Нові методи оцінювання міцності та прогнозування ресурсу критичних елементів обладнання АЕС (стенограма доповіді на засіданні Президії НАН України 7 вересня 2022 р.)

Нові методи оцінювання міцності та прогнозування ресурсу критичних елементів обладнання АЕС (стенограма доповіді на засіданні Президії НАН України 7 вересня 2022 р.)

Доповідь присвячено результатам досліджень, проведених в Інституті проблем міцності ім. Г.С. Писаренка НАН України щодо створення уточнених моделей і методів розв’язання актуальних прикладних задач механіки, пов’язаних з обґрунтуванням міцності та прогнозуванням ресурсу елементів обладнання реактор...

Ausführliche Beschreibung

Gespeichert in:
Bibliographische Detailangaben
Datum:2022
1. Verfasser: Чирков, О.Ю.
Format: Artikel
Sprache:Ukrainian
Veröffentlicht: Видавничий дім "Академперіодика" НАН України 2022
Schriftenreihe:Вісник НАН України
Schlagworte:
З кафедри Президії НАН України
Online Zugang:http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/187848
Tags: Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
Назва журналу:Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Zitieren:Нові методи оцінювання міцності та прогнозування ресурсу критичних елементів обладнання АЕС (стенограма доповіді на засіданні Президії НАН України 7 вересня 2022 р.) / О.Ю. Чирков // Вісник Національної академії наук України. — 2022. — № 11. — С. 23-28. — укр.

Institution

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
id irk-123456789-187848
record_format dspace
spelling irk-123456789-1878482023-01-30T01:26:17Z Нові методи оцінювання міцності та прогнозування ресурсу критичних елементів обладнання АЕС (стенограма доповіді на засіданні Президії НАН України 7 вересня 2022 р.) Чирков, О.Ю. З кафедри Президії НАН України Доповідь присвячено результатам досліджень, проведених в Інституті проблем міцності ім. Г.С. Писаренка НАН України щодо створення уточнених моделей і методів розв’язання актуальних прикладних задач механіки, пов’язаних з обґрунтуванням міцності та прогнозуванням ресурсу елементів обладнання реакторних установок АЕС з водо-водяним енергетичним реактором (ВВЕР). The report is devoted to the results of research conducted at G.S. Pisarenko Institute for Problems of Strength of the NAS of Ukraine on the development of refined models and methods for solving relevant applied problems in mechanics related to substantiating the strength and predicting the service life of reactor equipment elements for NPP with waterwater energetic reactor (WWER). 2022 Article Нові методи оцінювання міцності та прогнозування ресурсу критичних елементів обладнання АЕС (стенограма доповіді на засіданні Президії НАН України 7 вересня 2022 р.) / О.Ю. Чирков // Вісник Національної академії наук України. — 2022. — № 11. — С. 23-28. — укр. 0372-6436 DOI: doi.org/10.15407/visn2022.11.023 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/187848 uk Вісник НАН України Видавничий дім "Академперіодика" НАН України
institution Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection DSpace DC
language Ukrainian
topic З кафедри Президії НАН України
З кафедри Президії НАН України
spellingShingle З кафедри Президії НАН України
З кафедри Президії НАН України
Чирков, О.Ю.
Нові методи оцінювання міцності та прогнозування ресурсу критичних елементів обладнання АЕС (стенограма доповіді на засіданні Президії НАН України 7 вересня 2022 р.)
Вісник НАН України
description Доповідь присвячено результатам досліджень, проведених в Інституті проблем міцності ім. Г.С. Писаренка НАН України щодо створення уточнених моделей і методів розв’язання актуальних прикладних задач механіки, пов’язаних з обґрунтуванням міцності та прогнозуванням ресурсу елементів обладнання реакторних установок АЕС з водо-водяним енергетичним реактором (ВВЕР).
format Article
author Чирков, О.Ю.
author_facet Чирков, О.Ю.
author_sort Чирков, О.Ю.
title Нові методи оцінювання міцності та прогнозування ресурсу критичних елементів обладнання АЕС (стенограма доповіді на засіданні Президії НАН України 7 вересня 2022 р.)
title_short Нові методи оцінювання міцності та прогнозування ресурсу критичних елементів обладнання АЕС (стенограма доповіді на засіданні Президії НАН України 7 вересня 2022 р.)
