Исследование развития трещины трубопровода в анализе внутреннего затопления атомной станции и оценка максимально возможного расхода течи
Аннотация
В рамках детерминистического анализа влияния затоплений на безопасноcть атомных станций (АС) регламентировано выполнение оценки степени деградации уровней глубокоэшелонированной защиты (ГЭЗ). Результаты анализа служат исходными данными для вероятностного анализа безопасности (ВАБ) и выбора технических решений. Для оценки зоны затопления и перечня зависимых отказов необходмо постулировать размер течи трубопровода или бака. Расход течи существенно влияет на результат анализа: размер зоны затопления, перечень отказавшего оборудования, характеристики защитных мер. Действующие федеральные нормы и правила (ФНП) РФ не содержат методик для оценки последствий затоплений в рамках детерминистического подхода, а применение зарубежных методик расчета (ANSI/ANS-58-2, NUREG/CR-3464) дает неоднозначные результаты. С целью оценки уровня консерватизма зарубежных подходов с учётом законов механики разрушения выполнены оценки максимально допустимых размеров дефектов различных типоразмеров трубопровода, не приводящие к разрыву полным сечением и лимитирующие максимальные значения расхода течи. Результаты сравнительного анализа и расчетов будут использованы в рамках обоснования безопасности отечественных и зарубежных проектов АС.
Литература
2. IAEA Safety Standards Series No. SSG-64. Protection against Internal Hazards in the Design of Nuclear Power Plants.
3. ANS-58.2—1988. Design Basis for Protection of Light Water Nuclear Power Plants Against the Effects of Postulated Pipe Rupture.
4. Paris P.C., Tada H. The Application of Fracture Proof Design Methods Using Tearing Instability Theory to Nuclear Piping Postulating Circumferential Through Wall Cracks. Washington: Division of Engineering, Office of Nuclear Reactor Regulation, U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1987.
5. ГОСТ Р 58328—2018. Трубопроводы атомных станций. Концепция «течь перед разрушением».
6. НП-068—05. Трубопроводная арматура для атомных станций. Общие технические требования.
7. Карзов Г.П., Марголин Б.3., Швецова В.А. Физико-механическое моделирование процессов разрушения. СПб.: Политехника, 1993.
8. Басов К.А. ANSYS для конструкторов. М.: ДМК Пресс, 2009.
---
Для цитирования: Горюнов О.В., Совгиря А.В., Шурыгина Н.Ю. Исследование развития трещины трубопровода в анализе внутреннего затопления атомной станции и оценка максимально возможного расхода течи // Вестник МЭИ. 2023. № 4. С. 122—129. DOI: 10.24160/1993-6982-2023-4-122-129
#
1. Goryunov O.V. i dr. Metodologiya Analiza Vnutrennikh Vozdeystviy na Bezopasnost' AES. Elektricheskie Stantsii. 2021;5:9—16 (in Russian).
2. IAEA Safety Standards Series No. SSG-64. Protection against Internal Hazards in the Design of Nuclear Power Plants.
3. ANS-58.2—1988. Design Basis for Protection of Light Water Nuclear Power Plants Against the Effects of Postulated Pipe Rupture.
4. Paris P.C., Tada H. The Application of Fracture Proof Design Methods Using Tearing Instability Theory to Nuclear Piping Postulating Circumferential Through Wall Cracks. Washington: Division of Engineering, Office of Nuclear Reactor Regulation, U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1987.
5. GOST R 58328—2018. Truboprovody Atomnykh Stantsiy. Kontseptsiya «Tech' Pered Razrusheniem».(in Russian).
6. NP-068—05. Truboprovodnaya Armatura dlya Atomnykh Stantsiy. Obshchie Tekhnicheskie Trebovaniya. (in Russian).
7. Karzov G.P., Margolin B.3., SHvetsova V.A. Fiziko-mekhanicheskoe Modelirovanie Protsessov Razrusheniya. SPb.: Politekhnika, 1993. (in Russian).
8. Basov K.A. ANSYS dlya Konstruktorov. M.: DMK Press, 2009. (in Russian)
---
For citation: Goryunov O.V., Sovgirya A.V., Shurygina N.Yu. Studying the Pipeline Crack Growth in the Analysis of Nuclear Power Plant Internal Flooding and Estimating the Maximum Possible Leak Rate. Bulletin of MPEI. 2023;4:122—129. (in Russian). DOI: 10.24160/1993-6982-2023-4-122-129
