Результати структурного аналізу поведінки захисної оболонки реакторів типу ВВЕР-1000/В-320 в умовах запроєктної аварії
ARTICLE PDF

Ключові слова

захисна оболонка, запроєктна аварія, важка аварія, розрахунок напружено-деформованого стану, арматурний канат, мінімально допустимі зусилля натягу, локалізуючі функції.

Як цитувати

Liashenko, L., Panchenko, A., Shugailo, O., & Koliada, M. (2020). Результати структурного аналізу поведінки захисної оболонки реакторів типу ВВЕР-1000/В-320 в умовах запроєктної аварії. Ядерна та радіаційна безпека, (4(88), 18-30. https://doi.org/10.32918/nrs.2020.4(88).03

Анотація

У межах цієї статті розглянуто особливості моделювання системи попереднього напруження захисної оболонки (ЗО) у складі залізобетонних конструкцій ЗО з урахуванням сейсмічних навантажень, а також за параметрів запроєктних аварій (ЗПА). Через складність конструкції ЗО для її розрахунку було застосовано детальну скінчено-елементу модель, що максимально наближено описує реальну роботу конструкції. Розрахунок напружено-деформованого стану (НДС) ЗО виконаний сучасним програмним комплексом (ПК) «ЛІРА-САПР». На першому етапі проаналізовано результати розрахунку НДС ЗО ВВЕР-1000/В-320 в умовах сполучення навантажень від максимальної проєктної аварії (МПА) та максимального розрахункового землетрусу (МРЗ) й визначено мінімально допустимі зусилля (МДЗ) натягу арматурних канатів (АК). На другому етапі виконано аналіз параметрів ЗПА (тиск та температура), за яких ЗО може втратити свої захисні та локалізуючі функції, проаналізовано результати розрахунків та зроблено відповідні висновки щодо міцності, тримкості ЗО та забезпечення виконання передбачених проєктом її локалізуючих функцій.

https://doi.org/10.32918/nrs.2020.4(88).03
ARTICLE PDF

Посилання

Conceptual Technical Solution No. 0.ОB.1678.ТР-OZ on the procedure for assessing the seismic resistance of equipment, pipelines, buildings and structures of KhNPP-1,2 approved by SNRIU letter No. 15-29/1104 dated 15 February 2013.

Conceptual Technical Solution No. 106-1-ТР-SEZiS on the procedure for assessing the seismic resistance of equipment, pipelines, buildings and structures of RNPP-1-4 approved by SNRIU letter No. 15-29/1104 dated 15 February 2013.

Conceptual Technical Solution on determining seismicity of SUNPP site, seismic resistance of buildings, equipment and pipelines of SUNPP-1 taking into account the engineering reserve approved by SNRIU dated 17 October 2011.

Technical Solution 00.ZS.00.ТР.11363 on commissioning of seismic characteristics of ZNPP site as input data for assessing the seismic resistance of equipment, pipelines, buildings and structures of ZNPP-1-6 and common unit facilities approved by SNRIU letter No. 18-29/4-4832 dated 30 July 2015.

Kritsky, V., Karnaukhov, A. (1999). The approaches to predicting the prestressing tension of tendons of the containment prestressing system, the information and expert system for accumulating and documenting data on tendons of the containment prestressing system for WWER-1000 NPPs and assessing containment prestressing system state. Nuclear and Radiation Safety, 2(2), 88-99.

Kritsky, V., Marienkov, N., Babik, K., Nedzvedskaya, O. (2015). Nonlinear seismic reaction of NPP containment after design basis accident. Interdepartmental scientific and technical collection of scientific efforts Building Structures, (82), 619-636.

Research and development report “Study of

WWER-1000/320 containment and tendons under design basis and beyond design basis accidents. Determination of the minimum acceptable tension of tendons in the containment prestressing system taking into account the new level of seismicity in the combination of design basis accident and operating basis earthquake. (Task 24, Contract 257586 dated 29 March 2016, Stage 1)”, 2019, 126.

License No. 1/3272-18 dated 14 March 2019 for non-exclusive right to use LIRA-SAPR 2018 PRO software package.

STP 0.41.076-2008. Safety analysis and assessment. Procedure for using software for safety justification of nuclear power plants. Methodological instructions, Energoatom.

List of software permitted for use by Energoatom for safety justification of nuclear facilities. Energoatom Order No. 157-r dated 17 February 2020.

Batoz, J., Dhatt, G. (1990). Modelisation des structures par elements finis, Hermes, Paris, 458.

Belov, N. (2004). Calculation of reinforced concrete structures for explosive and shock loads. Tomsk, 433.

DBN B.2.6-98: 2009. Concrete and reinforced concrete structures.

DSTU B V.2.6-156: 2010. Structures of houses and buildings. Concrete and reinforced concrete structures of heavy concrete. Design rules.

DBN B.2.6-198: 2014. Steel structures. Design standards.

Shugaylo, A., Ryzhov, D., Mayboroda, E. (2007). State-of-the-art international approaches to seismic safety evaluation and re-evaluation of existing nuclear installations. Nuclear and Radiation Safety. Kyiv, SSTC NRS, (7), 62-68.

Ryzhov, D., Shugailo, O-i, Shugailo, O-r, Kendzera, O., Marienkov, M., Shenderovich, V., Buriak, R. (2017). About modern requirements for seismic resistance design and evaluation of seismic safety of Ukrainian NPPs. Nuclear and Radiation Safety. 2(74), 9-13.

SSG-4. Development and Application of Level 2 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants, 2010.

SSG-53. Design of the Reactor Containment and Associated Systems for Nuclear Power Plants, 2019.

Report of Zaporizhzhya NPP. Determination of the threshold pressure of containment destruction for beyond design basis accident for PSA purposes. 75.189-00.01-01-18-PR.