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/10.20535/2305-9001.2014.71.33520Ключові слова:
Ключевые слова, реактор АЭС, термошок, хрупкая прочность, конечно-элементное моделирование, тепло-гидравлический расчетАнотація
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.Посилання
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.
##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.
