Уточненная методика проведения комплексного анализа хрупкой прочности зоны патрубка корпуса реактора при аварийном термошоке. Сообщение 1. Тепло-гидравлический и тепловой расчеты

Скорочена інформація про документ
dc.contributor.authorЯковлев, А. И.
dc.contributor.authorРудаков, К. Н.
dc.contributor.authorIakovlev, A.
dc.contributor.authorRudakov, K.
dc.date.accessioned2016-05-18T13:38:38Z
dc.date.available2016-05-18T13:38:38Z
dc.date.issued2014
dc.description.abstractenIt is commonly known that fast cooling of the nuclear reactor parts can provoke a state of thermal shock with considerable rate of thermal stress as a result. In this case, a profound investigation of the thermo-hydraulic mechanism as well as evaluation of thermal stress is strongly required. The main mechanism of the reactor shell possible fracture is cracking due to steel embrittlement during decades of intensified radiation. After considering all this issues, the cold leg nozzle part of the WWER-1000 nuclear reactor has been chosen as the most vulnerable area. Computational fluid dynamic (CFD) code provided by ANSYS FLUENT has been used in this research in order to assess the thermo-hydraulic mechanism of the cold leg nozzle intensified cooling. The cooling process has been considered to correspond to an approved scenario developed in Ltd “ENERGORISK”. The, boundary conditions have been derived by approximating the preliminary calculations made by Ltd “ENERGORISK” on RELAP5 hydraulic code. The reason of using CFD code instead of RELAP5 is that it permits to obtain much more accurate solution in a small area of interest, whileRELAP5 analyses the first circuit as a whole without taking into account some relatively small areas. The hydraulic calculation have been performed using the 2-d order turbulence models k – ε and k – ε Realizable provided by FLUENT on a PC with moderate calculation capacity. The process has been considered transient. Period of interest is 100s. The total time of calculation is approximately 40 hours. The results have shown the good correlation between 2-d order turbulence models, however, k – ε Realizable model has shown a better behavior in the near-wall zones that is expected. The accuracy of the results is satisfactory for engineering purposes. The transient problem of thermal conductivity has been also modelled using ANSYS thermal transient code that operates a uniform thermal equation. This equation contains convection, diffusion and heat transfer parts. The results of these calculations contain thermal fields in near-crack zone. These thermal fields have shown to be much more accurate than those derived from RELAP5 and, as a result, they can be used in a more precise procedure of strength calculation with initiated cracks.uk
dc.description.abstractruВ 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 k – ε 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.uk
dc.description.abstractukВ Україні для тепло-гідравлічних розрахунків різних сценаріїв, можливих на реакторних установках АЕС,використається розрахунковий комплекс RELAP5. Проблема полягає в тім, що розрахунки в RELAP5 звичайно проводять у районі патрубка корпуса реактора на грубій одновимірній сітці (2-3 елемента), що не дозволяє надалі одержувати достатню точність при аналізі крихкої міцності корпуса реактора з гіпотетичною тріщиною. Запропоновано зазначений розрахунок (глобальну модель) доповнювати уточненим тепло-гідравлічним розрахунком в околиці гіпотетичної тріщини (локальна модель).Локальне моделювання проводили із застосуванням коду FLUENT з ANSYS, що сертифікований для застосування в атомній енергетиці України, причому граничними умовами служили результати моделювання в RELAP5. Відпрацьовування методики проведене на прикладі реактора В-320 реакторної установки типу ВВЕР-1000 першого енергоблоку Запорізької АЕС для режиму аварійного охолодження, що приводить до так називаного термошоку. У Повідомленні 1 наведені результати тільки тепло-гідравлічного й теплового розрахунків, проведених в FLUENT на звичайної персональної ЕОМ. Для тепло-гідравлічного розрахунку застосували двопараметричну RANS-модель "в’язких вихрів" у варіанті k – ε моделі Realizable. Ця модель турбулентної течії в’язкої рідини дає більше реалістичні результати, чим інші двопараметричні моделі, реалізовані в FLUENT. Для наступного розрахунку теплового поля корпуса реактора в зоні патрубка із тріщиною застосували код ANSYS. Отримані результати мають достатню для інженерного застосування точність. Повідомлення 2 буде присвячено аналізу крихкої міцності корпуса реактора, проведеного із застосуванням ANSYS.uk
dc.format.pagerangeС. 127-134uk
dc.identifier.citationЯковлев А. И. Уточненная методика проведения комплексного анализа хрупкой прочности зоны патрубка корпуса реактора при аварийном термошоке. Сообщение 1. Тепло-гидравлический и тепловой расчеты / Яковлев А. И., Рудаков К. Н. // Вісник НТУУ «КПІ». Машинобудування : збірник наукових праць. – 2014. – № 2(71). – С. 127–134. – Бібліогр.: 6 назв.uk
dc.identifier.urihttps://ela.kpi.ua/handle/123456789/15832
dc.language.isoruuk
dc.publisherНТУУ "КПІ"uk
dc.publisher.placeКиївuk
dc.source.nameВісник НТУУ «КПІ». Машинобудування: збірник наукових працьuk
dc.status.pubpublisheduk
dc.subjectреактор АЭСuk
dc.subjectтермошокuk
dc.subjectхрупкая прочностьuk
dc.subjectконечно-элементное моделированиеuk
dc.subjectтепло-гидравлический расчетuk
dc.subjectреактор АЕСuk
dc.subjectкрихка міцністьuk
dc.subjectскінченно-елементне моделюванняuk
dc.subjectтепло-гідравлічний розрахунокuk
dc.subjectWWER-1000uk
dc.subjectthermo-hydraulic calculationsuk
dc.subjectthermal shockuk
dc.subjectCFDuk
dc.subjectFLUENTuk
dc.subjectnuclear reactoruk
dc.subjectfinite-element modelinguk
dc.subject.udc519.6; 531 (075); 539.3uk
dc.titleУточненная методика проведения комплексного анализа хрупкой прочности зоны патрубка корпуса реактора при аварийном термошоке. Сообщение 1. Тепло-гидравлический и тепловой расчетыuk
dc.title.alternativeImproved technique of a complex analysis of crack resistance of WWER-1000 nuclear reactor cold leg nozzle under termal shock. Report 1. Thermo-hydraulic and transient thermal calculationsuk
dc.typeArticleuk
thesis.degree.level-uk

Файли

Контейнер файлів
Зараз показуємо 1 - 1 з 1
Ескіз
Назва:
21.pdf
Розмір:
457.86 KB
Формат:
Adobe Portable Document Format
Завантажити
Ліцензійна угода
Зараз показуємо 1 - 1 з 1
Ескіз недоступний
Назва:
license.txt
Розмір:
7.71 KB
Формат:
Item-specific license agreed upon to submission
Опис:
Завантажити

Зібрання

Вісник НТУУ «КПІ». Машинобудування: збірник наукових праць, № 2(71)