Напружено-деформований стан тонкостінних оболонок реактора ВВЕР-1000 при максимальній проєктній аварії
| dc.contributor.advisor | Крищук, Микола Георгійович | |
| dc.contributor.author | Іщенко, Олексій Антонович | |
| dc.date.accessioned | 2024-01-29T09:57:26Z | |
| dc.date.available | 2024-01-29T09:57:26Z | |
| dc.date.issued | 2023 | |
| dc.description.abstract | Дисертація присвячена дослідженню поведінки шахти внутрішньокорпусної реактору типу ВВЕР-1000 під час протікання однієї з найбільш уразливих для внутрішньокорпусних пристроїв реактора – максимальної проєктної аварії. Створена теплогідравлічна модель реакторної установки ВВЕР-1000. Отримано розподіл тиску в часі для перших мілісекунд максимальної проектної аварії. Спрощену модель шахти представлено двовимірною циліндричною оболонкою. Для обґрунтування спрощеної моделі проведено модальний аналіз деталізованої конструкції шахти та її цифрового прототипа-аналога. Розраховано власні частоти та форми коливань цифрового прототипа-аналога конструкції шахти та деталізованої моделі конструкції шахти з визначеними граничними умовами різного типу. Отримано динамічний відгук по кожній формі коливань. Встановлено максимальні переміщення, згинні та мембранні напруження оболонки під час дії МПА. Оцінка міцності конструкції шахти проведена за двокритеріальним підходом згідно норм ПНАЕ. Зміст роботи складається з чотирьох розділів, у яких викладено та обґрунтовано основні результати дисертації. У вступі обґрунтовано актуальність теми дисертації, сформульовано мету та задачі дослідження, описано методи дослідження, надана інформація про наукову новизну та практичне значення одержаних результатів. У першому розділі проведено огляд наукових джерел, що стосуються історії зафіксованих аварійних ситуацій під час експлуатації АЕС та опис дослідження недопущення таких ситуацій. Розглянуто основні типи проєктних аварій водо-водяних реакторів. Показано історію вивчення максимальної проєктної аварії та її впливу на реакторну установку в цілому. Визначено, що однією з найбільш ризикових конструкцій реактора ВВЕР-1000 під час такої аварії може бути шахта внутрішньокорпусна. Розглянуто стан вивчення і проаналізовано існуючі методи визначення навантажень, які можуть виникати під час максимальної проєктної аварії в ядерній енергетичній установці. Визначено, що найбільш консервативним інструментом для цього є CFD розрахунки, показано порівняння таких розрахунків у інших дослідників. Схематизовано шахту внутрішньокорпусну як циліндричну оболонку через її невелику товщину порівняно з довжиною та радіусом. Проведено літературний огляд вивчення коливань оболонок, показано ті теорії коливань, що найчастіше застосовували на практиці. Розглянуто основні алгоритми знаходження власних частот коливань конструкцій, показана проблема використання деяких методів з точки зору точності при їх меншій складності в реалізації. На основі цього аналізу обґрунтовані основні напрямки досліджень, що розглянуті у дисертаційній роботі. У другому розділі представлено реалізацію методики по визначенню власних частот і форм коливань конічної оболонки, описаної рівняннями на основі теорії Доннелла-Муштарі. Частковим випадком конічної оболонки є циліндрична оболонка (при відсутності кута нахилу бічної поверхні оболонки). Показано формування системи рівнянь аналітичної моделі оболонки, враховуючи рівняння рівноваги, фізичні та геометричні рівняння. Описано методику отримання звичайних диференціальних рівнянь восьмого порядку вихідних невідомих, таких як внутрішні сили, моменти, деформації за апроксимацією у тригонометричних рядах. Описано жорсткісні, силові та кінематичні граничні умови оболонки, показано збіжність результатів комбінацій граничних умов для експериментальних та літературних даних. Реалізацію алгоритмів розв’язування системи звичайних диференціальних рівнянь з поліноміальною апроксимацією шуканих функцій та використанням методу початкових параметрів виконано у програмному комплексі MATLAB, Надано опис введення кінематичних та жорсткісних граничних умов в розрахункову схему та програмний код. Для точного знаходження власних частот коливань оболонок модифіковано алгоритм Вільямса-Віттрика, що був раніше розроблений для стержневих систем та фермових систем. Такий алгоритм дозволяє знаходити точне число власних частот коливань конструкцій оболонок з різними типами граничних умов на заданому діапазоні. Реалізація цього методу передбачає вираження матриці жорсткості отриманої за методом початкових параметрів в матрицю динамічної жорсткості і перетворення у діагональну методом Гауса. Для врахування внутрішніх зусиль в оболонці, таких як внутрішній та зовнішній тиск, осьова сила, частота обертання та згинний момент, реалізовано модернізацію одного з вихідних рівнянь. Створений чисельний алгоритм для пошуку власних частот коливань оболонок порівняно з експериментальними та літературними даними. Встановлена хороша збіжність результатів розрахунків. У третьому розділі описано розроблену методику розрахунку перепадів тиску в шахті внутрішньокорпусній реактору типу