обґрунтування строків подовження їх служби [1][2][3][4][5].…”

“…На основі розроблених уточнених моделей і методів розрахунку одержано та проаналізовано результати моделювання кінетики напружено-деформованого стану корпу-су ядерного реактора ВВЕР-1000 за режимів термошоку, вузла приварки колектора теплоносія до корпусу парогенератора ПГВ-1000М, вигородки та внутрішньокорпусної шахти реактора ВВЕР-1000 за експлуатаційних умов навантаження. Наведені результати демонструють можливості та переваги розроблених методів розрахунку для обґрунтування міцності та прогнозування залишкового ресурсу критичних елементів обладнання першого контуру реакторної установки АЕС з ВВЕР-1000 [1,2,4,5].…”