Обґрунтування надійності тепловідводу від металу вигородки РУ типу ВВЕР-1000 при деградації її геометрії
| dc.contributor.advisor | Кондратюк, Вадим Анатолійович | |
| dc.contributor.author | Філонова, Юлія Сергіївна | |
| dc.date.accessioned | 2023-05-04T12:14:38Z | |
| dc.date.available | 2023-05-04T12:14:38Z | |
| dc.date.issued | 2023 | |
| dc.description.abstract | Філонова Ю.С. Обґрунтування надійності тепловідводу від металу вигородки РУ типу ВВЕР-1000 при деградації її геометрії. – Кваліфікаційна наукова праця на правах рукопису. Дисертація на здобуття наукового ступеня доктор філософії за спеціальністю 143 – Атомна енергетика. Національний технічний університет України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського» МОН України, Київ, 2023. Дисертаційна робота присвячена дослідженню впливу деградації геометрії вигородки внутрішньокорпусної на зміну умов охолодження внутрішньокорпусних пристроїв реактору типу ВВЕР-1000. У вступі обґрунтовано вибір теми досліджень, сформульовані мета і задачі дослідження, визначено методи дослідження, висвітлено зв'язок з науково-дослідними програмами та роботами, а також наукову новизну та практичне значення отриманих результатів, охарактеризовано особистий внесок автора, приведені відомості про апробацію результатів дисертації, її структуру та обсяг. У першому розділі проведено огляд наявних досліджень, пов’язаних з тематикою дисертації. Проаналізовано першопричини і особливості процесів деградації металу внутрішньокорпусних пристроїв (ВКП), а також найбільш імовірні зміни відносно проєктної геометрії – вичерпання зазорів між вигородкою і шахтою, а також поява не передбачених проєктом РУ ВВЕР-1000 радіальних перетоків через розкриття кілець вигородки. Проведено порівняльний аналіз прогнозованих моментів вичерпання проєктних зазорів, що показує нагальну необхідність обґрунтування можливості подальшої експлуатації енергоблоків при наявності контакту. Зроблено огляд можливостей та досвіду проведення експериментальних досліджень і вимірювання реальної геометрії вигородки після довготривалої експлуатації. Показано наявні обмеження, пов’язані із можливістю проведення вимірювань тільки в «холодному» стані, та зроблено висновок щодо потреби в розробці надійних розрахункових моделей для прогнозування зміни геометрії вигородки з урахуванням миттєвих параметрів радіаційних енерговиділень та температурного стану. Проведено детальний огляд досвіду моделювання температурного поля та радіаційних енерговиділень в елементах ВКП для подальшого аналізу деградації геометрії. З’ясовано невизначеності, наявні в існуючих підходах, та зроблено висновок щодо відсутності досліджень впливу наявності контакту між вигородкою та шахтою внутрішньокорпусними і розкриття кілець вигородки на зміну умов охолодження елементів ВКП і на подальшу динаміку формозміни, що є визначальним фактором при переоцінці можливості продовження строку експлуатації енергоблоків України. На основі літературного огляду сформульовано мету, завдання, предмет і об’єкт дослідження. Другий розділ присвячений дослідженню зміни умов охолодження вигородки при деградації її геометрії, а саме її контакті із шахтою внутрішньокорпусною та розкритті кілець вигородки і як наслідок – появі не передбачених проєктом радіальних перетоків теплоносія з активної зони реактору. Запропоновано методологію вирішення задачі дослідження зміни умов охолодження ВКП, що базується на поступовому аналізі. З метою проведення зазначеного аналізу розроблено універсальну (з точки зору конфігурування та задання граничних умов) розрахункову тривимірну CFD модель охолодження вигородки. Із використанням розробленої моделі проведено серію розрахунків для різних паливних кампаній енергоблоку АЕС України та обґрунтовано вибір представницької кампанії для подальшого аналізу деградації геометрії. Обґрунтовано вибір п’ятикільцевої моделі вигородки та отримано розрахункове температурне поле для проєктної геометрії ВКП, що використано для подальшого аналізу. З метою дослідження зміни умов охолодження вигородки за наявності її контакту із шахтою запропоновано підхід із розглядом різних можливих конфігурацій контакту. В рамках аналізу розглянуто 8 варіантів контакту, серед яких – проєктна геометрія, шість прогнозованих станів (від цілком гіпотетичного повного контакту до більш реалізованих варіантів перекриття кільцевого зазору за рахунок контакту нижнього/верхнього буртів і їх