<?xml version="1.0" encoding="UTF-8"?>
<!DOCTYPE article PUBLIC "-//NLM//DTD JATS (Z39.96) Journal Publishing DTD v1.3 20210610//EN" "JATS-journalpublishing1-3.dtd">
<article article-type="research-article" dtd-version="1.3" xmlns:mml="http://www.w3.org/1998/Math/MathML" xmlns:xlink="http://www.w3.org/1999/xlink" xmlns:xsi="http://www.w3.org/2001/XMLSchema-instance" xml:lang="ru"><front><journal-meta><journal-id journal-id-type="publisher-id">glonucsec</journal-id><journal-title-group><journal-title xml:lang="ru">Глобальная ядерная безопасность</journal-title><trans-title-group xml:lang="en"><trans-title>Global Nuclear Safety</trans-title></trans-title-group></journal-title-group><issn pub-type="ppub">2305-414X</issn><issn pub-type="epub">2499-9733</issn><publisher><publisher-name>National Research Nuclear University "MEPhI"</publisher-name></publisher></journal-meta><article-meta><article-id pub-id-type="doi">10.26583/gns-2023-04-05</article-id><article-id custom-type="edn" pub-id-type="custom">SGEMEM</article-id><article-id custom-type="elpub" pub-id-type="custom">glonucsec-222</article-id><article-categories><subj-group subj-group-type="heading"><subject>Research Article</subject></subj-group><subj-group subj-group-type="section-heading" xml:lang="ru"><subject>ЭКСПЛУАТАЦИЯ ОБЪЕКТОВ АТОМНОЙ ОТРАСЛИ</subject></subj-group><subj-group subj-group-type="section-heading" xml:lang="en"><subject>OPERATION OF FACILITIES NUCLEAR INDUSTRY</subject></subj-group></article-categories><title-group><article-title>Оценка эффективной длины микротрещин, возникающих в  водо-паропроводе при циклическом режиме работы парогенератора АЭС</article-title><trans-title-group xml:lang="en"><trans-title>Estimation of the effective length of microcracks occurring in the water-steam pipeline  at cyclic operation mode of NPP steam generator</trans-title></trans-title-group></title-group><contrib-group><contrib contrib-type="author" corresp="yes"><contrib-id contrib-id-type="orcid">https://orcid.org/0000-0002-7682-8504</contrib-id><name-alternatives><name name-style="eastern" xml:lang="ru"><surname>Елохин</surname><given-names>А. П.</given-names></name><name name-style="western" xml:lang="en"><surname>Elokhin</surname><given-names>A. P.</given-names></name></name-alternatives><bio xml:lang="ru"><p>д.т.н., профессор, член-корреспондент РАЕ</p></bio><bio xml:lang="en"><p>Doctor of Technical Sciences, Professor, Associate Member of Russian Academy of Natural Sciences</p></bio><email xlink:type="simple">elokhin@yandex.ru</email><xref ref-type="aff" rid="aff-1"/></contrib></contrib-group><aff-alternatives id="aff-1"><aff xml:lang="ru">Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»<country>Россия</country></aff><aff xml:lang="en">National Research University «MEPhI»<country>Russian Federation</country></aff></aff-alternatives><pub-date pub-type="collection"><year>2023</year></pub-date><pub-date pub-type="epub"><day>21</day><month>12</month><year>2023</year></pub-date><volume>0</volume><issue>4</issue><fpage>32</fpage><lpage>45</lpage><permissions><copyright-statement>Copyright &amp;#x00A9; Елохин А.П., 2023</copyright-statement><copyright-year>2023</copyright-year><copyright-holder xml:lang="ru">Елохин А.П.</copyright-holder><copyright-holder xml:lang="en">Elokhin A.P.</copyright-holder><license license-type="creative-commons-attribution" xlink:href="https://creativecommons.org/licenses/by/4.0/" xlink:type="simple"><license-p>This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.</license-p></license></permissions><self-uri xlink:href="https://glonucsec.elpub.ru/jour/article/view/222">https://glonucsec.elpub.ru/jour/article/view/222</self-uri><abstract><p>При эксплуатации водо-водяных реакторов, включая и реакторы типа КЛТ-40, широко используемых в настоящее время на ледоколах и плавучих энергоблоках (ПЭБ), остро стоит вопрос о продолжительности безопасной работы парогенераторов. Проблема связана с образованием микротрещин в водо-паропроводе парогенератора, при нормальной эксплуатации на мощности, через которые в паропровод приникает радиоактивный азот 16N7, содержание которого в паре как раз и свидетельствует о признаке нарушения герметичности водо-паропровода второго контура парогенератора. Этот эффект, получивший в дальнейшем название «протечки», рассматривался ранее в ряде работ авторов в условиях циклической работы водопарового режима парогенератора. В настоящей работе основное внимание уделяется математическому и физическому анализу механизмов, обуславливающих образование микротрещин в паропроводе парогенератора, возникающих в области паропровода, в которой уравновешиваются давления воды и пара, а также проводится оценка их эффективной длины. Проведены расчеты температурного распределения по толщине паро-трубопровода в переходной области пар-вода при периодическом «захлестывании» этой области водой. При этом показано, что в зависимости от времени периода колебаний пар-вода радиальное температурное распределение по толщине трубки демонстрирует существенное различие в распределении при постоянной температуре на внешней поверхности трубки, причем максимальная разность температур наблюдается в области внутренней поверхности трубки. Распределение механических напряжений, возникающих в металле трубки, характеризуется линейной зависимостью напряжений от температуры, максимальное значение которых соответствует максимальной разности температур, характерных для области внутренней поверхности трубки. Это позволяет констатировать, что образование трещин начинается именно с области внутренней поверхности трубки парогенератора в указанной переходной его области.</p></abstract><trans-abstract xml:lang="en"><p>During operation of water-water reactors including KLT-40 type reactors widely used nowadays on icebreakers and floating power units (FPU), the issue of the duration of safe operation of steam generators is acute. The problem is connected with the formation of microcracks in the steam generator water and steam piping during normal operation at power, through which radioactive nitrogen 16N7 enters the steam piping, the content of which in the steam is just a sign of leakage failure of the steam generator second circuit water and steam piping. This effect, further named "leaks", was considered earlier in a number of works of the authors under conditions of cyclic operation of the steam generator water-steam mode. In the present work the main attention is paid to mathematical and physical analysis of the mechanisms causing the formation of microcracks in the steam pipeline of a steam generator arising in the steam pipeline region in which water and steam pressures are balanced, and their effective length is estimated. Calculations of temperature distribution along the steam-pipe thickness in the steam-water transition region at periodic "slamming" of this region with water are carried out. It is shown that depending on the time period of steam-water oscillations, the radial temperature distribution along the tube thickness shows a significant difference in the distribution at a constant temperature on the outer surface of the tube, and the maximum temperature difference is observed in the area of the inner surface of the tube. The distribution of mechanical stresses arising in the tube metal is characterized by a linear dependence of stresses on temperature, the maximum value of which corresponds to the maximum temperature difference characteristic of the area of the inner surface of the tube. This allows us to state that the formation of cracks starts exactly from the area of the inner surface of the tube of the steam generator in the specified transitional area of the tube.</p></trans-abstract><kwd-group xml:lang="ru"><kwd>микротрещины в парогенераторе</kwd><kwd>энергетический реактор</kwd><kwd>радионуклид</kwd><kwd>давление</kwd><kwd>температура</kwd><kwd>мощность дозы</kwd><kwd>радиационная безопасность</kwd></kwd-group><kwd-group xml:lang="en"><kwd>steam generator microcracks</kwd><kwd>power reactor</kwd><kwd>radionuclide</kwd><kwd>pressure</kwd><kwd>temperature</kwd><kwd>dose rate</kwd><kwd>radiation safety</kwd></kwd-group></article-meta></front><back><ref-list><title>References</title><ref id="cit1"><label>1</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Иванов Е.А., Пырков И.В., Хамьянов Л.П. Модель накопления радионуклидов в котловой воде парогенераторов АЭС с ВВЭР-440 и -1000. Атомная энергия. 1994;77(1):58–63. Режим доступа: https://www.j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/4940 (дата обращения: 16.09.2023).</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Иванов Е.А., Пырков И.В., Хамьянов Л.П. Модель накопления радионуклидов в котловой воде парогенераторов АЭС с ВВЭР-440 и -1000. Атомная энергия. 1994;77(1):58–63. Режим доступа: https://www.j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/4940 (дата обращения: 16.09.2023).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit2"><label>2</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Иванов Е.А., Пырков И.В., Хамьянов Л.П. Методика диагностики протечки теплоносителя первого контура в котловую воду парогенераторов АЭС с ВВЭР-440 и -1000. Атомная энергия. 1994;77(1):51–58. Режим доступа: https://www.j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/4939 (дата обращения: 16.09.2023).</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Иванов Е.А., Пырков И.В., Хамьянов Л.П. Методика диагностики протечки теплоносителя первого контура в котловую воду парогенераторов АЭС с ВВЭР-440 и -1000. Атомная энергия. 1994;77(1):51–58. Режим доступа: https://www.j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/4939 (дата обращения: 16.09.2023).