IMPROVED TECHNIQUE OF A COMPLEX ANALYSIS OF CRACK RESISTANCE OF WWER-1000 NUCLEAR REACTOR COLD LEG NOZZLE UNDER TERMAL SHOCK. REPORT 2. BRITTLE STRENGTH

Константин Николаевич Рудаков, Андрей Игоревич Яковлев

Abstract


This article is devoted to problems of cold nozzle brittle strength evaluation. Brittle strength calculations are considered as a second stage of methodology proposed by authors in report 1.The methodology aims to replace the RELAP 5 thermo-hydraulic calculations with finite elements modelling.

Report 2 defines main steps that should be fulfilled to assess initial crack propagation resistance of the reactor shell material in the area of cold nozzle inlet with help of finite elements modelling. It also provides a validation procedure of presented methodology. The validation procedure consists of following problems: derivation of initial stress field from the area of interest without consideration of initial crack, altering the stress field by implementing the influence of initial crack (influence functions method) and deriving the  values from altered stress field. Then  values derived using finite elements procedure and validation procedure are to be compared. Good agreement between both results means good accuracy of finite elements procedure.

Finite elements calculations were performed in ANSYS 14.5 software with help of a new package that allows stress intensity factors evaluation. ANSYS and analytical procedures have shown excellent agreement. 


Keywords


nuclear reactor shell; pressurized vessels; thermal shock; brittle strength; finite-element modeling; influence functions method.

References


Jakovlev A.I., Rudakov K.N. [Improved technique of a complex analysis of crack resistance of WWER-1000 nuclear reactor cold leg nozzle under termal shock. Report 1. Thermo-hydraulic and transient thermal calculations]. Vіsnik NTUU "KPІ". Ser. Mashinobuduvannja, 2014. №71. p.127-134.

Otchet ob okazanii uslug «Vypolnenie kompleksa meroprijatij po ocenke tehnicheskogo sostojanija i perenaznachenija resursa/sroka sluzhby reaktora VVJeR-1000 (tip V-320) jenergoblokov №1 i 2 OP ZAJeS» Jetap 4. Raschet teplogidravlicheskih parametrov dlja vseh rezhimov jekspluatacii (NJe, NNJe, AS) reaktora WWER-1000 (tip V-320) jenergobloka № 1 OP ZAES (v 3 tomah). IZ-1107.01/4. IPP-Centr. Kiev. 2011.

Otchet ob okazanii uslug «Vypolnenie kompleksa meroprijatij po ocenke tehnicheskogo sostojanija i perenaznachenija resursa/sroka sluzhby reaktora VVJeR-1000 (tip V-320) jenergoblokov №1 i 2 OP ZAJeS» Jetap 3. Raschet teplogidravlicheskih parametrov dlja vseh rezhimov jekspluatacii (NJe, NNJe i AS) jenergobloka №1 OP ZAJeS. IPP-Centr. Kiev. 2012.

Denisov V.P., Dragunov Ju.G. Reaktornye ustanovki VVJeR dlja atomnyh jelektrostancij [Reactors fluidizers of WWER nuclear power plants]. Moscow: IzdAT, 2002. 480 p.

12.RO.YS.PM.139-12. Rabochaja programma ocenki tehnicheskogo sostojanija i prodlenija sroka jekspluatacii korpusa, verhnego bloka i detalej uzla uplotnenija glavnogo raz#ema reaktora jenergoblokov №№ 1, 2 OP ZAJeS [Executable code of estimation of the technical state and extension of term of exploitation of corps, overhead block and details of knot of compression of main socket of reactor of power units №№ 1, 2 OP ZAES]

“ANSYS ONLINE HELP” web page: http://www.ansys.com/Products/Simulation+Technology/Fluid+Dyna-mics/Specialized+Products/ANSYS+Polyflow/Features/Online+Help+&+Documentation

Orynjak I.V. Prochnost' truboprovodov s defektami [Strength of pipelines with defects]. Kiev: Naukova dumka, 2012. 445 p.


GOST Style Citations


1. Яковлев А.И., Рудаков К.Н. Уточненная методика проведения комплексного анализа трещиностойкости зоны патрубка корпуса реактора при аварийном термошоке. Сообщение 1. Тепло-гидравлический и тепловой расчеты // Вісник НТУУ "КПІ". Сер. Машинобудування, 2014. – №71. – С.7-12.

 

2. Отчет об оказании услуг «Выполнение комплекса мероприятий по оценке технического состояния и переназначения ресурса/срока службы реактора ВВЕР-1000 (тип В-320) энергоблоков №1 и 2 ОП ЗАЭС» Этап 4. Расчет теплогидравлических параметров для всех режимов эксплуатации (НЭ, ННЭ, АС) реактора ВВЕР-1000 (тип В-320) энергоблока № 1 ОП ЗАЕС (в 3 томах). ИЗ-1107.01/4. ИПП-Центр. Киев. 2011.

 

3. Отчет об оказании услуг «Выполнение комплекса мероприятий по оценке технического состояния и переназначения ресурса/срока службы реактора ВВЕР-1000 (тип В-320) энергоблоков №1 и 2 ОП ЗАЭС» Этап 3. Расчет теплогидравлических параметров для всех режимов эксплуатации (НЭ, ННЭ и АС) энергоблока №1 ОП ЗАЭС. Киев. 2012.

 

4. Денисов В.П., Драгунов Ю.Г. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. М.: ИздАТ, 2002. – 480 с.

 

5. 12.РО.YС.ПМ.139-12. Рабочая программа оценки технического состояния и продления срока эксплуатации корпуса, верхнего блока и деталей узла уплотнения главного разъема реактора энергоблоков №№ 1, 2 ОП ЗАЭС.

 

6. “ANSYS ONLINE HELP” web page: http://www.ansys.com/Products/Simulation+Technology/Fluid+Dyna¬mics/Specialized+Products/ANSYS+Polyflow/Features/Online+Help+&+Documentation

 

7. Орыняк И.В. Прочность трубопроводов с дефектами. К.: Наук. думка, 2012. – 445 с.

 

8. Oryniak A.I, Radchenko S.A. The Brittle Strength Assessment of the WWER-1000 Reactor Pressure Vessel Nozzle with Cladding. ASME 2013 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP 2013), July 14-18, 2013 Paris, France. PVP2013-97561.





DOI: http://dx.doi.org/10.20535/2305-9001.2014.72.32110

Refbacks

  • There are currently no refbacks.


Copyright (c) 2017 Mechanics and Advanced Technologies