комбінацій, а також на рівні буртів, що відповідають найбільш енергонавантаженим перерізам вигородки), восьмий – реалістичний на основі попередньої оцінки на міцність для представницької кампанії. На основі розробленого підходу якомога повно проаналізовано всі імовірні стани ВКП при наявності контакту та з’ясовано його вплив на зміну температурного стану основних конструкційних елементів ВКП (вигородки, шахти, шпильок та різьбових тяг). Проведено порівняльну оцінку радіаційного розпухання на основі аналізу цільових функцій радіаційної повзучості – еквівалентних напружень, об'ємних деформацій розпухання та еквівалентних деформацій повзучості. Досліджено вплив наявності розкриття кілець вигородки і появи радіальних перетоків на зміну умов охолодження ВКП. Проведено оцінку інтенсивності радіальних перетоків за допомогою аналітичної оцінки, та із застосуванням розробленої CFD – моделі, що дозволяє врахування наявності розкриття. Отримано можливу максимальну межу величини інтенсивності байпасу з активної зони до кільцевого каналу і каналів охолодження вигородки та проаналізовано його вплив на температурний стан вигородки. З’ясовано наявність появи зворотніх звязків типу «розкриття – локальна інтенсифікація охолодження – зменшення інтенсивності подальшого розкриття» та зроблено висновок щодо необхідності використання зв’язаного підходу з урахуванням взаємного впливу трьох фізик – нейтронно-фізичному, теплогідравлічному розрахунках та розрахунку міцності. В третьому розділі представлено опис ключових складових частин нейтронно-фізичного модулю, який є частиною мультифізичного коду для аналізу впливу деградації геометрії вигородки на зміну умов її охолодження. Розроблений модуль складається з трьох основних частин до яких відносяться: інженерний аналіз паливних завантажень енергоблоку, безпосередньо модель транспорту нейтронів та гамма-квантів і параметричний аналіз. Гнучка система налаштувань дозволяє конфігурувати модуль в залежності від типу аналізу, що дає можливість проводити консервативні та реалістичні оцінки з урахуванням можливих радіальних перетоків теплоносія за межі активної зони. Побудована транспортна модель випромінювання, що базується на використанні коду Монте-Карло MCNPX, та дозволяє задання нерівномірності температури та матеріального складу. За допомогою транспортної моделі а також розробленої підпрограми постобробки реалізовано синтез тривимірних (r--z) миттєвих та накопичених характеристик випромінення, які можуть передаватися в теплогідравлічний модуль та модуль розрахунків на міцність. З метою економії розрахункових ресурсів, що є вкрай важливим при аналізі зв’язаних процесів, передбачена підпрограма генерації набору даних для оцінки впливу деградації геометрії вигородки на функціонали випромінення в металі вигородки. Для цього оцінені фактори зміни енерговиділення в основних елементах ВКП, які залежать від локальної температури теплоносія та металу (зв'язок з теплогідравлічним модулем), а також від співвідношення метал – вода (модуль розрахунків на міцність). Четвертий розділ присвячено розробці комплексної зв’язаної мультифізичної процедури оцінки зміни умов охолодження елементів ВКП при деградації їх геометрії з урахуванням наявності зворотніх зв’язків типу «розкриття кілець вигородки – поява радіальних перетоків – локальна зміна умов охолодження металу вигородки – зміна інтенсивності розкриття». Запропоновано концепцію спряження блоків, що відповідають оцінкам трьох фізичних складових проблеми розпухання – нейтронно-фізичного модулю, теплогідравлічного аналізу та модулю оцінки міцності. Модифіковано та раціоналізовано модуль теплогідравлічного аналізу, та, відповідно, розділено його на три складові (субмоделі) – одновимірну теплогідравлічну модель байпасу активної зони, твердотільну модель основних елементів ВКП, та модифіковану CFD–модель активної зони. Наведено опис кожної складової модулю теплогідравлічного аналізу та розроблено ефективні інтерфейси спряження окремих модулів. Застосовуючи розроблену мультифізичну процедуру спряженого аналізу зміни умов охолодження ВКП проведено розрахунковий аналіз деградації геометрії вигородки з урахуванням зворотніх зв’язків, пов’язаних з локальним впливом наявності радіальних перетоків на умови охолодження вигородки. В результаті оцінки уточнено значення розкриття кілець на момент 60-ї кампанії, що були отримані в Розділі 2 в рамках виконання послідовного аналізу. Отримані