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit3"><label>3</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Елохин А.П., Федорченко С.Н. Способ оценки протечки радиоактивного азота 16N7 в парогенераторах, используемых на ядерных реакторах типа КЛТ-40. Патент РФ №2754755, бюл. № 25 от 07.09.2021. Приоритет от 31.12.2020. Режим доступа: https://patents.google.com/patent/RU2754755C1/ru (дата обращения: 16.09.2023).</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Елохин А.П., Федорченко С.Н. Способ оценки протечки радиоактивного азота 16N7 в парогенераторах, используемых на ядерных реакторах типа КЛТ-40. Патент РФ №2754755, бюл. № 25 от 07.09.2021. Приоритет от 31.12.2020. Режим доступа: https://patents.google.com/patent/RU2754755C1/ru (дата обращения: 16.09.2023).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit4"><label>4</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Елохин А.П., Федорченко С.Н. Расчетно-измерительный метод оценки протечки радиоактивного азота 16N7 в парогенераторах, используемых на ядерных реакторах типа КЛТ-40. Глобальная ядерная безопасность. 2021;4(41):16–30. https://doi.org/10.26583/gns-2021-04-02</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Елохин А.П., Федорченко С.Н. Расчетно-измерительный метод оценки протечки радиоактивного азота 16N7 в парогенераторах, используемых на ядерных реакторах типа КЛТ-40. Глобальная ядерная безопасность. 2021;4(41):16–30. https://doi.org/10.26583/gns-2021-04-02</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit5"><label>5</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Elokhin A.P., Fedorchenko S.N. Determination of the leakage area of radioactive nitrogen 16N in steam generators in reactors of KLT-40 type. Physics of Atomic Nuclei. 2022;85(2):S42–S49. ISSN 1063-7788. https://doi.org/10.1134/S106377882214006X</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Elokhin A.P., Fedorchenko S.N. Determination of the leakage area of radioactive nitrogen 16N in steam generators in reactors of KLT-40 type. Physics of Atomic Nuclei. 2022;85(2):S42–S49. ISSN 1063-7788. https://doi.org/10.1134/S106377882214006X</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit6"><label>6</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Elokhin A.P., Fedorchenko S.N. Calculation and instrumentation method of assessment of radioactive nitrogen 16N7 leaks in steam generators applied at KLT-40 type nuclear reactors. AIP (American Institute of Physics) Conference Proceedings (published online 09 March 2023). 2023. Vol. 2700. Р. 050017-050017-15. https://doi.org/10.1063/5.0125107</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Elokhin A.P., Fedorchenko S.N. Calculation and instrumentation method of assessment of radioactive nitrogen 16N7 leaks in steam generators applied at KLT-40 type nuclear reactors. AIP (American Institute of Physics) Conference Proceedings (published online 09 March 2023). 2023. Vol. 2700. Р. 050017-050017-15. https://doi.org/10.1063/5.0125107</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit7"><label>7</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Тихонов А.Н, Самарский А.А. Уравнения математической физики. Москва: Наука, 1966. 724 с. Режим доступа: https://studizba.com/files/show/djvu/3304-1-umf-tihonov.html (дата обращения: 16.09.2023).</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Тихонов А.Н, Самарский А.А. Уравнения математической физики. Москва: Наука, 1966. 724 с. Режим доступа: https://studizba.com/files/show/djvu/3304-1-umf-tihonov.html (дата обращения: 16.09.2023).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit8"><label>8</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Арсенин В.Я. Математическая физика. Основные уравнения и специальные функции. Москва: Наука, 1966. 367 с. Режим доступа: https://search.rsl.ru/ru/record/01005948961 (дата обращения: 16.09.2023).</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Арсенин В.Я. Математическая физика. Основные уравнения и специальные функции. Москва: Наука, 1966. 367 с. Режим доступа: https://search.rsl.ru/ru/record/01005948961 (дата обращения: 16.09.2023).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit9"><label>9</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Зайцев В.Ф., Полянин А.Д. Справочник по линейным обыкновенным дифференциальным уравнениям. Москва: Факториал, 1997. 303 с. Режим доступа: https://search.rsl.ru/ru/record/01001763480 (дата обращения: 16.09.2023).</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Зайцев В.Ф., Полянин А.Д. Справочник по линейным обыкновенным дифференциальным уравнениям. Москва: Факториал, 1997. 303 с. Режим доступа: https://search.rsl.ru/ru/record/01001763480 (дата обращения: 16.09.2023).