Вдосконалення методики розрахунків реакторної установки ВВЕР-1000 шляхом спряження розрахункових засобів

Скорочена інформація про документ
dc.contributor.advisorКлевцов, Сергій Валерійович
dc.contributor.authorОнищук, Юрій Анатолійович
dc.date.accessioned2024-09-02T13:14:25Z
dc.date.available2024-09-02T13:14:25Z
dc.date.issued2024
dc.description.abstractОнищук Ю.А. Вдосконалення методики розрахунків реакторної установки ВВЕР-1000 шляхом спряження розрахункових засобів. – Кваліфікаційна наукова праця на правах рукопису. Дисертація на здобуття наукового ступеня доктора філософії за спеціальністю 143 «Атомна енергетика». – Національний технічний університет України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського» МОН України, Київ, 2024. Дисертаційна робота присвячена вдосконаленню методики та отриманню спряжених розрахункових моделей для деталізованого моделювання теплогідравлічних процесів в окремому обладнанні РУ ВВЕР чи його локальних частинах з врахуванням зовнішнього впливу з боку РУ. У вступі обґрунтовано актуальність та подано загальну характеристику роботи, сформульована її мета, основні задачі, об’єкт та предмет досліджень, наведена наукова новизна та практична цінність отриманих результатів, представлено інформацію про особистий внесок здобувача та апробацію роботи, її структуру та обсяг. У першому розділі виконано критичний огляд сучасного стану дослідження та спряженого моделювання теплогідравлічних процесів в РУ ВВЕР. Він включає огляд розрахункових методів для проведення розрахунків теплогідравлічних моделей всієї РУ ВВЕР. Описані традиційні підходи до моделювання за допомогою системних теплогідравлічних кодів, наведено короткий огляд кодів, зокрема RELAP5, ATHLET, TRACE, CATHARE. Проведено огляд та аналіз наукової літератури щодо методів обчислювальної гідродинаміки та основних етапів отримання чисельного рішення з їх допомогою, а також застосування кодів обчислювальної гідродинаміки з метою аналізу безпеки АЕС. Проаналізовано сучасний стан досліджень, спрямованих на розвиток методів спряження розрахункових засобів моделювання. Приведено класифікацію підходів щодо теплогідравлічного спряження за трьома основними стратегіями: архітектура спряження, просторова декомпозиція розрахункової області, числова схема спряження. Кожна зі стратегій в свою чергу класифікується на кілька підкатегорій для охоплення всіх можливих підходів до спряження. Виконано огляд стану розробки та застосування спряжених СТГ/CFD розрахункових засобів на теплогідравлічних моделях різноманітної конфігурації та складності. Виконаний огляд підкреслює важливість подальших досліджень і вдосконалення методів моделювання теплогідравлічних процесів з метою підвищення рівня безпеки в атомній енергетиці. На основі виконаного літературного огляду сформульовано мету та завдання дослідження. Другий розділ присвячений підходу щодо вдосконалення моделювання стаціонарних та перехідних режимів в теплогідравлічному обладнанні шляхом спряження системного теплогідравлічного коду RELAP5/MOD 3.2 та CFD-коду ANSYS CFX. Проведено аналіз обраних кодів щодо можливості створення інтерфейсів для обміну даними, обираються найбільш оптимальні варіанти. Реалізація спряження відбувається за допомогою розробленого з модулю спряження RELAP5/CFX, що керує спряженим розрахунком та здійснює обробку даних. Представлено опис розробленого модулю спряження між кодами, висвітлено його структуру, основні функції, приведено схему виконання спряженого розрахунку та обміну даними між RELAP5 та ANSYS CFX. Для відпрацювання технології спряження виконано тестування модулю на послідовно з’єднаних RELAP5- та CFD-моделях горизонтальних труб, а також на замкненому контурі. Тестування проводилося для трьох основних типів інтерфейсу: «вхідний потік», «вихідний потік», поєднання «вхідний/вихідний потік» на замкненому контурі. Результати розрахунків перехідних режимів для всіх трьох тестових завдань підтверджують правильність реалізації технології спряження. Третій розділ присвячений розробці спряженого підходу до оцінки можливості виникнення гідравлічного удару у проточній частині ГЦН-195М при перехідному процесі пов’язаному з заклинюванням валу. Заклинювання ГЦН насамперед небезпечне з точки зору погіршення тепловідведення. Однак, ще одним небезпечним наслідком є можливість виникнення гідравлічного удару в петлі з аварійним насосом. Гіпотетично за умови часткового перекриття прохідного перерізу проточної частини міжлопаткового простору