величини зазорів між кільцями мають менші значення, які в середньому на 22% нижчі за результати консервативного послідовного аналізу. Наукова новизна отриманих результатів. В роботі вперше: - Створені комплексні теплогідравлічні та нейтронно-фізичні підходи для оцінки впливу на надійність тепловідводу від вигородки ВВЕР-1000 її непроєктної зміни геометрії внаслідок радіаційного розпухання металу. - Для вирішення температурної складової задачі побудовані спеціальні розрахункові моделі, які базуються на методах обчислювальної гідродинаміки, що дозволяють враховувати просторові особливості протікання теплоносія та процесів теплообміну в елементах внутрішньокорпусних приладів ВВЕР-1000 враховуючи локальний стан активної зони. - Створено та застосовано методологію вирішення контактної задачі ВКП, що базується як на поступовому, так і на зв’язаному мультифізичному аналізі міцності (отриманні параметричних функцій радіаційного розпухання, формозміни ВКП), нейтронно-фізичних розрахунках і теплогідравлічному аналізі охолодження елементів ВКП починаючи від проєктної геометрії і закінчуючи розрахованою формозміненою. - Проаналізовано ймовірні конфігурації (як гіпотетичні, так і реально передбачувані) контакту вигородки із шахтою внутрішньокорпусною (який не передбачено проєктом), що дозволило виявити можливі межі порушення умов омивання/охолодження ВКП в рамках послідовного підходу. - Створено напіваналітичні методи щодо визначення впливу не передбачених проєктом радіальних перетоків в рамках послідовного аналізу процесів деградації, що дало змогу оцінити консервативні межі значень інтенсивності перетоків та їх вплив на зміну умов охолодження вигородки. - На основі оригінального зв’язаного міждисциплінарного підходу, який враховує особливості радіаційних енерговиділень, що формалізовані у вигляді параметричних функцій та власних методів одновимірної теплогідравліки з аналітично отриманою функцією температурного поля теплоносія на елементарній ділянці інтегрування, був запропонований спосіб визначення усталеного (рівноважного) розкриття кілець. При цьому враховані особливості зміни геометрії за рахунок розпухання та температурного розширення з урахуванням наявності кріпильних елементів у вигляді міжкільцевих шпильок. - Виявлено основний механізм зворотного зв’язку у вигляді взаємного впливу типу «деградація геометрії ВКП – розкриття кінець – поява радіальних перетоків з активної зони – зміна умов охолодження вигородки – зменшення інтенсивності розкриття кілець» Розроблені підходи та моделі можуть бути застосовані для робіт із оцінки, обґрунтування і перепризначення термінів експлуатації енергоблоків України з реакторами ВВЕР-1000, які підходять до межі строку продовження терміну експлуатації, або, особливо, його перепризначення. Також, базуючись на розроблених підходах, є можливість аналізу впливу зміни умов охолодження ВКП на реакторну установку в цілому, шляхом модифікації розрахункових теплогідравлічних моделей РУ ВВЕР-1000 в RELAP5 з використанням досвіду розробленої в дисертації одновимірної схеми байпасу. | uk |
| dc.description.abstractother | Filonova Y.S. Justification of the possibility of reliable heat removal from the VVER-1000 reactor core baffle metal with its geometry degradation. – Qualification scientific study on the rights of manuscript. Dissertation for the degree of Doctor of Philosophy of 143 «Nuclear power engineering» specialty. – National Technical University of Ukraine “Igor Sikorsky Kyiv Polytechnic Institute”, Education and science ministry of Ukraine, Кyiv, 2023. The thesis work is devoted to the study of the influence of the core baffle geometry degradation due to the change in the VVER-1000 reactor internals cooling conditions. The introduction substantiates the choice of the research topic, formulates the purpose and objectives of the study, defines the research methods, highlights the connection with research programs and works, as well as the scientific novelty and practical significance of the results obtained, characterizes the personal contribution of the author, provides the approbation of the dissertation results, its structure and scope. The first section reviews the existing research related to the subject of the thesis. So the following are analyzed: the root causes and peculiarities of the internals metal degradation processes, the most probable changes in relation to the design geometry - exhaustion