title_full Нові методи оцінювання міцності та прогнозування ресурсу критичних елементів обладнання АЕС (стенограма доповіді на засіданні Президії НАН України 7 вересня 2022 р.)
title_fullStr Нові методи оцінювання міцності та прогнозування ресурсу критичних елементів обладнання АЕС (стенограма доповіді на засіданні Президії НАН України 7 вересня 2022 р.)
title_full_unstemmed Нові методи оцінювання міцності та прогнозування ресурсу критичних елементів обладнання АЕС (стенограма доповіді на засіданні Президії НАН України 7 вересня 2022 р.)
title_sort нові методи оцінювання міцності та прогнозування ресурсу критичних елементів обладнання аес (стенограма доповіді на засіданні президії нан україни 7 вересня 2022 р.)
publisher Видавничий дім "Академперіодика" НАН України
publishDate 2022
topic_facet З кафедри Президії НАН України
url http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/187848
citation_txt Нові методи оцінювання міцності та прогнозування ресурсу критичних елементів обладнання АЕС (стенограма доповіді на засіданні Президії НАН України 7 вересня 2022 р.) / О.Ю. Чирков // Вісник Національної академії наук України. — 2022. — № 11. — С. 23-28. — укр.
series Вісник НАН України
work_keys_str_mv AT čirkovoû novímetodiocínûvannâmícnostítaprognozuvannâresursukritičnihelementívobladnannâaesstenogramadopovídínazasídanníprezidíínanukraíni7veresnâ2022r
first_indexed 2025-07-16T09:35:40Z
last_indexed 2025-07-16T09:35:40Z
_version_ 1837795682452242432
fulltext ISSN 1027-3239. Вісн. НАН України, 2022, № 11 23 НОВІ МЕТОДИ ОЦІНЮВАННЯ МІЦНОСТІ ТА ПРОГНОЗУВАННЯ РЕСУРСУ КРИТИЧНИХ ЕЛЕМЕНТІВ ОБЛАДНАННЯ АЕС Стенограма доповіді на засіданні Президії НАН України 7 вересня 2022 року Доповідь присвячено результатам досліджень, проведених в Інституті проблем міцності ім. Г.С. Писаренка НАН України щодо створення уточне- них моделей і методів розв’язання актуальних прикладних задач механіки, пов’язаних з обґрунтуванням міцності та прогнозуванням ресурсу елемен- тів обладнання реакторних установок АЕС з водо-водяним енергетичним реактором (ВВЕР). Вельмишановний Анатолію Глібовичу! Шановні члени Президії та запрошені! До вашої уваги пропонується доповідь, яка стосується фунда- ментальних та прикладних результатів, отриманих в Інституті проблем міцності ім. Г.С. Писаренка НАН України, щодо роз- витку і застосування уточнених моделей та методів розв’язання актуальних задач механіки з обґрунтування міцності та ресур- су обладнання атомних станцій. Доповідь складається з двох частин. Першу частину присвя- чено розвитку й теоретичному обґрунтуванню математичних моделей і методів розв’язання нелінійних крайових задач, що описують неізотермічні процеси непружного деформування в умовах інтенсивного термосилового навантаження, тривалого нейтронного опромінення і докритичного пошкодження мета- лу. Друга частина містить практичні результати, які демонстру- ють можливості та переваги розроблених методів розрахунку для оцінки міцності критичних елементів обладнання першого контуру реакторної установки ВВЕР-1000. Слід зазначити, що розвиток моделей і методів розрахунку на міцність та їх застосування в аналізі задач механіки кон- струкцій є одним із пріоритетних напрямів у діяльності нашого Інституту за останні 40 років. ЧИРКОВ Олександр Юрійович — доктор технічних наук, в.о. директора Інституту проблем міцності ім. Г.С. Писаренка НАН України doi: https://doi.org/10.15407/visn2022.11.023 24 ISSN 1027-3239. Visn. Nac. Acad. Nauk Ukr. 2022. (11) З КАФЕДРИ ПРЕЗИДІЇ НАН УКРАЇНИ Науково-прикладні розробки, пов’язані з удосконаленням методології уточненого роз- рахунку напружено-деформованого стану та опору руйнуванню обладнання атомних стан- цій, розвиваються в Інституті під керівни- цтвом академіка В.