Верифікація розрахункового комплексу CIRCLE_3D для обґрунтування міцності відповідального обладнання атомної станції

Автор(и)

  • Роман Михайлович Тріщ Українська інженерно-педагогічна академія, вул. Університетська, 16, Харків, Україна, 61003, Україна https://orcid.org/0000-0003-3266-3928
  • Наталія Петрівна Гиря Нацiональний технiчний унiверситет «Харкiвський полiтехнiчний iнститут», вул. Кирпичова, 21, Харків, Україна, 61002, Україна https://orcid.org/0000-0002-7061-7546
  • Микола Євгенович Пахалович ТОВ «Експертно-технічний центр «ЕНЕРГОРЕСУРС», пр. Лабораторний, 1, м. Київ, Україна, 01133, Україна https://orcid.org/0000-0001-9345-4172
  • Сергій Олександрович Кучер ТОВ «Експертно-технічний центр «ЕНЕРГОРЕСУРС», пр. Лабораторний, 1, м. Київ, Україна, 01133, Україна https://orcid.org/0000-0002-0607-4372

DOI:

https://doi.org/10.15587/2312-8372.2016.74475

Ключові слова:

технічний стан, код, тепломеханічне обладнання, залишковий ресурс, міцність, верифікація, деградація

Анотація

Наведена коротка характеристика призначення і режимних умов роботи відповідального обладнання атомної станції, а також алгоритм виконання комплексу робіт з оцінки технічного стану за допомогою розрахункових кодів для подальшого продовження терміну його експлуатації. Приведено опис розробленого розрахункового комплексу CIRCLE-3D для оцінки та обґрунтування міцності елементів і конструкцій обладнання, його верифікація результатів розрахунків кодом CIRCLE_3D з даними стандарту та результатами тестових завдань програмного коду ANSYS.

Біографії авторів

Роман Михайлович Тріщ, Українська інженерно-педагогічна академія, вул. Університетська, 16, Харків, Україна, 61003

Доктор технічних наук, професор

Кафедра охорони праці, стандартизації та сертифікації

Наталія Петрівна Гиря, Нацiональний технiчний унiверситет «Харкiвський полiтехнiчний iнститут», вул. Кирпичова, 21, Харків, Україна, 61002

Кандидат фізико-математичних наук, доцент

Кафедра вищої математики

Микола Євгенович Пахалович, ТОВ «Експертно-технічний центр «ЕНЕРГОРЕСУРС», пр. Лабораторний, 1, м. Київ, Україна, 01133

Директор

Сергій Олександрович Кучер, ТОВ «Експертно-технічний центр «ЕНЕРГОРЕСУРС», пр. Лабораторний, 1, м. Київ, Україна, 01133

Начальник відділу міцності сосудів і насосів ЯУ

Посилання

  1. Kompleksna (zvedena) prohrama pidvyshchennia rivnia bezpeky enerhoblokiv atomnykh stantsii» (KzPB). (2010). Introduced: 07.12.2010. Kyiv: HKIaR Ukrainy.
  2. NP 306.2.141-2008. Zahalni polozhennia bezpeky atomnykh stantsii. (2008). Introduced: 08.04.2001. Kyiv: HKIaR Ukrainy, 62.
  3. SOU NAEK 080:2014. Dovhostrokova ekspluatatsiia diiuchykh enerhoblokiv AES. Zahalni polozhennia. Zatverdzheno nakazom Prezydenta DP «NAEK «Enerhoatom» vid 23.01.2015 № 74.
  4. Pakhalovich, N., Kucher, S., Levutskyi, Yu., Malyshko, S., Girya, N. (2016). Classification of regulatory support for extension of life of mechanical equipment of nuclear power plants. Eastern-European Journal Of Enterprise Technologies, 1(8(79)), 21–28. doi:10.15587/1729-4061.2016.59441
  5. STP 0.41.076-2008. Analis i otsenka besopasnosti. Poriadok ispol'sovaniia raschetnyh kodov dlia obosnovaniia besopasnosti iadernyh energeticheskih ustanovok. Metodicheskie ukasaniia. (2008). Introduced: 02.12.2008. Kyiv: NAEK «Energoatom» Ukrainy,
  6. Levutskyi, Yu., Kucher, S., Pakhalovich, N. (2013). Kompiuterna prohrama «Raschetnыi kompleks CIRCLE-3D». Svidotstvo pro reiestratsiiu avtorskoho prava na tvir № 50314 vid 19.07.2013 r. State Intellectual Property Service of Ukraine.
  7. Shcharaevskii, I. G., Fialko, N. M., Nosovskii, A. V., Simin, L. B., Shcharaevskii, G. I. (2015). Problemy sovershchenstvovaniia komp'iuternyh teplogidravlicheskih kodov. Problemy bezpeky atomnykh elektrostantsii i Chornobylia, 25, 30–38.
  8. Krutikov, A. A., Nikolaeva, A. V., Skibin, A. P., Nadinskii, Yu. N. (2013). Metodicheskie osnovy CFD dlia podderzhki proektirovaniia RU. OAO OKB «GIDROPRESS», 22.
  9. NEA/CSNI/R(2007)5. Best Practice Guidelines for the Use of CFD in Nuclear Reactor Safety Applications. (2007, May 15). Nuclear Energy Agency, 154.
  10. Nea/CSNI/R(2007)13. Assessment of CFD Codes for Nuclear Reactor Safety Problems. (2008, January 28). Nuclear Energy Agency, 180.
  11. Prošek, A., Auria, F. D’, Richards, D. J., Mavko, B. (2006, February). Quantitative assessment of thermal–hydraulic codes used for heavy water reactor calculations. Nuclear Engineering and Design, Vol. 236, № 3, 295–308. doi:10.1016/j.nucengdes.2005.07.004
  12. Safety of Nuclear Power and Industry Facilities. The Federal Program «Nuclear Power Technologies of New Generation». Nuclear Safety Institute of the Russian Academy of Sciences. Available: http://en.ibrae.ac.ru/contents/86/. Last accessed: 20.06.2016.
  13. IAEA-EBP-SALTO. Safety Aspects of Long Term Operation of Water Moderated Reactors. Recommendations on the Scope and Content of Programmers for Safe Long Term Operation. Final Report of the Extrabudgetary Programmer on Safety Aspects Long Term Operation of Water Moderated Reactors. (2007, July). Vienna: IAEA, 224. Available: https://www-ns.iaea.org/downloads/ni/salto/ebp-salto_web.pdf
  14. Methodology and Supporting Research for Pressurized Thermal Shock Evaluation. (2000). Vienna, Austria, 458.
  15. NEA/CSNI/R(99)3. Comparison Report of RPV Pressurised Thermal Shock International Comparative Assessement Study (PTS ICAS). (1999, November). Nuclear Energy Agency, 132.
  16. PNAE G-7-002-86. Normy rascheta na prochnost' oborudovaniia i truboprovodov atomnyh energeticheskih ustanovok. (1989). Introduced: 01.07.1987. Moscow: Energoatomisdat, 525.
  17. ANSYS. Available: http://www.ansys.com/. Last accessed: 20.06.2016.

##submission.downloads##

Опубліковано

2016-07-26

Як цитувати

Тріщ, Р. М., Гиря, Н. П., Пахалович, М. Є., & Кучер, С. О. (2016). Верифікація розрахункового комплексу CIRCLE_3D для обґрунтування міцності відповідального обладнання атомної станції. Technology Audit and Production Reserves, 4(2(30), 44–52. https://doi.org/10.15587/2312-8372.2016.74475

Номер

Розділ

Математичне моделювання: Оригінальне дослідження