of the gaps between the core baffle and reactor core barrel, as well as the appearance of radial flows not provided by the VVER-1000 reactor design because of the baffle rings opening. A comparative analysis of the predicted moments of design gaps exhaustion is carried out, which shows the urgent needs to justify the possibility of further operation of power units in the presence of contact. A review of the possibilities and experience of experimental studies and measurements of the core baffle real geometry after long-term operation is made. The existing limitations associated with the possibility of measurements only in the "cold" state are provided and a conclusion is made about the need to develop reliable calculation models for predicting changes in the core baffle geometry taking into account the instantaneous parameters of radiation energy release and temperature state. A detailed review of the temperature field modeling experience and radiation energy releases in the internals elements was carried out for further analysis of geometry degradation. The uncertainties in the existing approaches are clarified, concluded that there are no studies related to the influence of the contact presence between the core baffle and the reactor core barrel, the openings of the baffle rings on the change in the internals elements cooling conditions and on the further dynamics of the form change, which is a determining factor in reassessing the possibility of еру Ukrainian nuclear power units life extension. Based on the literature review, the aim, objectives, study subject and object were formulated. The second section covers to the study of changes in the core baffle cooling conditions during the degradation of its geometry, namely its contact with the reactor core barrel and the baffle rings opening, as a result, the appearance of project unconsidered radial coolant flows from the reactor core. A methodology for solving the problem of studying the change in the internals cooling conditions, based on a gradual analysis, is proposed. In order to carry out this analysis, a universal (in terms of configuration and boundary conditions setting) computational three-dimensional CFD model of the core baffle cooling was developed. Using the developed model, a series of runs were performed for different fuel campaigns of Ukrainian NPP power unit and the choice of a representative campaign for the further analysis of geometry degradation was substantiated. The core baffle five-ring model is justified and the calculated temperature field for the design internal geometry is obtained, that is used for the further analysis. In order to study the changes in the core baffle cooling conditions in the presence of its contact with the reactor core barrel, an approach with a consideration of various possible contact configurations is proposed. In the framework analysis, 8 variants of contact are considered, including the project design geometry, six predicted states (from a completely hypothetical full contact to more realistic variants of annular gap closing due to the contact of the lower/upper clamps and their combinations, also at the clamps levels corresponding to the most energy-loaded baffle cross-sections), the eighth one - realistic case based on a preliminary strength assessment for a representative fuel campaign. On the basis of the developed approach, all probable internal states in the presence of contact were analyzed the most completely. In addition, were clarified its influence on the change in the temperature state of the main internals structural elements (baffle, barrel, studs and tie bars). A comparative assessment of radiation swelling was carried out based on the analysis of target functions of radiation creep - equivalent stresses, volumetric deformations of swelling and equivalent creep deformations. The influence of the presence the baffle rings opening and the appearance of radial flows on the change in the internals cooling conditions are investigated. The intensity of radial flows was estimated analytically and by using the developed CFD model, which allows taking into account the opening presence. The possible maximum limit of the bypass intensity from the reactor core to the annular channel and the baffle cooling channels was obtained and its influence on the baffle temperature state was analyzed. The following feedback type