CALCULATION OF THE RESIDUAL LIFE OF REINFORCED CONCRETE STRUCTURES IN THE REACTOR SHAFT OF THE NPP POWER UNIT
Authors: Геннадий Дмитриевич Шмелев, , Алексей Николаевич Ишков, , Андрей Геннадьевич Шмелев, 
Published: December 2022

В статье рассмотрен авторский подход к выполнению прогноза и расчетов остаточного срока службы железобетонной шахты реактора типа ВВЭР на примере третьего энергоблока Кольской атомной станции. Методика расчета учитывает радиационные и температурные воздействия на бетон шахты реактора, изменения прочности бетона шахты реактора во времени, а также вероятные возникновения проектной и запроектной аварийных ситуаций. Влияние радиационного воздействия на бетон шахты реактора учтено за счет флюенса нейтронов, контроль которого выполняется на станции регулярно. Авторами по результатам контроля флюенса нейтронов выполнен прогноз накопления нейтронов в бетоне шахты реактора и произведена оценка прогноза влияния флюенса нейтронов на бетон шахты реактора. На основании данных руководящей документации и справочной литературы авторами разработана методика учета наиболее вероятного развития процесса старения (деградации) бетона шахты реактора. На основании построенных прогнозных моделей выполнен прогноз времени снижения прочности бетона шахты реактора ниже первоначальных проектных значений. На основании проектной документации по шахте реактора определены наиболее вероятные причины, способные привести к возникновению аварийной ситуации с реактором, определены наиболее ответственные участки опорных конструкций, их размеры и особенности передачи нагрузки на бетон шахты реактора. Выполнены соответствующие поверочные расчеты несущей способности бетона шахты реактора, с учетом проектного армирования, по прочности на смятие под опорным кольцом реактора. На основании результатов выполненных поверочных расчетов произведено прогнозирование остаточного срока службы бетона шахты реактора с учетом радиационного воздействия, а также с учетом температурных воздействий при проектной и запроектной авариях.
The article considers the author's approach to forecasting and calculations of the residual life of the reinforced concrete shaft of the PWR-type reactor of the 3rd power unit of the Kola NPP. The calculation method takes into account the radiation and temperature effects on the reactor concrete and on changes in the strength of it over time. As well as we consider possible accidents on design and beyond design basis. The effect of radiation exposure on the concrete of the reactor shaft is taken into account due to the neutron fluence, which is regularly monitored at the station. Based on the results of neutron fluence control, we made a forecast of neutron accumulation in the concrete of the reactor shaft and estimated the effect of neutron fluence on the concrete of the reactor shaft. Based on the data of the guidance documentation and reference literature, we developed a method for taking into account the most probable development of the aging (degradation) process of concrete in the reactor shaft. Based on the constructed predictive models, we made a forecast of the time for the reduction in the strength of concrete in the reactor shaft below the initial design values. Based on the design documentation for the reactor shaft, the most probable causes that could lead to an emergency situation with the reactor were determined. We also defined the most critical sections of the supporting structures, their dimensions, and the features of transferring the load to the concrete of the reactor shaft. We performed the corresponding verification calculations of the bearing capacity of reactor shaft concrete, taking into account the design reinforcement, in terms of the collapse resistance under the reactor support ring. On the basis of the results of the performed verification calculations, we predicted the residual life of the reactor shaft concrete, taking into account radiation exposure, as well as temperature effects during accidents of design and beyond design basis.