Уточненная методика проведения комплексного анализа хрупкой прочности зоны патрубка корпуса реактора при аварийном термошоке. Сообщение 1. Тепло-гидравлический и тепловой расчеты
DOI:
https://doi.org/10.20535/2305-9001.2014.71.33520Keywords:
Ключевые слова, реактор АЭС, термошок, хрупкая прочность, конечно-элементное моделирование, тепло-гидравлический расчетAbstract
В Украине для тепло-гидравлических расчетов различных сценариев, возможных на реакторных установках АЭС, используется расчетный комплекс RELAP5. Проблема заключается в том, что расчеты в RELAP5 обычно проводят в районе патрубка корпуса реактора на грубой одномерной сетке (2-3 элемента), что не позволяет в дальнейшем получать достаточную точность при анализе хрупкой прочности корпуса реактора с гипотетической трещиной.
Предложено указанный расчет (глобальная модель) дополнять уточненным тепло-гидравлическим расчетом в окрестности гипотетической трещины (локальная модель).
Локальное моделирование проводили с применением кода FLUENT из ANSYS, сертифицированного для применения в атомной энергетике Украины, причем граничными условиями служили результаты моделирования в RELAP5. Отработка методики проведена на примере реактора В-320 реакторной установки типа ВВЭР-1000 первого энергоблока Запорожской АЭС для режима аварийного охлаждения, приводящего к так называемому термошоку.
В Сообщении 1 приведены результаты только тепло-гидравлического и теплового расчетов, проведенных в FLUENT на обычной персональной ЭВМ. Для тепло-гидравлического расчета применили двухпараметрическую RANS-модель "вязких вихрей" в варианте модели Realizable. Эта модель турбулентного течения вязкой жидкости дает более реалистические результаты, чем другие двухпараметрические модели, реализованные в FLUENT. Для последующего расчета теплового поля корпуса реактора в зоне патрубка с трещиной применили код ANSYS.
Полученные результаты имеют достаточную для инженерного применения точность.
Сообщение 2 будет посвящено анализу хрупкой прочности корпуса реактора, проведенного с применением ANSYS.References
1. Thomas Hohne. Research Article. “CFD Simulation of Thermal-Hydraulic Benchmark V1000CT-2 Using ANSYS CFX” // Science and Technology of Nuclear Installations. – Vol. 2009 (2009), Article ID 835162. – 7 p.
2. Отчет об оказании услуг «Выполнение комплекса мероприятий по оценке технического состояния и переназначения ресурса/срока службы реактора ВВЭР-1000 (тип В-320) энергоблоков №1 и 2 ОП ЗАЭС» Этап 4. Расчет теплогидравлических параметров для всех режимов эксплуатации (НЭ, ННЭ, АС) реактора ВВЕР-1000 (тип В-320) энергоблока № 1 ОП ЗАЕС (в 3 томах). ИЗ-1107.01/4. ИПП-Центр. Киев. 2011.
3. Отчет об оказании услуг «Выполнение комплекса мероприятий по оценке технического состояния и переназначения ресурса/срока службы реактора ВВЭР-1000 (тип В-320) энергоблоков №1 и 2 ОП ЗАЭС» Этап 3. Расчет теплогидравлических параметров для всех режимов эксплуатации (НЭ, ННЭ и АС) энергоблока №1 ОП ЗАЭС. ИПП-Центр. Киев. 2012.
“ANSYS ONLINE HELP” web page: http://www.ansys.com/Products/Simulation+Technology/Fluid+Dynamics/Specialized+Products/ANSYS+Polyflow/Features/Online+Help+&+Documentation
“FLUENT 14.5 HELP” ANSYS 14.5 customer edition.
6. Денисов В.П., Драгунов Ю.Г. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. М.: ИздАТ, 2002. – 480 с.