ВВЕР-1000 під час протікання МПА. Для дослідження нестаціонарних процесів протікання МПА створено теплогідравлічну модель. Чисельні розв’язки нестаціонарних початково-крайових задач гідромеханіки для реакторної установки проведено із застосуванням розробленої теплогідравлічної моделі реакторної установки, геометрична конфігурація якої обмежена впускною та опускною зонами реактора ВВЕР-1000, а також його патрубками. Початкові умови для теплогідравлічної моделі реакторної установки при МПА сформовані за результатами розв’язку стаціонарної задачі гідромеханіки для типового режиму експлуатації РУ ВВЕР-1000. Описано граничні умови для стаціонарної та нестаціонарної задачі. Показано ступінь необхідної дискретизації сітки скінченних об’ємів, наведено збіжність чисельних розв’язків з контрольованими параметрами. Для коректного розв’язку задачі побудована двофазна модель турбулентності Special Phase Change Model (SPCM) в програмному коді ANSYS. За результатами розрахунку наведено динаміку розгерметизації конструкцій реактора впродовж 1 секунди, при якій криза течії не дає знизити тиск до атмосферного, створюючи «парову подушку». Найбільші перепади тиску на поверхні ШВК є протягом перших 0.1 секунд аварії і складають до кількох МПа. Просторово-часові епюри тисків необхідні для подальшого застосування при знаходженні величин сил та моментів. Визначено напружено-деформований стан циліндричної оболонки ШВК при МПА. Для динамічних розрахунків деформованого та напруженого стану оболонки ШВК при МПА використано метод модальних координат та інтеграл Дюгамеля, методика якого описана в даному розділі. Четвертий розділ роботи присвячено використанню наближеної розрахункової схеми оболонки ШВК (математичний опис якої наведено у другому розділі), що провалідована із деталізованою розрахунковою схемою (створеної в програмному коді ANSYS). Порівняння цих двох моделей показало хорошу збіжність результатів при малих частотах, які і використовуються в розрахунках НДС оболонки ШВК при дії МПА. Переміщення оболонки ШВК при дії МПА у часі отримано за методикою описаною в третьому розділі: використали розраховані перші чотири значення частот коливань, тобто тих, що забезпечують найменшу похибку; з теплогідравлічної моделі описаної в третьому розділі використано перепади тиску у часі і підставлено в якості граничних умов для оболонки ШВК. Отримано максимальні радіальні переміщення в ШВК, які було порівняно із зазором між ШВК та корпусом реактора. Показано, що максимальні переміщення складають 12.5 мм і не можуть перекрити зазор для протоку теплоносія, що становить 190 мм. Подальша оцінка НДС ШВК була виконана для двох зон ШВК – нижньої (опроміненої, через те що знаходиться навпроти активної зони реактора) і верхньої (неопроміненої). Такий умовний поділ необхідний для врахування в нижній зоні деградації матеріалу через опромінення: граничне значення тріщиностійкості, границі текучості та границі міцності. Показано розраховані екстремальні величини мембранних та згинних напружень для обох частин шахти, вказано час і переріз оболонки за просторовими координатами. Отримані величини напруження оболонки ШВК використані в подальшому розрахунку крихкої міцності та граничного пластичного стану. Згідно ПНАЕ постульовано тріщини з розмірами a=0.25 h, a/c=0.3, як в коловому так і в осьовому напрямку, на зовнішній та внутрішній поверхні оболонки шахти внутрішньокорпусної. Оцінка тріщин в шахті проведена за двокритеріальним підходом руйнування, побудовано діаграми оцінки руйнування для верхньої та нижньої частин. Показано, що вірогідне руйнування шахти при МПА для верхньої частини конструкції є в’язким, а для нижньої частини – крихким, а всі коефіцієнти запасу міцності становлять більше 1. | uk |
| dc.description.abstractother | Ishchenko O.A. Thin-walled shells stress-strain state of VVER-1000 reactor at maximum design accident. – Qualifying scientific work on manuscript rights. Thesis for the scientific degree of the doctor of philosophy, the field of study 13 – Mechanical engineering, program subject area 131 – Applied Mechanics. National Technical University of Ukraine "Igor Sikorsky Kyiv Polytechnic Institute", Kyiv, 2023. The dissertation is devoted to study VVER-1000 type reactor core barrel behavior during one of most danger for reactor internals accident - maximum design accident. A thermo-hydraulic model of the VVER-1000 reactor was created. Pressure drop in time for the first milliseconds during maximum design accident is obtained. Approximate core barrel model is represented by a two-dimensional cylindrical shell. To substantiate the approximate model, a modal analysis of the core barrel detailed structure and its digital analog-prototype was conducted. The natural frequencies and modes vibrations for structure core barrel digital prototype-analog and detailed model core barrel structure with defined various types boundary conditions were calculated. A dynamic response is obtained for each vibration modes. Maximum deformation, bending and membrane stresses in the shell during MDA action were