Розрахунок температурного поля вигородки реактору ВВЕР-1000 для аналізу її розпухання

Автор(и)

DOI:

https://doi.org/10.15276/opu.1.60.2020.04

Ключові слова:

CFD-моделювання, ВВЕР-1000, вигородка, температурне поле, розпухання матеріалу

Анотація

В роботі представлено спрощену CFD-модель охолодження вигородки реактору ВВЕР-1000, розроблену для подальшого аналізу величини її об’ємного розпухання. Так як явище розпухання є основнимобмежуючим фактором при продовженні терміну експлуатації енергоблоків з ВВЕР-1000, а моделі розпухання дуже чутливі до температурного поля в металі, його визначенню приділяється особлива увага. В даній роботі пропонується підхід із застосуванням засобів обчислювальної гідродинаміки (CFD), що дозволяє врахувати локальні гідродинамічні особливості потоку теплоносія, а також азимутальні розподіли характерних параметрів. Розроблено аналітичну модель для оцінки характеристичних параметрів спрощеної CFD-моделі, що дозволяє обґрунтовано звузити її межі. Розрахункова модель охолодження вигородки, що обмежена її висотою, має 60-градусну симетрію та включає активну зону, вигородку, шахту, спрощену геометрію з’єднувальних шпильок та омиваючий теплоносій. Активна зона представлена у вигляді еквівалентного гомогенного тіла з урахуванням просторового розподілу об’ємного енерговиділення. Вигородка розглядається як монолітне тіло, в якому враховано об’ємні енерговиділення за рахунок гамма випромінювання. Також, в моделі враховано циркуляцію охолоджуючого теплоносія через проточки в гайках, що дозволяє отримати більш реальне температурне поле шпильок. Отримані коефіцієнти тепловіддачі та температури добре узгоджуються з аналітичною оцінкою та дають більш прийнятні результати в порівнянні з RELAP5. Отримане поле температур використане для оцінки процесу розпухання. Через менш консервативні результати температурного поля величина розпухання вигородки суттєво зменшується. Розроблену модель в подальшому вдосконалено та використано для розрахунку зміни температурного поля при протіканні представницького перехідного процесу порушення умов нормальної експлуатації. Результати моделювання нестаціон

Завантаження

Дані завантаження ще не доступні.

Посилання

Bцttcher M., KrьЯmann R. Primary loop study of a VVER-1000 reactor with special focus on coolant mix- ing. Nuclear Engineering and Design. 2010. 240, 9. P. 2244–2253. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2010.02.044.

Simulation of mixing effects in a VVER-1000 reactor / U. Bieder, G. Fauchet, S. Betin, N. Kolev, D. Popov. Nucl. Eng. Des. 2007. 237. P. 1718–1728. DOI 10.1016/j.nucengdes.2007.02.015.

Best-estimate simulation of a VVER MSLB core transient using the NURESIM platform codes / I. Spasov, S. Mitkov, N. Kolev, et al. Nuclear Engineering and Design. 2017. 321. P. 26–37. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2017.03.032.

Three dimensional thermal hydraulic characteristic analysis of reactor core based on porous media method / R. Chen, M. Tian, S. Chen, et al. Annals of Nuclear Energy. 2017. 104. P. 178–190. DOI: 10.1016/j.anucene.2017.02.020.

Thermal analysis of a PWR core internal baffle structure / C. Pйniguel, I. Rupp, N. Lingneau, et al. Pro- ceedings of PVP2006-ICPVT-11-93299. Vancoucer, BC, Canada, July 23–27, 2006.

Filonova Y.S., Filonov V.V., Dubyk Y.R. Reactor baffle cooling CFD framework for swelling assess- ment. Proceedings of the 2018 26th International Conference on Nuclear Engineering – ICONE26- 82365. London, Great Britain, July 22-26, 2018.

IAEA VERLIFE: Unified Procedure for Lifetime Assessment of Components and Piping in WWER NPPs during Operation, 2013.

Ключников А.А., Шараевский И.Г., Фиалко Н.М. Теплофизика безопасности атомных электро- станций: монография. Чернобыль : Ин-т проблем безопасности АЭС, 2010. 484 с.

ANSYS CFX-Solver Theory Guide.

Menter F., CFD Best Practice Guidelines for CFD Code Validation for Reactor-Safety Applications, EVOL-ECORA-D01, 2002.

Мирзов И. В. Особенности расчета напряженно-деформированного состояния выгородки ВВЭР- 1000. UJV Reza.s. Чехия. 2017. №147. С. 1–8.

Марголин Б.З., Мурашова А.И., Неустроев В.С. Влияние напряжений на радиационное распуха- ние аустенитных сталей. Научно – технический журнал «Вопросы материаловедения». 2011. № 4(68). С. 124-139.

IAEA VERLIFE: Unified Procedure for Lifetime Assessment of Components and Piping in WWER NPPs during Operation, 2013.

Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов для АЭС. Москва : Энергоатомиз- дат, 1989. 525 с.

##submission.downloads##

Опубліковано

2020-01-09

Як цитувати

[1]
Filonov, V., Filonova, Y., Dubyk, Y. і Bohdan, A. 2020. Розрахунок температурного поля вигородки реактору ВВЕР-1000 для аналізу її розпухання. Праці Одеського політехнічного університету. 1(60) (Січ 2020), 35–46. DOI:https://doi.org/10.15276/opu.1.60.2020.04.