В. Харченка. Наразі в Україні на чотирьох АЕС експлу- атується 15 енергоблоків ВВЕР, більшість з яких уже відпрацювали свій проєктний ресурс, розрахований на 30 років. Для обґрунтування подовження строку їх служби необхідна висо- кокваліфікована науково-технічна підтримка, зокрема актуальним завданням є оцінка конст- рукційної міцності та ресурсу обладнання АЕС. Критичні елементи атомної станції — це еле- менти обладнання, заміна та відновлення яких неможливі через технічні або інші обставини, а тому саме строк їхньої служби обмежує термін експлуатації ядерного енергоблока. Схемати- зовану модель та критичні елементи облад- нання першого контуру реакторної установки ВВЕР-1000 наведено на рис. 1. Найбільш відповідальним елементом реак- торної установки є корпус ядерного реактора разом із циліндричною частиною та зоною па- трубків; найбільш проблемний елемент кон- струкції парогенератора — вузол приварки колектора теплоносія до корпусу парогенера- тора; найбільш опромінюваний елемент вну- трішньокорпусних пристроїв — це вигородка активної зони реактора. Обґрунтування безпечної експлуатації, оці- нювання міцності та прогнозування ресурсу обладнання АЕС значною мірою залежать від достовірності результатів розрахунку напру- жено-деформованого стану та опору руйну- ванню елементів обладнання першого контуру АЕС, а тому прогнозування залишкового ре- сурсу критичних елементів обладнання у по- надпроєктний строк (до 60 років) зумовлює необхідність розроблення нових наукових під- ходів до уточненого розрахунку. Чинна нормативна база, що регламентує ви- моги до розрахунку на міцність обладнання енергетичних установок, постійно удосконалю- ється і розвивається. Найважливішим аспектом цього процесу є розроблення та впровадження в практику методів виконання додаткових уточ- нених розрахунків для отримання адекватних результатів оцінки конструкційної міцності. Уточнений аналіз напружено-деформова- ного стану обладнання першого контуру ґрун- тується на розв’язанні крайових задач термо- в’язко пластичності з урахуванням сумісного впливу таких чинників: • просторовий характер напружено-дефор- мованого стану конструкцій; • взаємовплив елементів приєднаного об- ладнання реакторної установки; • неоднорідність та нестаціонарність нагрі- вання й охолодження; • непружне деформування та історія термо- силового навантаження; • залишкові технологічні напруження і де- формації; • постульовані та схематизовані дефекти крихко-в’язкого руйнування; • радіаційні ефекти зміцнення, розпухання і повзучості; Рис. 1. Схематизована модель елементів обладнання реакторної установки ВВЕР-1000: 1 — корпус реак- тора; 2 — парогенератор; 3 — холодний колектор па- рогенератора; 4 — гарячий колектор парогенератора; 5 — холодна нитка головного циркуляційного трубо- проводу (ГЦТ); 6 — гаряча нитка ГЦТ; 7 — головний циркуляційний насос; 8 — компенсатор тиску ISSN 1027-3239. Вісн. НАН України, 2022, № 11 25 З КАФЕДРИ ПРЕЗИДІЇ НАН УКРАЇНИ • залежність властивостей металу від темпе- ратури і дози опромінення; • деградація початкових властивостей мета- лу в процесі експлуатації. Отже, моделювання кінетики напружено- деформованого стану та аналіз опору руй- нуванню конструкцій АЕС належать до най- складніших задач механіки матеріалів і кон- струкцій та потребують нових математичних і розрахункових методів аналізу. Рівняння стану матеріалу, сформульовані з урахуванням специфіки фізико-механічних процесів із залученням наявних та розробле- них математичних моделей, ґрунтуються на визначенні тензора повних деформацій у ви- гляді: ε = εe + εT + R/3 + εp + εcT + εcR + K/3, (1) де εe — пружна складова деформації, що ви- значається законом Гука; εT — термічна дефор- мація за рівнянням типу Дюамеля—Неймана; R — радіаційне розпухання металу з урахуван- ням впливу напружень; εp — миттєва дефор- мація пластичності за рівнянням Прандтля— Рейса; εcT — деформація термічної повзучості за підвищеної температури; εcR — деформація радіаційної повзучості за умови тривалого опромінення; K — об’ємна концентрація мікро- пор за моделями Райса—Трейсі—Хуанга та за- пропонованого розв’язку рівняння Качанова для сферичної порожнини. Моделі, що дають змогу описувати проце- си непружного деформування