determined. Core barrel structure strength assessment was using a two-criterion approach in accordance with PNAE normative document. The content of the work is presented in four chapters, in which the main results of the dissertation are presented and substantiated. The introduction substantiates the relevance of the dissertation topic, formulates the purpose and research tasks, describes research methods, provides information about scientific novelty and the practical significance of the obtained results. In the first chapter, a scientific sources review history of emergency situations during NPP operation and prevention study description of such situations. The main design accidents types of water-water reactors are considered. History of study maximum design accident and it`s impact on whole reactor plant is shown. It was determined that one of the most risks structures in VVER-1000 type reactor during such an accident could be a core barrel. Analysed condition and existing methods for loads that will be during maximum design accident in nuclear reactor. It is determined the most conservative tool - is CFD calculations, shown a such calculations comparison by other researchers. Since the core barrel has a small thickness compared to the length and radius, it can be approximate as a cylindrical shell. Therefore, shell vibrations study literature review was also conducted, showed shell theories, which are the most common in practice. Considered the main algorithms for finding structures vibrations natural frequencies. The problem of using some methods from point of view their accuracy with their lower complexity in implementation is shown. Basis on this analysis, considered the main areas of research that will be in the dissertation. The second chapter presents implementation of the method for determining conical shell natural frequencies and vibration modes, described by equations based on Donell-Mushtari theory. A partial case of a conical shell is a cylindrical shell (in the absence of an inclination angle shell side surface). Shown the system of shell analytical model equations which forming by taking into account equilibrium, physical and geometric equations. Obtaining ordinary differential equations in eighth order using transfer matrix method, such as internal forces, moments, deformations by approximation in trigonometric series, is described. The stiffness, force and kinematic shell boundary conditions are described, results convergence for boundary conditions combinations compared experimental and literature data is shown. Solving algorithms implementation for system of ordinary differential equations with polynomial approximation required functions and use transfer matrix method was created in the MATLAB software. A description an introduction kinematic and stiffness boundary conditions into calculation scheme and program code is provided. The Williams-Wittrick algorithm, which was previously developed for beam and skeleton structures, has been modified to accurately find natural vibration frequencies. Such an algorithm makes possibility to find the exact number of structures vibration natural frequencies in a given interval. This method implementation involves the expression stiffness matrix obtained by transfer matrix method into a dynamic stiffness matrix and transformation into a diagonal one by Gaussian method. To take into account internal loads in the shell, such as internal and external pressure, axial force, rotation frequency and bending moment, a modernization of one of the original equations was implemented. Created numerical algorithm for exact finding shell natural vibrations frequencies, compared with experimental and literature data, which shows good convergence. The third section describes the developed methodology for calculating pressure drops in VVER-1000 type reactor core barrel during MDA using a thermo-hydraulic model. Non-stationary numerical solutions for initial-boundary hydromechanics problems in reactor were calculated using reactor thermal-hydraulic model, geometric configuration is limited by inlet and outlet VVER-1000 reactor zones and its nozzles. The initial conditions for reactor thermo-hydraulic model during MDA are formed based on the results calculated hydromechanic steady-state task for typical operation mode of VVER-1000 reactor. The boundary conditions for stationary and transient process are described. The degree of necessary mesh discretization for finite volumes is shown, numerical solutions convergence with controlled parameters are given. For correct hydromechanics problem solution, two-phase Special Phase Change Model (SPCM) turbulence model was built in ANSYS software code. According to calculation results, depressurization dynamics for reactor shells structure during 1 second, where flow crisis does not allow lowering pressure to atmospheric and creating a "steam pillow". Largest pressure drops on core barrel surfaces occur during first 0.1 accident seconds and are several MPa. Spatio-temporal pressure drops in