Формування удосконаленого підходу до оцінки крихкої міцності корпусу реактора
Within the framework of the Research and Training Program (2024), Euroatom’s international project Advanced PTS Analysis for LTO (APAL project) was launched in October 2020 and completed in spring 2024. The State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety (SSTC NRS) actively pa...
Gespeichert in:
| Datum: | 2025 |
|---|---|
| Hauptverfasser: | , , , , , |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | Ukrainian |
| Veröffentlicht: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2025
|
| Online Zugang: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1270 |
| 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-1270 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| baseUrl_str |
|
| datestamp_date |
2025-06-26T07:43:55Z |
| collection |
OJS |
| language |
Ukrainian |
| format |
Article |
| author |
Diemienkov, V. Shugailo, O-i Vyshemirskyi, M. Banko, S. Brik, D. Chumel, B. |
| spellingShingle |
Diemienkov, V. Shugailo, O-i Vyshemirskyi, M. Banko, S. Brik, D. Chumel, B. Формування удосконаленого підходу до оцінки крихкої міцності корпусу реактора |
| author_facet |
Diemienkov, V. Shugailo, O-i Vyshemirskyi, M. Banko, S. Brik, D. Chumel, B. |
| author_sort |
Diemienkov, V. |
| title |
Формування удосконаленого підходу до оцінки крихкої міцності корпусу реактора |
| title_short |
Формування удосконаленого підходу до оцінки крихкої міцності корпусу реактора |
| title_full |
Формування удосконаленого підходу до оцінки крихкої міцності корпусу реактора |
| title_fullStr |
Формування удосконаленого підходу до оцінки крихкої міцності корпусу реактора |
| title_full_unstemmed |
Формування удосконаленого підходу до оцінки крихкої міцності корпусу реактора |
| title_sort |
формування удосконаленого підходу до оцінки крихкої міцності корпусу реактора |
| title_alt |
Development of Advanced Approach to Evaluation of Reactor Pressure Vessel Brittle Fracture Resistance |
| description |
Within the framework of the Research and Training Program (2024), Euroatom’s international project Advanced PTS Analysis for LTO (APAL project) was launched in October 2020 and completed in spring 2024. The State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety (SSTC NRS) actively participated in this project, focusing on the assessment of thermalhydraulic, as well as strength safety aspects of the reactor vessel under emergency scenarios involving core cooling.
The main goals of the project are to:
develop an advanced approach to assessing brittle fracture resistance of the reactor pressure vessel both at the stage of design operation and during long-term operation, evaluate the main factors that influence the analysis results for thermal shock with further improvement of methods for analyzing brittle fracture resistance;
apply up-to-date deterministic and probabilistic analysis methods (including analysis of uncertainties in thermalhydraulic calculations and quantitative assessment of brittle fracture safety margin).
The APAL project team managed to improve the approaches to strength justification at the stage of long-term operation for pressurized water reactors and develop a guideline with best practices based on the experience of the countries involved in the implementation of the APAL project. On the basis of the analysis performed, existing approaches to analyzing thermal shock of the pressurized reactor vessel were summarized and possible improvements (measures) for the implementation at NPPs that reduce the effect of thermal shock and contribute to further safe long-term operation were identified. The experience and lessons learned obtained in the framework of the APAL project can be used by experts of the Operating Organization, Nuclear Regulatory Authorities and Technical Support Organizations. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2025 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1270 |
| work_keys_str_mv |
AT diemienkovv developmentofadvancedapproachtoevaluationofreactorpressurevesselbrittlefractureresistance AT shugailooi developmentofadvancedapproachtoevaluationofreactorpressurevesselbrittlefractureresistance AT vyshemirskyim developmentofadvancedapproachtoevaluationofreactorpressurevesselbrittlefractureresistance AT bankos developmentofadvancedapproachtoevaluationofreactorpressurevesselbrittlefractureresistance AT brikd developmentofadvancedapproachtoevaluationofreactorpressurevesselbrittlefractureresistance AT chumelb developmentofadvancedapproachtoevaluationofreactorpressurevesselbrittlefractureresistance AT diemienkovv formuvannâudoskonalenogopídhodudoocínkikrihkoímícnostíkorpusureaktora AT shugailooi formuvannâudoskonalenogopídhodudoocínkikrihkoímícnostíkorpusureaktora AT vyshemirskyim formuvannâudoskonalenogopídhodudoocínkikrihkoímícnostíkorpusureaktora AT bankos formuvannâudoskonalenogopídhodudoocínkikrihkoímícnostíkorpusureaktora AT brikd formuvannâudoskonalenogopídhodudoocínkikrihkoímícnostíkorpusureaktora AT chumelb formuvannâudoskonalenogopídhodudoocínkikrihkoímícnostíkorpusureaktora |
| first_indexed |
2025-07-17T12:12:45Z |
| last_indexed |
2025-07-17T12:12:45Z |
| _version_ |
1838500256132628480 |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-12702025-06-26T07:43:55Z Development of Advanced Approach to Evaluation of Reactor Pressure Vessel Brittle Fracture Resistance Формування удосконаленого підходу до оцінки крихкої міцності корпусу реактора Diemienkov, V. Shugailo, O-i Vyshemirskyi, M. Banko, S. Brik, D. Chumel, B. Within the framework of the Research and Training Program (2024), Euroatom’s international project Advanced PTS Analysis for LTO (APAL project) was launched in October 2020 and completed in spring 2024. The State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety (SSTC NRS) actively participated in this project, focusing on the assessment of thermalhydraulic, as well as strength safety aspects of the reactor vessel under emergency scenarios involving core cooling. The main goals of the project are to: develop an advanced approach to assessing brittle fracture resistance of the reactor pressure vessel both at the stage of design operation and during long-term operation, evaluate the main factors that influence the analysis results for thermal shock with further improvement of methods for analyzing brittle fracture resistance; apply up-to-date deterministic and probabilistic analysis methods (including analysis of uncertainties in thermalhydraulic calculations and quantitative assessment of brittle fracture safety margin). The APAL project team managed to improve the approaches to strength justification at the stage of long-term operation for pressurized water reactors and develop a guideline with best practices based on the experience of the countries involved in the implementation of the APAL project. On the basis of the analysis performed, existing approaches to analyzing thermal shock of the pressurized reactor vessel were summarized and possible improvements (measures) for the implementation at NPPs that reduce the effect of thermal shock and contribute to further safe long-term operation were identified. The experience and lessons learned obtained in the framework of the APAL project can be used by experts of the Operating Organization, Nuclear Regulatory Authorities and Technical Support Organizations. У межах Програми досліджень та навчання Євртому (2024) у жовтні 2020 року стартував і у вересні 2024 року завершився міжнародний проєкт «Розширений аналіз термоудару під тиском для цілей довготривалої експлуатації» (Advanced PTS Analysis for LTO (проєкт APAL)), у якому ДНТЦ ЯРБ взяв активну участь щодо оцінки теплогідравлічних та міцнісних аспектів безпеки експлуатації корпусу реактора під час реалізації аварійних сценаріїв із захолодженням активної зони. Основними цілями проєкту визначено: розроблення сучасного (удосконаленого) підходу до оцінки крихкої міцності корпусу реактора як на етапі проєктного строку експлуатації, так і під час довгострокової експлуатації з визначенням основних факторів, що впливають на результати аналізу термоудару, та подальшим удосконаленням методик аналізу крихкої міцності; застосування сучасних детерміністичних та імовірнісних методів аналізу (включно з аналізом невизначеностей у теплогідравлічних розрахунках і кількісну оцінку запасів крихкої міцності). Команді проєкту APAL вдалося наблизитись до удосконалення підходів до обґрунтування міцності на етапі довгострокової експлуатації для реакторів з водою під тиском та розробити настанову з «найкращими практиками», виконану на основі досвіду і практики країн, залучених до реалізації проєкту APAL. За результатами проведеного аналізу узагальнено існуючі підходи до аналізу термоудару корпусу реактора під тиском, а також визначено можливі покращення (заходи) для втілення на АЕС, що зменшують ефект термоудару і сприяють подальшій безпечній довгостроковій експлуатації. Отримані в межах проєкту APAL напрацювання та вивчені уроки можуть використовуватись фахівцями експлуатуючої організації, регулюючого органу з ядерної та радіаційної безпеки та організаціями технічної підтримки. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2025-06-26 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1270 10.32918/nrs.2025.2(106).02 Nuclear and Radiation Safety; No 2(106) (2025): Nuclear and Radiation Safety; 15-32 Ядерна та радіаційна безпека; № 2(106) (2025): Ядерна та радіаційна безпека; 15-32 2073-6231 uk https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1270/911 |