з урахуванням впливу радіаційних ефектів та накопичених пошкоджень, приводять до некласичних рів- нянь стану матеріалу, а тому необхідно визна- чити умови, що забезпечують їх коректність. На основі розвинутих енергетичних підхо- дів, що ґрунтуються на загальних принципах нелінійної механіки суцільних середовищ, встановлено таку умову коректності: якщо в процесі довантаження елементи пружно-плас- тичного середовища зазнають впливу радіа- ційного розпухання і радіаційної повзучості та відбувається зростання концентрації пор в’язкого руйнування, то потужність дисипації додаткових впливів буде невід’ємною лише в разі виконання нерівності (dσ, dεn)  0. (2) Умова (2) узагальнює постулат Друкера стосовно опроміненого пористого матеріалу, оскільки вона сформульована в приростах для повних компонентів напружень і деформацій на відміну від класичних теорій пластичності та повзучості, в яких обмеження (2) визначено лише для девіаторних компонент. Крайову задачу, що описує неізотермічні процеси непружного деформування з ураху- ванням радіаційних ефектів та пошкодження металу, сформульовано у квазістатичній по- становці у вигляді інтегральних тотожностей щодо переміщень—деформацій—напружень: (ε, δσ) = (Bu, δσ); (σ, δε) = (D(ε, ξ)(ε – ξ), δε); (3) (σ, Bδu) = (f, δu). Перше рівняння в (3) відповідає співвідно- шенням Коші, друге — описує фізичний закон деформування матеріалу, третє — забезпечує статичну рівновагу тіла у вигляді варіаційного рівняння Лагранжа. Для обґрунтування математичної корек- тності крайової задачі перетворимо її на не- лінійне операторне рівняння у гільбертовому просторі: A(u, ξ) = f. (4) На основі одержаних енергетичних нерівно- стей, що забезпечують коректність уточнених моделей деформування, апарату функціональ- ного аналізу і теорії нелінійних операторів встановлено властивості сильної монотоннос- ті та ліпшиць-неперервності оператора рівнян- ня (4), що й забезпечує існування, єдиність і неперервну залежність розв’язку від збурень вихідних даних. Для розв’язання нелінійних крайових задач радіаційної повзучості розроблено модифіко- вані ітераційні процеси пружних розв’язків і змінних параметрів пружності та доведено їхню збіжність з урахуванням деформаційної історії навантаження. Розв’язання аналітичними методами біль- шості практичних задач є неможливим. Тому 26 ISSN 1027-3239. Visn. Nac. Acad. Nauk Ukr. 2022. (11) З КАФЕДРИ ПРЕЗИДІЇ НАН УКРАЇНИ застосовують наближені методи розрахунку, зокрема найбільш універсальний метод скін- ченних елементів. Водночас необхідно враховувати недоліки класичних схем цього методу, що полягають у розривному розподілі та нижчому порядку збіжності апроксимації напружень проти пе- реміщень. Проте напруження зазвичай є осно- вними шуканими функціями в задачах меха- ніки деформівного тіла і мають визначатися з високим ступенем точності. Отже, перспективним у чисельному аналізі задач механіки є застосування концепції так званих змішаних формулювань, у яких напру- ження входять у розв’язувальні рівняння по- ряд із переміщеннями як рівноправні невідомі. Це дає змогу апроксимувати напруження та переміщення за допомогою різного набору ба- зисних функцій, що підвищує точність визна- чення напружень і деформацій. За аналогією з континуальною задачею рів- няння змішаного методу сформульовано у ви- гляді: (εh, δσh) = (Buh, δσh); (σh, δεh) = (D(εh, ξ)(εh – ξ), δεh); (5) (σh, Bδuh) = (f, δuh). Основні переваги розвинутих змішаних схем полягають у безперервній апроксимації напру- жень і деформацій, а також у розв’язанні задачі з урахуванням точного виконання статичних умов на поверхні тіла. Проте підходи, що застосовуються до аналі- зу класичних схем, не придатні для досліджен- ня умов коректності та збіжності розв’язків на основі змішаного методу. Умову, що є ключовою в обґрунтуванні стій- кості та збіжності змішаного методу, визначе- но завдяки розвинутим підходам до аналізу проєкційно-сіткових схем із залученням побу- дованих проєкційних операторів. Саме на