Уточнена методика проведення комплексного аналізу крихкої міцності зони патрубка корпуса реактора при аварійному термошоці. Повідомлення 2. Крихка міцність
DOI:
https://doi.org/10.20535/2305-9001.2014.72.32110Ключові слова:
корпус реактора, термошок, крихка міцність, скінченно-елементне моделювання, метод вагових функційАнотація
В Україні для тепло-гідравлічних розрахунків різних сценаріїв, можливих на реакторних установках АЕС, використовується розрахунковий комплекс RELAP5. Проблема полягає в тому, що ці розрахунки в районі патрубка корпуса реактора зазвичай проводять на грубій одновимірній сітці (2-3 елемента), що не дозволяє надалі одержувати достатню точність при аналізі тріщиностійкості корпуса реактора з гіпотетичною тріщиною.
Запропоновано зазначений розрахунок (глобальна модель) доповнювати уточненим тепло-гідравлічним розрахунком в околі гіпотетичної тріщини (локальна модель).
Локальне моделювання проводили із застосуванням коду FLUENT з ANSYS, на прикладі реактора В-320 реакторної установки типу ВВЕР-1000 першого енергоблоку Запорізької АЕС для режиму аварійного охолодження, що приводить до так званого термошоку. Результати викладені в Повідомленні 1.
Повідомлення 2 присвячене продовженню розрахунків, а саме аналізу крихкої міцності (тріщиностійкості) корпуса реактора при аварійному термошоці. Оцінки коефіцієнта інтенсивності напружень проведені із застосуванням ANSYS, а також комбінованого методу вагових функцій, причому обидві оцінки практично збіглися.Посилання
Jakovlev A.I., Rudakov K.N. [Improved technique of a complex analysis of crack resistance of WWER-1000 nuclear reactor cold leg nozzle under termal shock. Report 1. Thermo-hydraulic and transient thermal calculations]. Vіsnik NTUU "KPІ". Ser. Mashinobuduvannja, 2014. №71. p.127-134.
Otchet ob okazanii uslug «Vypolnenie kompleksa meroprijatij po ocenke tehnicheskogo sostojanija i perenaznachenija resursa/sroka sluzhby reaktora VVJeR-1000 (tip V-320) jenergoblokov №1 i 2 OP ZAJeS» Jetap 4. Raschet teplogidravlicheskih parametrov dlja vseh rezhimov jekspluatacii (NJe, NNJe, AS) reaktora WWER-1000 (tip V-320) jenergobloka № 1 OP ZAES (v 3 tomah). IZ-1107.01/4. IPP-Centr. Kiev. 2011.
Otchet ob okazanii uslug «Vypolnenie kompleksa meroprijatij po ocenke tehnicheskogo sostojanija i perenaznachenija resursa/sroka sluzhby reaktora VVJeR-1000 (tip V-320) jenergoblokov №1 i 2 OP ZAJeS» Jetap 3. Raschet teplogidravlicheskih parametrov dlja vseh rezhimov jekspluatacii (NJe, NNJe i AS) jenergobloka №1 OP ZAJeS. IPP-Centr. Kiev. 2012.
Denisov V.P., Dragunov Ju.G. Reaktornye ustanovki VVJeR dlja atomnyh jelektrostancij [Reactors fluidizers of WWER nuclear power plants]. Moscow: IzdAT, 2002. 480 p.
12.RO.YS.PM.139-12. Rabochaja programma ocenki tehnicheskogo sostojanija i prodlenija sroka jekspluatacii korpusa, verhnego bloka i detalej uzla uplotnenija glavnogo raz#ema reaktora jenergoblokov №№ 1, 2 OP ZAJeS [Executable code of estimation of the technical state and extension of term of exploitation of corps, overhead block and details of knot of compression of main socket of reactor of power units №№ 1, 2 OP ZAES]
“ANSYS ONLINE HELP” web page: http://www.ansys.com/Products/Simulation+Technology/Fluid+Dyna-mics/Specialized+Products/ANSYS+Polyflow/Features/Online+Help+&+Documentation
Orynjak I.V. Prochnost' truboprovodov s defektami [Strength of pipelines with defects]. Kiev: Naukova dumka, 2012. 445 p.
##submission.downloads##
Опубліковано
Номер
Розділ
Ліцензія
Автори залишають за собою право на авторство своєї роботи та передають журналу право першої публікації цієї роботи на умовах ліцензії Creative Commons Attribution License, яка дозволяє іншим особам вільно розповсюджувати опубліковану роботу з обов'язковим посиланням на авторів оригінальної роботи та першу публікацію роботи у цьому журналі.
