Принципи відбору представницьких теплогідравлічних сценаріїв при виконанні розрахунків на міцність обладнання АЕС
DOI:
https://doi.org/10.15276/opu.3.59.2019.02Ключові слова:
ресурс, теплогідравлічні режими, принципи відбору сценаріївАнотація
Безпечна експлуатація основного обладнання атомних електростанцій (АЕС) потребує проведення періодичної оцінки таких факторів, як величина накопиченої втомної пошкоджуваності елементів конструкцій та її прогнозоване значення на розрахунковий період подальшої експлуатації. Аналіз тепломеханічного впливу регламентованих режимів експлуатації на міцність елементів конструкцій та вузлів устаткування є одним з важливих етапів продовження ресурсу експлуатації АЕС. При цьому для одного режиму роботи обладнання, як правило, розглядаються декілька варіантів (сценаріїв) його протікання, кожен з яких характеризується унікальною сукупністю параметрів тепломеханічного впливу на обладнання, таких як тиск, температура, швидкість витрати теплоносія та ін. Велика кількість таких варіантів у підсумку може призводити до значних витрат часу та обчислювальних ресурсів. Метою даного дослідження є розробка принципів відбору представницьких теплогідравлічних сценаріїв при виконанні розрахунків на визначення прогнозованого значення втомної пошкоджуваності обладнання АЕС. В представленому дослідженні показано, що на основі математично обґрунтованого порівняння можливе суттєве скорочення кількості необхідних для аналізу сценаріїв шляхом виключення з подальшого розгляду непредставницьких варіантів. Описано основні принципи відбору теплогідравлічних сценаріїв на прикладі застосування їх для розрахунку на міцність компенсатора тиску реактора АЕС типу ВВЕР-1000. Наведено чисельні параметри оцінки графіків вказаних типових сценаріїв, які дозволяють визначити представницькі сценарії з групи близьких за характером протікання процесів. Точність отриманих результатів при відборі представницьких теплогідравлічних сценаріїв знаходиться на достатньому рівні відповідно до їх повного аналізу, що дозволяє рекомендувати запропонований підхід для використання.
Завантаження
Посилання
Фадеев И.Д., Дмитриева И.В., Рогожкин С.А., Шепелев С.Ф. Обобщение опыта пуска РУ БН-800 для обоснования теплогидравлических параметров в режимах нормальной эксплуатации. Безо-пасность, эффективность и экономика атомной енергетики: пленарные и секционные док. ХІ междунар. науч.-тех. конф., г.Москва, 23–24 мая 2018 г. Москва, 2018. С. 587–590.
Численное моделирование теплогидравлических процессов в верхней камере быстрого реактора / С.А. Рогожкин, С.Л. Осипов, И.Д. Фадеев, С.Ф. Шепелев, А.А. Аксенов, С.В. Жлуктов, М.Л. Са-зонова, В.В. Шмелев. Атомная энергия. 2013. Т. 115, Вып. 5. С. 295–298.
Расчетный комплекс для задач обоснования безопасности аэс при запроектных и тяжелых авари-ях / А.Е. Киселев, К.С. Долганов, Д.Ю. Томащик, Р.И. Бакин, А.А. Киселев, С.Н. Красноперов. Безопасность, эффективность и экономика атомной енергетики: пленарные и секционные док. ХІ междунар. науч.-тех. конф., г.Москва, 23–24 мая 2018 г. Москва, 2018. С. 446–449.
Yuchuan Guo, Guanbo Wang, Dazhi Qian, Heng Yu, Bo Hu, Simao Guo, Xiangmiao Mi, Jimin Ma. Accident safety analysis of flow blockage in an assembly in the JRR-3M research reactor using system code RELAP5 and CFD code FLUENT. Annals of Nuclear Energy. 2018, Vol. 122, P. 125–136.
Li Lei, Zhang Zhijian. Development of Thermal-Hydraulic Analysis Code for Plate Type Fuel Reactor 18th International Conference on Nuclear Engineering: Volume 2 Xi’an, China, May 17–21, 2010, P. 497–505.
Daeseong Jo, Jonghark Park, Heetaek Chae. Development of thermal hydraulic and margin analysis code for steady state forced and natural convective cooling of plate type fuel research reactors. Progress in Nuclear Energy. 2014, Vol. 71, P. 39–51.