підставі сформульованої умови стійкості у вигляді: ||Ih Bvh||  d||Bvh||, d > 0 (6) доведено оцінки збіжності змішаної апрокси- мації для напружень та переміщень. Апріорні оцінки не лише встановлюють збіжність змішаного методу в задачах неліній- ної механіки, а й свідчать про точніший роз- поділ напружень і деформацій порівняно зі звичайною апроксимацією скінченними еле- ментами. Одним з основних положень уточненого розрахунку є універсальний підхід, який поля- гає у фрагментації моделі конструкції. Згідно з цим підходом, розрахунок окремого її вузла проводять у два етапи. На першому етапі ви- конують розрахунок глобального напружено- деформованого стану для повної моделі кон- струкції, а на другому — уточнений розрахунок локального стану досліджуваного вузла із за- стосуванням процедури фрагментації та більш дрібного скінченно-елементного розбиття. Опір руйнуванню оцінюють на основі до- даткового розрахунку локального стану з включенням постульованого дефекту в модель фрагмента конструкції, що повністю узгоджу- ється з рекомендаціями МАГАТЕ. Розроблені методи впроваджено у спеці- алізованому програмному комплексі Space- Relax, створеному в Інституті проблем міцності ім. Г.С. Писаренка НАН України для аналізу на- пружено-деформованого стану та опору руйну- ванню елементів обладнання АЕС. Цей комп- лекс пройшов всебічне тестування і дозволений до застосування в ядерній галузі України. Методичні рекомендації та методи розра- хунку обладнання АЕС втілено в розробле- ному стандарті для профільних організацій України — стандарті ІПМіц НАН України. Для оцінки міцності та ресурсу корпусів реакторів ВВЕР у процесі експлуатації розро- блено галузевий нормативний документ МТ- Д.0.03.391-09, який використано для обґрунту- вання подовження строків служби енергобло- ків АЕС України. Далі я наведу лише кілька прикладів прак- тичного застосування отриманих результатів, що демонструють можливості розроблених методів розрахунку та уточненого аналізу. За основний критерій міцності та ціліснос- ті корпусу реактора приймають його здатність чинити опір руйнуванню під час термошоку. ISSN 1027-3239. Вісн. НАН України, 2022, № 11 27 З КАФЕДРИ ПРЕЗИДІЇ НАН УКРАЇНИ Для моделювання кінетики напружено-дефор- мованого стану створено тривимірні скінченно- елементні моделі корпусу реактора ВВЕР-1000, що включають еліптичне днище, сферичну кришку, зону патрубків і циліндричну частину зі зварними швами обичайок із постульовани- ми напівеліптичними тріщинами, вбудовани- ми у розрахункову модель (рис. 2). На основі результатів досліджень впливу історії пружно-пластичного деформування на опір руйнуванню корпусу реактора із за- лученням сучасних концепцій прогнозування в’язкого руйнування корпусних реакторних сталей виявлено так звану «спадну гілку», яка зумовлена утворенням локальної зони стис- кальних напружень під час розвантаження ме- талу перед фронтом тріщини в процесі аварій- ного охолодження активної зони реактора. Запропонований підхід до аналізу опору руйнуванню враховує процеси активного на- вантаження і локального розвантаження ме- талу перед фронтом тріщини, що дозволяє обґрунтувати додаткові резерви міцності та ресурсу корпусу реактора. Проблемним елементом першого контуру реакторної установки залишається вузол при- варки колектора теплоносія до корпусу паро- генератора. Під час проєктного строку експлу- атації було виявлено характерні пошкодження внутрішньої поверхні патрубка вузла приварки в зоні галтельного переходу та зварного шва. Для визначення залишкових напружень та глобального стану корпусу парогенератора було створено тривимірні скінченно-елемент- ні моделі обладнання петлі першого конту- ру реакторної установки. Побудовані моделі враховують взаємовплив парогенератора та елементів приєднаного обладнання на визна- чення напружено-деформованого стану паро- генератора в цілому. Слід зазначити, що пер- ші результати розрахунків вузла приварки з використанням тривимірних моделей, в яких ураховано вплив приєднаного обладнання, було отримано в Інституті проблем міцності ім. Г.