SPOLEHLIVOST REAKTORU VVER 1000 S OHLEDEM NA POŠKOZENÍ VLIVEM NÍZKOCYKLOVÉ ÚNAVY

Ing. Miroslav ŠVRČEK

Doctoral thesis

RELIABILITY OF REACTOR WWER 1000 IN RELATION TO LOW CYCLE FATIGUE

Anotácia:

Disertační práce se zabývá problematikou výpočtu únavové životnosti komponent jaderných elektráren. Majoritně pojednává o hodnocení únavy materiálu tlakové nádoby, její vnitřní vestavby a horního bloku reaktoru VVER 1000. Jedním z hlavních cílů je popis, interpretace a algoritmizace postupů uvedených v různých normativních dokumentech, a tím čtenáři přiblížit teorii výpočtů prováděných při hodnocení únavy komponent JE. Důležitou částí práce je tvorba ucelené počítačové aplikace sloužící pro výpočty kumulace únavového poškození na základě výsledků MKP výpočtů. Vyvinutá počítačová aplikace umožňuje jednoduše provádět hodnocení únavové životnosti dle postupů definovaných v diskutovaných předpisech. Aplikace má naprogramované uživatelské rozhraní a její funkcionality uživateli ulehčují a zprůhledňují postup hodnocení únavy komponent JE ve formě názorných grafických a podrobných textových výpisů. Vytvořená aplikace byla v rámci práce využita pro vzájemné porovnání jednotlivých diskutovaných postupů různých normativních standardů. Toto porovnání je provedeno pro vybrané praktické příklady hodnocení nízkocyklové únavy komponent tlakové nádoby reaktoru VVER 1000. Významný prostor je věnován posouzení nízkocyklové únavy komponent z austenitických ocelí. Pro tyto komponenty jsou v práci definována některá užitečná doporučení. Součástí práce jsou také praktické aplikace, které reflektují reálnou práci autora na průmyslových problémech svázaných s průkazem životnosti komponent tlakové nádoby reaktoru VVER 1000 na Ukrajině především pro potřeby prodloužení provozu bloků za projektovou dobu života.

Abstract:

The Doctoral thesis deals with problems of fatigue assessment of nuclear reactor components, namely with fatigue assessment of reactor pressure vessel material as well as reactor internals and upper block of WWER 1000. Main goal is the description, interpretation and numerical formulation of methods presented in different international standards to explain theory of calculations used for the fatigue assessment of reactor components. An important part of this thesis is to create a comprehensive computer application used for fatigue assessment based on the results of FEM calculations. Based on the developed computer application it is possible very simply calculate cumulative usage factors according to different standards. The application has friendly user interface and its functionality make the procedure for fatigue evaluation easier and more transparent for users in the form of illustrative graphics and detailed text oriented outputs. Developed application has been used for mutual comparison of the different methods according different standards. This comparison has been performed for selected practical examples of low cycle fatigue evaluation of the safety related components of reactor pressure vessel WWER 1000. Considerable space is devoted to the fatigue assessment of austenitic stainless steel components. For these components are formulated some useful recommendations. Part of this thesis is formed by practical applications, which reflect author's works related to long-term operation of Ukraine reactor pressure vessels (WWER 1000) to obtain license renewal behind project given operation time.

Kľúčové slová

jaderný reaktor VVER, nízkocyklová únava, hodnocení bezpečnosti, životnost

Jazyk práce: Czech

Datum vytvoření / odevzdání či podání práce: 10. 5. 2016

Zverejniť od: 31. 12. 2999

Obhajoba závěrečné práce

University of West Bohemia

Faculty of Applied Sciences

Doctoral programme / odbor:
Applied Sciences and Computer Engineering / Applied Mechanics