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit10"><label>10</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Справочник по специальным функциям с формулами, графиками и математическими таблицами. М. Абрамовиц, Д. Липман, А. Мак Ниш и др.; под ред. М. Абрамовица и И. Стиган; пер. с англ. под ред. В.А. Диткина и Л.Н. Кармазиной. Москва: Наука, 1979. 832 с. Режим доступа: https://search.rsl.ru/ru/record/01007759009 (дата обращения: 16.09.2023).</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Справочник по специальным функциям с формулами, графиками и математическими таблицами. М. Абрамовиц, Д. Липман, А. Мак Ниш и др.; под ред. М. Абрамовица и И. Стиган; пер. с англ. под ред. В.А. Диткина и Л.Н. Кармазиной. Москва: Наука, 1979. 832 с. Режим доступа: https://search.rsl.ru/ru/record/01007759009 (дата обращения: 16.09.2023).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit11"><label>11</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Прудников, А.П., Брычков Ю.А. Маричев О.И. Интегралы и ряды. Специальные функции. Москва: Наука, 1983. 750 с. Режим доступа: https://search.rsl.ru/ru/record/01001177065 (дата обращения: 16.09.2023).</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Прудников, А.П., Брычков Ю.А. Маричев О.И. Интегралы и ряды. Специальные функции. Москва: Наука, 1983. 750 с. Режим доступа: https://search.rsl.ru/ru/record/01001177065 (дата обращения: 16.09.2023).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit12"><label>12</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Проскуряков К.Н., Беликов С.О., Адаменков А.К., Костин А.В. Прогнозирование возникновения акустических резонансов в системе генерации и транспортировки пара АЭС с ВВЭР. Глобальная ядерная безопасность. 2012;2-3(4):70–75. Режим доступа: https://viti-mephi.ru/sites/default/files/pages/docs/gyb_2-34.pdf (дата обращения: 16.09.2023).</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Проскуряков К.Н., Беликов С.О., Адаменков А.К., Костин А.В. Прогнозирование возникновения акустических резонансов в системе генерации и транспортировки пара АЭС с ВВЭР. Глобальная ядерная безопасность. 2012;2-3(4):70–75. Режим доступа: https://viti-mephi.ru/sites/default/files/pages/docs/gyb_2-34.pdf (дата обращения: 16.09.2023).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit13"><label>13</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Исакович М.А. Общая акустика. Москва: Наука, 1973. 495 с. Режим доступа: https://search.rsl.ru/ru/record/01007129077 (дата обращения: 16.09.2023).</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Исакович М.А. Общая акустика. Москва: Наука, 1973. 495 с. Режим доступа: https://search.rsl.ru/ru/record/01007129077 (дата обращения: 16.09.2023).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit14"><label>14</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Лепендин Л.Ф. Акустика. Москва: Высшая школа. 1978, 448 с. Режим доступа: https://books.totalarch.com/node/5238 (дата обращения: 16.09.2023).</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Лепендин Л.Ф. Акустика. Москва: Высшая школа. 1978, 448 с. Режим доступа: https://books.totalarch.com/node/5238 (дата обращения: 16.09.2023).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit15"><label>15</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Елохин А.П., Ксенофонтов А.И., Исса Алалем, Федорченко С.Н. Метод экспресс-оценки средней энергии спектра -излучения радионуклидов в условиях радиационных аварий в помещениях спецкорпуса АЭС. Глобальная ядерная безопасность. 2018;2(27):7–15. Режим доступа: https://viti-mephi.ru/sites/default/files/pages/docs/gyb.2018.2.pdf (дата обращения: 16.09.2023).</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Елохин А.П., Ксенофонтов А.И., Исса Алалем, Федорченко С.Н. Метод экспресс-оценки средней энергии спектра -излучения радионуклидов в условиях радиационных аварий в помещениях спецкорпуса АЭС. Глобальная ядерная безопасность. 2018;2(27):7–15. Режим доступа: https://viti-mephi.ru/sites/default/files/pages/docs/gyb.2018.2.pdf (дата обращения: 16.09.2023).</mixed-citation></citation-alternatives></ref><ref id="cit16"><label>16</label><citation-alternatives><mixed-citation xml:lang="ru">Елохин А.П. Методы и средства систем радиационного контроля окружающей среды. Монография. Москва: НИЯУ МИФИ, 2014. 520 с. Режим доступа: https://search.rsl.ru/ru/record/01007901898 (дата обращения: 16.09.2923).</mixed-citation><mixed-citation xml:lang="en">Елохин А.П. Методы и средства систем радиационного контроля окружающей среды. Монография. Москва: НИЯУ МИФИ, 2014. 520 с. Режим доступа: https://search.rsl.ru/ru/record/01007901898 (дата обращения: 16.09.2923).</mixed-citation></citation-alternatives></ref></ref-list><fn-group><fn fn-type="conflict"><p>The authors declare that there are no conflicts of interest present.</p></fn></fn-group></back></article>