С. Писаренка НАН України, і вони засвід- чили високий рівень розтягувальних напру- жень у місці виявлених пошкоджень. На основі скінченно-елементної моделі фрагмента вузла приварки для визначення локального напружено-деформованого ста- ну, а також фрагментів з вбудованою в мо- дель постульованою тріщиною в зоні галтелі було показано, що історія навантаження, за- лишкова технологічна спадковість та ураху- вання протяжних пошкоджень корозійного походження на внутрішній поверхні патрубка суттєво впливають на опір руйнуванню вузла приварки. Для режиму гідравлічних випро- бувань на міцність за другим контуром мак- симальне значення коефіцієнта інтенсивності напружень підвищується майже на 60 %, а за нормальних умов експлуатації — більш ніж удвічі. Отже, традиційний лінійно-пружний розра- хунок опору руйнуванню вузла приварки при- водить до завищеної оцінки його міцності. Прогнозування незворотної формозміни ви- городки активної зони внаслідок радіаційного розпухання і радіаційної повзучості металу не- обхідне для контролю зазору між вигородкою та внутрішньокорпусною шахтою в процесі експлуатації, а також для обґрунтування пере- завантаження тепловидільних збірок з актив- ної зони реактора. Рис. 2. Скінченно-елементні моделі корпусу реактора ВВЕР-1000: а — корпус реактора; б — фрагмент зони патрубка корпусу; в — фрагмент корпусу з вбудованою тріщиною 28 ISSN 1027-3239. Visn. Nac. Acad. Nauk Ukr. 2022. (11) З КАФЕДРИ ПРЕЗИДІЇ НАН УКРАЇНИ Розрахункові дані одержано на основі роз в’я- зання зв’язаної контактної задачі теплопровід- ності та радіаційної повзучості. Згідно з отрима- ними результатами, вичерпання номінального зазору між вигородкою та шахтою в межах про- єктного строку служби не спостерігається. Піс- ля 50 років експлуатації та зупинення реактора залишковий зазор між гранями вигородки і ре- шітками тепловидільних збірок також залиша- ється не вичерпаним, а тому не відбувається їх заклинювання після завершення паливної кам- панії. Обґрунтування розроблених методів роз- рахунку і результати моделювання напружено- деформованого стану та опору руйнуванню об- ладнання АЕС представлено співробітниками Інституту проблем міцності ім. Г.С. Писаренка НАН України у кількох монографіях і числен- них статтях у фахових виданнях. Автори цих робіт є лауреатами Державної премії України в галузі науки і техніки та премії імені О.М. Дин- ника НАН України. Створений апарат розрахункових дослі- джень було впроваджено в практику розрахун- ків з обґрунтування понадпроєктного строку експлуатації енергоблоків АЕС України, зо- крема: • для виконання державної експертизи ро- біт з обґрунтування міцності та опору руйну- ванню корпусів реакторів ВВЕР-1000 на енер- гоблоках Запорізької, Рівненської та Півден- ноукраїнської АЕС; • для обґрунтування міцності основного металу та зварних швів парогенераторів ПГВ- 1000М енергоблока № 3 Рівненської АЕС; • для розрахунків на міцність корпусу (бака) та його складових частин дослідницько- го ядерного реактора ВВР-М, розташованого в Інституті ядерних досліджень НАН України. Дякую за увагу! За матеріалами засідання підготувала О.О. Мележик Aleksandr Yu. Chirkov G.S. Pisarenko Institute for Problems of Strength of the National Academy of Sciences of Ukraine, Kyiv, Ukraine ORCID: https://orcid.org/0000-0003-1916-0277 NEW METHODS OF ASSESSING THE STRENGTH AND PREDICTING THE SERVICE LIFE OF CRITICAL ELEMENTS OF NPP EQUIPMENT Transcript of scientific report at the meeting of the Presidium of NAS of Ukraine, September 7, 2022 The report is devoted to the results of research conducted at G.S. Pisarenko Institute for Problems of Strength of the NAS of Ukraine on the development of refined models and methods for solving relevant applied problems in mechanics related to substantiating the strength and predicting the service life of reactor equipment elements for NPP with water- water energetic reactor (WWER).

Ähnliche Einträge