time are necessary for further calculate forces and moments. CB as cylindrical shell stress-strain state determined during MDA. The method of modal coordinates and the Duhamel integral were used for dynamic calculations CB as cylindrical shell deformed and stressed state during MDA also described in this section. The fourth section of the work is devoted to using an approximate calculation scheme CB as cylindrical shell (the mathematical description of which is given in the second section), which is validated with a detailed calculation scheme (created in the ANSYS software code). The comparison both models showed a good convergence at low frequencies, which are used in CB as cylindrical shell stress-strain state calculations during MDA. Deformations in CB as cylindrical shell at MDA in time was obtained by the method described in the third section: the calculated first four natural frequencies of vibrations were used, that provide the smallest error; from the thermo-hydraulic model described in third section, pressure drops in time were used and substituted as boundary conditions for CB shell. Maximal radial deformations in CB were obtained, which were compared with the gap between the CB and reactor pressure vessel. It is shown that the maximum deformations are 12.5 mm and cannot close the gap, which is 190 mm. A further CB evaluation was for two CB zones - the bottom (irradiated, due to the fact that it is located opposite to active zone) and the upper (non-irradiated) zones. Such a conditional division is necessary to take into account in the bottom zone degradation of the material due to irradiation: the limit value of crack resistance, yield stress and ultimate stress limits. The calculated extreme values of membrane and bending stresses for both CB parts are shown, the time and cross-section such stresses are indicated. The obtained stresses were used in the next calculations of brittle strength and ultimate plastic collapse. According to PNAE, cracks with dimensions a=0.25 h, a/c=0.3, both in circumferential and in axial direction, were postulated in outside and inside surface of the core barrel shell. The cracks assessment in CB was according to the two-criterion approach of failure, failure assessment diagrams were built for upper and bottom parts. It is shown that the CB probability failure during MDA for the upper part is viscous, and for the bottom part - brittle, and all the safety coefficients are greater than 1. | |
| dc.format.extent | 177 с. | uk |
| dc.identifier.citation | Іщенко, О. А. Напружено-деформований стан тонкостінних оболонок реактора ВВЕР-1000 при максимальній проєктній аварії : дис. … д-ра філософії : 131 – Прикладна механіка / Іщенко Олексій Антонович. – Київ, 2023. – 177 с. | uk |
| dc.identifier.uri | https://ela.kpi.ua/handle/123456789/64070 | |
| dc.language.iso | uk | uk |
| dc.publisher | КПІ ім.Ігоря Сікорського | uk |
| dc.publisher.place | Київ | uk |
| dc.subject | механічні властивості | uk |
| dc.subject | оцінка граничного стану | uk |
| dc.subject | частотна функція | uk |
| dc.subject | вібраційні напруження | uk |
| dc.subject | поздовжні нелінійні вібрації | uk |
| dc.subject | метод скінченних елементів | uk |
| dc.subject | концентратор напружень | uk |
| dc.subject | напружений стан | uk |
| dc.subject | модуль пружності | uk |
| dc.subject | консервативна оцінка напружень | uk |
| dc.subject | дискретна і просторова модель | uk |
| dc.subject | чисельне моделювання | uk |
| dc.subject | трубопроводи | uk |
| dc.subject | ріст тріщини | uk |
| dc.subject | поздовжня вібрація | uk |
| dc.subject | поперечна вібрація | uk |
| dc.subject | власні частоти | uk |
| dc.subject | власні форми | uk |
| dc.subject | вібраційна діагностика | uk |
| dc.subject | mechanical properties | uk |
| dc.subject | limit state assessment | uk |
| dc.subject | frequency function | uk |
| dc.subject | vibration stress | uk |
| dc.subject | longitudinal nonlinear vibrations | uk |
| dc.subject | finite-element method | uk |
| dc.subject | stress concentration | uk |
| dc.subject | stress condition | uk |
| dc.subject | Young’s modulus | uk |
| dc.subject | stress conservation | uk |
| dc.subject | discrete and continual model | uk |
| dc.subject | numerical simulation | uk |
| dc.subject | pipes | uk |
| dc.subject | crack growth | uk |
| dc.subject | longitudinal vibration | uk |
| dc.subject | transverse vibration | uk |
| dc.subject | natural frequencies | uk |
| dc.subject | natural modes | uk |
| dc.subject | vibration diagnostics | uk |
| dc.subject.udc | 534.12: 621.039 | uk |
| dc.title | Напружено-деформований стан тонкостінних оболонок реактора ВВЕР-1000 при максимальній проєктній аварії | uk |
| dc.type | Thesis Doctoral | uk |
Файли
Контейнер файлів
1 - 1 з 1
Вантажиться...
- Назва:
- Ishchenko_dys_.pdf
- Розмір:
- 8.23 MB
- Формат:
- Adobe Portable Document Format
- Опис:
Ліцензійна угода
1 - 1 з 1
Ескіз недоступний
- Назва:
- license.txt
- Розмір:
- 1.71 KB
- Формат:
- Item-specific license agreed upon to submission
- Опис: