Пошук академічних текстів

Інформація × Реєстраційний номер 0217U002187, 0116U006287 , Науково-дослідна робота Назва роботи Розробка узагальненої методології та методичних рекомендацій розрахункового аналізу напруженого стану і опору руйнуванню для обґрунтування міцності і подовження ресурсу корпусів реакторів і елементів обладнання першого контуру АЕС з ВВЕР із застосуванням сучасних методів врахування дефектності і деформаційної історії термосилового навантаження Назва етапу роботи Керівник роботи Харченко Валерій Володимирович, Доктор технічних наук Дата реєстрації 26-01-2017 Організація виконавець Інститут проблем міцності ім. Г. С. Писаренка Національної академії наук України Опис етапу Розвинена загальна методологія розрахункового аналізу на опір руйнуванню корпусів реакторів ВВЕР при моделюванні режимів аварійних ситуацій. Сформульовано основні положення поглибленого розрахунку кінетики напружено-деформованого стану (НДС) корпусів реакторів, що включає сучасні підходи і методи розв’язання крайових задач неізотермічної термопластичності і задач механіки руйнування, поєднання яких визначає методику розрахунку на опір руйнуванню корпусів реакторів при термошоці. Сформульовано основні методичні положення і порядок проведення уточненого пружнопластичного розрахунку НДС і опору руйнуванню вузлів приварки колекторів до корпусу парогенератора ПГВ-1000М, що входять до складу реакторної установки АЕС з ВВЕР-1000. Ефективність запропонованих підходів показано на прикладах розрахунку напруженого стану патрубкової зони корпусу реактора ВВЕР-1000 з постульованими дефектами у вигляді поверхневої і піднаплавочної тріщинами при моделюванні режиму термошоку та поглибленого розрахунку на опір руйнуванню вузла приварки з різними дефектами у вигляді поверхневої окружної напівеліптичної тріщини і з дефектом складної форми у вигляді протяжної канавки з окружною напівеліптичною тріщиною при моделюванні експлуатаційних режимів навантаження. Опис продукції Удосконалена узагальнена методика поглибленого розрахунку опору руйнуванню корпусів реакторів АЕС з ВВЕР, що базується на застосуванні чисельних методів тривимірного пружно-пластичного моделювання на основі методу скінченних елементів, враховує вплив історії експлуатаційного термосилового навантаження, залишкові технологічні напруження та деформації, наявність тріщиноподібних дефектів. Автори роботи Банько Світлана Миколаївна Кобельський Сергій Володимирович Кравченко Віктор Іванович Харченко Валерій Володимирович Чирков Олександр Юрійович Додано в НРАТ 2020-04-02 Закрити