presence "opening - local cooling intensification - decrease in the intensity of further opening" had been elucidated and also the conclusion was made about the needs to use a coupled approach taking into account the mutual influence of the three physics type - neutron, thermal-hydraulic and strength analysis. The third section presents a description of the key components of the neutron-physics module, which is a part of the multiphysics code for analyzing the impact of the reactor baffle geometry degradation and the change of its cooling conditions. The developed module consists of three main parts, which include: fuel loading engineering analysis unit, neutron and gamma-ray transport model and parametric analysis. A flexible system of settings allows configuring the module depending on the type of analysis, which makes it possible to carry out conservative and realistic assessments taking into account possible radial coolant flows outside the reactor core. A radiation transport model was built based on the Monte Carlo code MCNPX and allowing the setting of non-uniformity of temperature and material composition. Through the help of the transport model and the developed post-processing subprogram, the synthesis of three-dimensional (r--z) instantaneous and integral radiation characteristics is implemented, which can be exported to the thermal-hydraulic and strength calculations module. In order to save computational resources, which is highly important in the analysis of coupled processes, a subroutine for generating a data set is provided to assess the impact of the baffle geometry degradation on the radiation functional in the baffle metal. For this purpose, the factors of changes in energy release in the main internal elements, which depend on the local temperature of the coolant and metal (connection with the thermal-hydraulic module), as well as on the metal-water ratio (strength calculation module), are estimated. The fourth section includes the data of the complex coupled multiphysical procedure development for assessing the change in internals elements cooling conditions during the degradation of their geometry, taking into account the presence of the feedbacks type as "baffle rings opening - radial flows appearances - local change in the baffle metal cooling conditions – opening intensity change". The following concept of blocks conjugation corresponding to the estimates of three physical components of the swelling problem - neutron-physical module, thermal-hydraulic analysis and strength assessment module is proposed. The thermal-hydraulic analysis module was modified and rationalized, and, accordingly, it was divided into three components (sub-models) - a one-dimensional thermal-hydraulic model of the reactor core bypass, a solid model of the internals main elements, and a modified reactor core CFD model. The description of each component of the thermal-hydraulic analysis module is given and effective interfaces for coupling of individual modules are developed. Applying the developed multiphysics procedure of the coupled analysis of changes in the internals cooling conditions, a calculation analysis of the baffle geometry degradation was carried out. The procedure considered feedback related to the local influence of the radial flows presence on the baffle cooling conditions. As a result of coupled assessment, the values of the rings opening after 60 years of operation, which were obtained in Section 2 as part of the sequential analysis, were clarified. The resulting values of the gaps between the rings have smaller values, which are on average 22% lower than the results of conservative sequential analysis. Scientific novelty of the results. In the work for the first time: - The issue of the contact problem of reactor internals as a result of their materials radiation swelling in terms of changing the conditions of cooling is considered; - To solve the temperature component problem, the methods of computational fluid dynamics are proposed and applied, which allow to take into account the spatial features of the coolant flow and heat exchange processes. - A methodology for solving the reactor core baffle contact problem has been developed and applied, which is based on both gradual and coupled multi-physical strength analysis (obtaining parametric functions of radiation swelling, baffle deformation), neutron-physical