або відвідного патрубка, при заклинюванні валу ГЦН може відбутися неповний гідравлічний удар. Моделі, що використовуються в СТГ-кодах не можуть коректно відтворити поведінку ГЦН при миттєвій зміні крутного моменту та ударній зміні тиску. Для оцінки амплітуди підвищення тиску теплоносія, а також розподілу поля тиску за допомогою CFD-аналізу розроблено та представлено модель проточної частини ГЦН-195М для коду ANSYS CFX. Розроблена модель складається з простору рідини робочого колеса та равлика, а також вхідного та вихідного трубопроводу. Забезпечення коректних ГУ для моделювання заклинювання валу ГЦН зі застосуванням CFD-моделі виконано в спряженні з СТГ-моделлю повноцінної РУ. Для реалізації спряження, представлено модифікаційну модель, що застосовується, як надбудова над основною моделлю РУ, що базується на RELAP5/MOD 3.2 моделі енергоблока №1 ВВЕР-1000/В-320 ЗАЕС. Описано підхід до виконання спряженого розрахунку та проведено валідацію спряженого стаціонарного стану РУ. Виконано моделювання перехідного процесу із заклинювання валу ГЦН-195М з застосуванням спряженого підходу та зроблено висновки щодо можливості виникнення гідравлічного удару в проточній частині насосу. Четвертий розділ присвячений моделюванню процесів теплообміну між елементами верхнього блоку та корпусу реактору з охолоджуючим середовищем системам вентиляції TL03, TL05 із застосуванням спряженого підходу. Запропоновано підхід до вирішення даного завдання з застосування спряження між системним теплогідравлічним кодом, методами обчислювальної гідродинаміки та аналітичними методами. Описано розроблену спряжену розрахункову процедуру, яка реалізує метод скінченних елементів, складний теплообмін та систему балансових рівнянь. Розрахункова модель має двоплощинну 8-градусну симетрію, містить спрощену шпильку головного ущільнення. Процедура дає можливість змоделювати поширення тепла в металі верхнього блоку та корпусі реактору шляхом чисельного рішення рівняння теплопровідності, а явища вимушеної і природної конвекції та випромінювання – за допомогою емпіричних співвідношень та теорії. Виконується валідація розробленої спряженої розрахункової процедури на основі експлуатаційних даних енергоблоку АЕС. На основі експериментальних даних проводиться комплексний аналіз можливості коректного моделювання складного теплообміну розрахунковим кодом ANSYS CFX, визначаються та обґрунтовуються комбінації замикаючих моделей випромінювання і турбулентності. На основі розробленої спряженої процедури виконано показові розрахунки для оцінки граничних умов на зовнішній поверхні верхнього блоку і корпусу реактору в стаціонарних та перехідних режимах та зроблено висновки щодо отриманих результатів. Наукова новизна отриманих результатів. В роботі приведено результати, що отримано вперше, а саме: − запропоновано класифікацію наявних підходів та розвинуто теорію щодо спряженого розрахункового моделювання теплогідравлічних процесів шляхом застосування СТГ-та СFD-кодів; − запропоновано спряжений підхід до оцінки можливості виникнення гідравлічного удару у проточній частині ГЦН-195М при перехідному процесі пов’язаному з заклинюванням валу. На основі методів обчислювальної гідродинаміки та одновимірної теплогідравліки створені спряжені розрахункові моделі, що дозволяють з задовільними часовими та обчислювальними затратами врахувати зовнішній вплив з боку РУ на протікання перехідного процесу; − встановлено відсутність гідравлічного удару у проточній частині ГЦН-195М при перехідному аварійному процесі пов’язаному з заклинюванням валу. Підтверджено, що основний вплив на внутрішню поверхню равлика ГЦН здійснює фронт обертової хвилі тиску, яка викликана перебудовою потоку теплоносія в проточній частині ГЦН та переходом кінетичної енергії потоку в потенційну енергію рідини; − запропоновано спряжений підхід між системним теплогідравлічним кодом, методами обчислювальної гідродинаміки і аналітичними методами для вирішення геометрично та теплофізично складних нестаціонарних задач з оцінки граничних умов на зовнішній поверхні корпусу реактору та верхнього блоку; − на основі експериментальних даних та проведення комплексного аналізу встановлено можливість коректного моделювання складного теплообміну розрахунковим кодом ANSYS CFX; визначено та обґрунтовано комбінації замикаючих моделей випромінювання і турбулентності; − на основі розробленої спряженої процедури виконано оцінку граничних умов на зовнішній поверхні верхнього блоку та корпусу реактору в