Основні результати оцінки цілісності теплообмінних трубок парогенератора енергоблока № 3 Рівненської АЕС у процесі управління аварією
ARTICLE PDF

Ключові слова

парогенератор, теплообмінна поверхня, стратегія управління аварією

Як цитувати

Shuhailo, O.- i., Mustafin, M., Shuhailo, O.- r., Ryzhov, D., & Zhabin, O. (2017). Основні результати оцінки цілісності теплообмінних трубок парогенератора енергоблока № 3 Рівненської АЕС у процесі управління аварією. Ядерна та радіаційна безпека, (3(75), 18-24. https://doi.org/10.32918/nrs.2017.3(75).03

Анотація

Оцінка цілісності теплообмінних трубок (ТОТ) з урахуванням їх поточного технічного стану в умовах аварії з осушенням парогенератора (ПГ) має істотне значення у продовженні терміну експлуатації ПГ і вдосконаленні стратегій управління аваріями. Наведено основні результати досліджень теплообмінної поверхні ПГ енергоблока № 3 РАЕС з метою оцінки цілісності ТОТ в умовах аварій, що призводять до повного або часткового осушення теплообмінної поверхні.

https://doi.org/10.32918/nrs.2017.3(75).03
ARTICLE PDF

Посилання

1. Emergency Operating Procedure at Rivne NPP Unit 3, Parts 1–4, 3-ILA-RAES [Instruktsyia po likvidatsii avarii i avariinykh situatsii na reaktornoi ustanovke energobloka No. 3 Rivnenskoi AES], Kyiv, 2013, 709 p. (Rus)

2. Rivne NPP. Unit 3. Safety Analysis Report. Technical Safety Justification of NPP Construction and Operation, Book 10, Chapter 3: Description of Systems, Structures and Components Important to Safety [Rivnenskaia AES. Energoblok No. 3. Otchiot po analizu bezopasnosti. Tekhnicheskoie obosnovaniie bezopasnosti sooruzheniia i ekspluatatsii AES. Kn. 10. Gl. 3: Opisaniie vazhnykh dlia bezopasnosti sistem, oborudovaniia i sooruzhenii AS], Systems 3.3-3.3.1. 22.3.133. ОB.13.10 АТ03-13.2110.ОD.2, Kyiv, 2014, 290 p. (Rus)

3. PNAE G-7-002-86. Rules of Strength Calculation for Equipment and Piping of Nuclear Power Plants [Normy raschiota na prochnost oborudovaniia i truboprovodov atomnykh energeticheskikh ustanovok], Moscow, Energoatomizdat, 1989, 524 p. (Rus)

4. Margolin, B. Z., Minkin, A. I., Smirnov, V. I., Fiodorova, V. A., Kokhonov, V. I., Kozlov, A. V., Yevseev, M. V., Kozmanov, Ye. A. (2008), “Research of Neutron Radiation Impact on Static and Cyclic Crack Resistance of Chromium Nickel Austenitic Steel” [Issledovaniia vliianiia neitronnogo oblucheniia na staticheskuiu i tsyklicheskuiu treshchinostoikost khromnikelevoi austenitnoi stali], Material Science Issues, V. 53, No. 1, pp. 123—138. (Rus)

5. Margolin, B. Z., Kursevich, I. P., Sorokin, A. A., Lapin A. N., Kokhonov, V. I., Neustroiev, V. S. (2009), “Embrittlement and Crack Resistance of Highly Exposed Austenitic Steels for VVER Reactor Internals. Message 1: Connection of Radiation Swelling with Radiation Embrittlement — Experimental Results” [Okhrupchivaniie i treshchinostoikost vysoloobluchionnykh austenitnykh stalei dlia elementov VKU VVER. Soobshcheniie 1: Sviaz radiatsionnogo raspukhaniia s radiatsionnym okhrupchivaniiem – eksperimentalnyie rezultaty], Strength Problems, No. 6, pp. 5—16. (Rus)

6. IAEA-TECDOC-1557. Assessment and Management of Ageing of Major Nuclear Power Plant Components Important to Safety, PWR Vessel Internals, 2007 Update, Vienna, IAEA, 2007, 65 р.

Завантаження

Дані завантаження ще не доступні.