calculations and thermal-hydraulic analysis of baffle elements cooling starting from the project design geometry to the calculated deformed one. - The approach with the analysis of heat exchange conditions for a number of predicted (both hypothetical and actually assumed) configurations of the contact between the reactor core baffle and the reactor barrel is proposed. This approach made it possible to identify possible limits of the internals washing/cooling conditions violation within the framework of the sequential approach. - An approach to the analysis of the influence of radial flows that not provided by the design within the framework of the sequential analysis of degradation processes is proposed. The conservative limits of the flow intensity values are obtained and their influence on the change of the baffle cooling conditions is analyzed. The necessity of performing a coupled multiphysics analysis is clarified. - A coupled multiphysics analysis of the internals geometry degradation processes, which takes into account the mutual influence of three physics - neutron-physical, thermal-hydraulic processes and strength calculation is proposed, developed and applied for the first time. - For the first time, the type of mutual influence "internals geometry degradation - baffle rings opening – reactor core radial flows appearances - change in the baffle cooling conditions – baffle opening intensity decreasing" was investigated. The developed approaches and models can be applied to the assessment, justification and lifetime reassignment tasks of the Ukrainian nuclear power units with VVER-1000 reactors type, which are approaching the limit of lifetime extension, especially, its reassignment. Also, based on the developed approaches, it is possible to analyze the impact of changes in the internals cooling conditions and of the reactor unit as a whole by modifying the calculated thermal-hydraulic models of VVER-1000 in RELAP5, for which the developed 1-dimensional thermal hydraulic bypass model can be adopted. | uk |
| dc.format.extent | 164 с. | uk |
| dc.identifier.citation | Філонова, Ю. С. Обґрунтування надійності тепловідводу від металу вигородки РУ типу ВВЕР-1000 при деградації її геометрії : дис. … д-ра філософії : 143 – Атомна енергетика / Філонова Юлія Сергіївна. – Київ, 2023. – 164 с. | uk |
| dc.identifier.uri | https://ela.kpi.ua/handle/123456789/55292 | |
| dc.language.iso | uk | uk |
| dc.publisher | КПІ ім. Ігоря Сікорського | uk |
| dc.publisher.place | Київ | uk |
| dc.subject | вигородка | uk |
| dc.subject | активна зона | uk |
| dc.subject | ВВЕР-1000 | uk |
| dc.subject | безпечна експлуатація | uk |
| dc.subject | деградація геометрії | uk |
| dc.subject | температура | uk |
| dc.subject | тепломасообмін | uk |
| dc.subject | радіаційні енерговиділення | uk |
| dc.subject | CFD | uk |
| dc.subject | пористе середовище | uk |
| dc.subject | теплогідравлічний розрахунок | uk |
| dc.subject | сили тертя | uk |
| dc.subject | підйомна сила | uk |
| dc.subject | рівняння руху | uk |
| dc.subject | чисельний експеримент | uk |
| dc.subject | аналітичний розв’язок | uk |
| dc.subject | параметрична функція | uk |
| dc.subject | число Нуссельта | uk |
| dc.subject | core baffle | uk |
| dc.subject | reactor core | uk |
| dc.subject | VVER-1000 | uk |
| dc.subject | safe operation | uk |
| dc.subject | geometry degradation | uk |
| dc.subject | temperature | uk |
| dc.subject | heat and mass transfer | uk |
| dc.subject | radiation energy release | uk |
| dc.subject | CFD | uk |
| dc.subject | porous body | uk |
| dc.subject | thermal hydraulic calculation | uk |
| dc.subject | friction forces | uk |
| dc.subject | buoyancy | uk |
| dc.subject | equation of motion | uk |
| dc.subject | numerical experiment | uk |
| dc.subject | analytical solution | uk |
| dc.subject | parametric function | uk |
| dc.subject | Nusselt number | uk |
| dc.subject.udc | 621.039.588 | uk |
| dc.title | Обґрунтування надійності тепловідводу від металу вигородки РУ типу ВВЕР-1000 при деградації її геометрії | uk |
| dc.type | Thesis Doctoral | uk |
Файли
Контейнер файлів
1 - 1 з 1
Вантажиться...
- Назва:
- Filonova_dys.pdf
- Розмір:
- 8.65 MB
- Формат:
- Adobe Portable Document Format
- Опис:
Ліцензійна угода
1 - 1 з 1
Ескіз недоступний
- Назва:
- license.txt
- Розмір:
- 9.1 KB
- Формат:
- Item-specific license agreed upon to submission
- Опис: