Нормативні підходи, існуюча практика та досвід оцінки розпухання внутрішньокорпусних пристроїв реактора в межах проєкту DELISA-LTO
The project “DEscription of the extended LIfetime and its influence on the SAfety operation and construction materials performance – Long Term Operation with no compromises in the safety” (DELISA-LTO) funded by the European Union started in June 2022. The project aims to determine the most affected...
Gespeichert in:
| Datum: | 2024 |
|---|---|
| Hauptverfasser: | , , , , , , |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | English |
| Veröffentlicht: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2024
|
| Online Zugang: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1145 |
| Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
| Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |
Institution
Nuclear and Radiation Safety| id |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-1145 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| baseUrl_str |
|
| datestamp_date |
2024-09-13T12:05:07Z |
| collection |
OJS |
| language |
English |
| format |
Article |
| author |
Shugailo, O. Pistora, V. Szavai, S. Dubyk, Ya. Lydman, J. Slugen, V. Banko, S. |
| spellingShingle |
Shugailo, O. Pistora, V. Szavai, S. Dubyk, Ya. Lydman, J. Slugen, V. Banko, S. Нормативні підходи, існуюча практика та досвід оцінки розпухання внутрішньокорпусних пристроїв реактора в межах проєкту DELISA-LTO |
| author_facet |
Shugailo, O. Pistora, V. Szavai, S. Dubyk, Ya. Lydman, J. Slugen, V. Banko, S. |
| author_sort |
Shugailo, O. |
| title |
Нормативні підходи, існуюча практика та досвід оцінки розпухання внутрішньокорпусних пристроїв реактора в межах проєкту DELISA-LTO |
| title_short |
Нормативні підходи, існуюча практика та досвід оцінки розпухання внутрішньокорпусних пристроїв реактора в межах проєкту DELISA-LTO |
| title_full |
Нормативні підходи, існуюча практика та досвід оцінки розпухання внутрішньокорпусних пристроїв реактора в межах проєкту DELISA-LTO |
| title_fullStr |
Нормативні підходи, існуюча практика та досвід оцінки розпухання внутрішньокорпусних пристроїв реактора в межах проєкту DELISA-LTO |
| title_full_unstemmed |
Нормативні підходи, існуюча практика та досвід оцінки розпухання внутрішньокорпусних пристроїв реактора в межах проєкту DELISA-LTO |
| title_sort |
нормативні підходи, існуюча практика та досвід оцінки розпухання внутрішньокорпусних пристроїв реактора в межах проєкту delisa-lto |
| title_alt |
Regulatory Approaches, Current Practices and Experience in Reactor Internals Swelling Evaluation in the Framework of the DELISA-LTO Project |
| description |
The project “DEscription of the extended LIfetime and its influence on the SAfety operation and construction materials performance – Long Term Operation with no compromises in the safety” (DELISA-LTO) funded by the European Union started in June 2022.
The project aims to determine the most affected and endangered reactor pressure vessel components from the viewpoint of long-term operation, to describe the effect of the long-term operation on material properties, and to develop a simulation tool capable of predicting an unacceptable state of the material. The project is focused explicitly on the water-cooled water-moderated power reactor (VVER). Nevertheless, the approach also allows easy transferability to other light-water reactor technologies.
The DELISA-LTO project focuses explicitly on the thermal aging and swelling of the loaded structural materials. This article pays attention on the irradiation swelling phenomenon and describes approaches to swelling evaluation in some EU countries and in Ukraine. The most affected components from the swelling point of view are reactor pressure vessel internals. For a better understanding of the swelling effect on the reactor internals, a separate work package (WP3) was organized within the DELISA-LTO project, which includes the following steps: (1) definition and comparison of regulatory requirements, current practices, approaches for swelling calculation/analysis, and specific aspects of swelling analysis; (2) developing and testing models of reactor internals for swelling evaluation (2D model and simplified approach); (3) benchmark of swelling evaluation (3D model and sophisticated approach). The results of the first part of WP3, i.e. comparison of regulatory requirements, current practices and experience, are presented in this paper. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2024 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1145 |
| work_keys_str_mv |
AT shugailoo regulatoryapproachescurrentpracticesandexperienceinreactorinternalsswellingevaluationintheframeworkofthedelisaltoproject AT pistorav regulatoryapproachescurrentpracticesandexperienceinreactorinternalsswellingevaluationintheframeworkofthedelisaltoproject AT szavais regulatoryapproachescurrentpracticesandexperienceinreactorinternalsswellingevaluationintheframeworkofthedelisaltoproject AT dubykya regulatoryapproachescurrentpracticesandexperienceinreactorinternalsswellingevaluationintheframeworkofthedelisaltoproject AT lydmanj regulatoryapproachescurrentpracticesandexperienceinreactorinternalsswellingevaluationintheframeworkofthedelisaltoproject AT slugenv regulatoryapproachescurrentpracticesandexperienceinreactorinternalsswellingevaluationintheframeworkofthedelisaltoproject AT bankos regulatoryapproachescurrentpracticesandexperienceinreactorinternalsswellingevaluationintheframeworkofthedelisaltoproject AT shugailoo normativnípídhodiísnuûčapraktikatadosvídocínkirozpuhannâvnutríšnʹokorpusnihpristroívreaktoravmežahproêktudelisalto AT pistorav normativnípídhodiísnuûčapraktikatadosvídocínkirozpuhannâvnutríšnʹokorpusnihpristroívreaktoravmežahproêktudelisalto AT szavais normativnípídhodiísnuûčapraktikatadosvídocínkirozpuhannâvnutríšnʹokorpusnihpristroívreaktoravmežahproêktudelisalto AT dubykya normativnípídhodiísnuûčapraktikatadosvídocínkirozpuhannâvnutríšnʹokorpusnihpristroívreaktoravmežahproêktudelisalto AT lydmanj normativnípídhodiísnuûčapraktikatadosvídocínkirozpuhannâvnutríšnʹokorpusnihpristroívreaktoravmežahproêktudelisalto AT slugenv normativnípídhodiísnuûčapraktikatadosvídocínkirozpuhannâvnutríšnʹokorpusnihpristroívreaktoravmežahproêktudelisalto AT bankos normativnípídhodiísnuûčapraktikatadosvídocínkirozpuhannâvnutríšnʹokorpusnihpristroívreaktoravmežahproêktudelisalto |
| first_indexed |
2025-07-17T12:12:26Z |
| last_indexed |
2025-07-17T12:12:26Z |
| _version_ |
1837896141942816768 |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-11452024-09-13T12:05:07Z Regulatory Approaches, Current Practices and Experience in Reactor Internals Swelling Evaluation in the Framework of the DELISA-LTO Project Нормативні підходи, існуюча практика та досвід оцінки розпухання внутрішньокорпусних пристроїв реактора в межах проєкту DELISA-LTO Shugailo, O. Pistora, V. Szavai, S. Dubyk, Ya. Lydman, J. Slugen, V. Banko, S. The project “DEscription of the extended LIfetime and its influence on the SAfety operation and construction materials performance – Long Term Operation with no compromises in the safety” (DELISA-LTO) funded by the European Union started in June 2022. The project aims to determine the most affected and endangered reactor pressure vessel components from the viewpoint of long-term operation, to describe the effect of the long-term operation on material properties, and to develop a simulation tool capable of predicting an unacceptable state of the material. The project is focused explicitly on the water-cooled water-moderated power reactor (VVER). Nevertheless, the approach also allows easy transferability to other light-water reactor technologies. The DELISA-LTO project focuses explicitly on the thermal aging and swelling of the loaded structural materials. This article pays attention on the irradiation swelling phenomenon and describes approaches to swelling evaluation in some EU countries and in Ukraine. The most affected components from the swelling point of view are reactor pressure vessel internals. For a better understanding of the swelling effect on the reactor internals, a separate work package (WP3) was organized within the DELISA-LTO project, which includes the following steps: (1) definition and comparison of regulatory requirements, current practices, approaches for swelling calculation/analysis, and specific aspects of swelling analysis; (2) developing and testing models of reactor internals for swelling evaluation (2D model and simplified approach); (3) benchmark of swelling evaluation (3D model and sophisticated approach). The results of the first part of WP3, i.e. comparison of regulatory requirements, current practices and experience, are presented in this paper. У червні 2022 року стартував проєкт «DEscription of the extended LIfetime and its influence on the SAfety operation and construction materials performance – Long Term Operation with no compromises in the safety (Опис продовженого строку експлуатації та його впливу на безпечну експлуатацію і надійність конструкційних матеріалів – довгострокова експлуатація без компромісів для безпеки)» (DELISA-LTO), що фінансується Європейським Союзом. Метою проєкту є визначення найбільш вразливих компонентів реактора з погляду довгострокової експлуатації, опис впливу довгострокової експлуатації на властивості матеріалів та розробка інструменту моделювання, що здатний передбачити неприйнятний стан матеріалу. Проєкт сфокусований безпосередньо на водно-водяному енергетичному реакторі (ВВЕР), проте підхід також дозволяє легко перенести його на інші технології легководних реакторів. Проєкт DELISA-LTO зосереджується на термічному старінні і розпуханні навантажених конструкційних матеріалів. У цій статті зосереджено увагу на явищі радіаційного розпухання і описано підходи до оцінки розпухання в деяких країнах ЄС і в Україні. Найбільш вразливою з погляду розпухання є вигородка реактора. Для кращого розуміння впливу розпухання на внутрішньокорпусні пристрої реактора в межах проєкту DELISA-LTO було організовано окремий робочий пакет, який має такі етапи: (1) визначення і порівняння нормативних вимог, існуючої практики, підходів до розрахунку / аналізу розпухання і специфічних аспектів аналізу розпухання; (2) розроблення і тестування моделей внутрішньокорпусних пристроїв реактора для оцінки розпухання (2D-модель і спрощений підхід); (3) еталонна оцінка розпухання (3D-модель і поглиблений підхід). У цій статті наведені результати першої частини реалізації робочого пакету, тобто порівняння нормативних вимог, поточної практики і досвіду оцінки розпухання. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2024-09-13 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1145 10.32918/nrs.2024.3(103).02 Nuclear and Radiation Safety; No 3(103) (2024): Nuclear and Radiation Safety; 15-25 Ядерна та радіаційна безпека; № 3(103) (2024): Ядерна та радіаційна безпека; 15-25 2073-6231 en https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1145/827 |