стаціонарних та перехідних режимах, що надає кількісні та якісні характеристики для подальшого аналізу крихкої міцності в рамках завдань з оцінки продовження терміну експлуатації даних елементів. Практична цінність отриманих результатів полягає у можливості їх застосування для проведення розрахункових аналізів при розробці та науковотехнічній підтримці стратегій з аваріями на АЕС, а також для обґрунтування безпеки АЕС як при продовженні терміну їх експлуатації, так і при проектуванні нових РУ. Запропоновані підходи та алгоритми також можуть бути застосовані для розробки нових програмних засобів або враховані для оптимізації та покращення розрахункових можливостей наявних.
dc.description.abstractotherOnyshchuk Y.A. Improvement of the calculation method of the VVER-1000 reactor installation by coupling calculation tools. – Qualification scientific study on the rights of manuscript. 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, Kyiv, 2024. The theses are devoted to improving the methodology and obtaining coupled calculation models for detailed modeling of thermohydraulic processes in separate equipment of the VVER reactor installation or its local parts, taking into account external influence from the reactor installation. Foreword justifies actualities of improving the methodology and developing coupled models. The general characteristics of the work are given. Its purpose, main objectives, object and subject of research also are formulated. The study scientific originality and practical value of the results obtained are shown. The thesis structure and scope of the work, information on the personal contribution of the applicant and the work approbation are represented. In the first chapter, a critical review of the current state of research and coupled modeling of thermohydraulic processes at the VVER reactor installation is performed. It includes an overview of calculation methods for thermal-hydraulic models of the VVER reactor installation. Traditional approaches to modeling using system thermohydraulic codes are described, and a brief overview of codes including RELAP5, ATHLET, TRACE, CATHARE is given. A review and analysis of the scientific literature on the methods of computational hydrodynamics and the main stages of obtaining a numerical solution with their help, as well as the application of computational hydrodynamics codes for the purpose of analyzing the safety of nuclear power plants, was conducted. The current state of research aimed at the development of methods of coupling of computational modeling tools is analyzed. The classification of approaches to thermohydraulic coupling according to three main strategies is presented: coupling architecture, spatial decomposition of the computational domain, numerical scheme of coupling. Each of the strategies in turn is classified into several subcategories to cover all possible approaches to coupling. A review of the development and application of coupled STH/CFD calculation tools on thermo-hydraulic models of various configurations and complexity was performed. The performed review emphasizes the importance of further research and improvement of methods of modeling thermohydraulic processes in order to increase the level of safety in nuclear power. Based on the literature overview, the purpose and objectives of the research were formulated. The second chapter contains description of the approach aimed to improving the modeling of steady state and transient modes in the reactor system equipment by the coupling of the system thermohydraulic code RELAP5/MOD 3.2 and the CFD code ANSYS CFX. The developed coupling module between RELAP5 and ANSYS CFX is described, including its structure, main functions, the scheme of performing coupled calculations, and data exchange between RELAP5 and ANSYS CFX. An analysis of the selected codes is carried out regarding the possibility of creating interfaces for data exchange, the most optimal options are selected. Coupling is implemented using the RELAP5/CFX coupling module, which manages the calculation and performs data processing. To check the coupling technology, the module was tested on serially connected RELAP5 and CFD models of horizontal pipes, as well as on a closed circuit. Testing was performed for three main interface types: “inlet flow”, “outlet flow”, “inflow/outflow” combination on a closed loop. The results of calculations of transient modes for all three test tasks confirm the correct implementation of the coupling technology. The third chapter is devoted to the development of a coupled approach for the assessment of the possibility of hydraulic shock in the flow part of the MCP-195M during the transient with shaft seizure. Shaft seizure of the MCP is primarily dangerous from the point of view of deterioration of heat removal. However, another dangerous consequence is the possibility of hydraulic shock in the loop with the emergency pump. Hypothetically, under the condition of partial overlap of the passage section of the flow part of the interblade space or the outlet pipe, an incomplete hydraulic shock may occur when the MCP shaft is seized. The models used in the STH codes cannot correctly reproduce the behavior of the MCP with an instantaneous change in torque and shock pressure change. To estimate the amplitude of the coolant pressure increase, as well as the distribution of the pressure field using CFD analysis, a model of the flow part of the MCP-195M for the ANSYS CFX code was developed and presented. It consists of the flow space of the impeller and the auger, as well as the inlet and outlet pipelines. To implement the coupling, a modified model is presented, which is used as a superstructure on the main model of the reactor installation, based on the RELAP5/MOD 3.2 model of unit №1 VVER-1000/V-320 Zaporizhzhia NPP. The approach to performing the coupled calculation is described and the coupled steady state of the reactor installation is validated. Modeling of the MCP-195M shaft seizing transient using a coupled approach is carried out, and conclusions are drawn regarding the possibility of hydraulic shock in the flow part of the pump. The fourth chapter is devoted to the modeling of heat exchange processes between the elements of the upper unit and the reactor body with the cooling medium of the ventilation systems TL03, TL05 using a coupled approach. An approach to the solution of this task is proposed using a combination of the system thermohydraulic code, methods of computational hydrodynamics, and analytical methods. The developed coupled calculation procedure is described, which implements the finite element method, complex heat exchange and a system of balance equations. The calculated model has a two-plane 8-degree symmetry, contains a simplified model of the reactor the main seal pin. The procedure makes it possible to simulate the heat propagation in the wall of the reactor upper unit of protective tubes and pressure vessel by numerically solving the heat conduction equation, and the phenomena of forced and natural convection and radiation – using empirical relations and theory. Validation of the developed coupled calculation procedure is performed based on operational data of the nuclear power plant. On the basis of experimental data, a comprehensive analysis of the possibility of correct modeling of complex heat exchange using the ANSYS CFX calculation code is carried out, combinations of closing models of radiation and turbulence are determined and substantiated. On the basis of the developed coupled procedure, demonstrative calculations were performed to estimate the boundary conditions on the outer surface of the upper unit and the reactor pressure vessel in stationary and transient modes, and conclusions were drawn regarding the obtained results. Scientific novelty of the obtained results. The thesis study represents the first obtained results, namely: − a classification of existing approaches was proposed and a theory was developed regarding the coupled computational modeling of thermohydraulic processes by using STH and СFD codes; − a coupled approach is proposed to assess the possibility of a hydraulic shock in the flow part of the MCP-195M during a transient process associated with shaft seizing. On the basis of the methods of computational hydrodynamics and one-dimensional thermohydraulics, coupled calculation models have been created that allow taking into account the systemic influence on the flow of the transition process; − it was established that there was no hydraulic shock in the flow part of the MCP-195M during the transient emergency process associated with the shaft seizing. It has been confirmed that the main influence on the inner surface of the spiral of the MCP is exerted by the front of a rotating pressure wave, which is caused by the reorganization of the coolant flow in the flow part of the MCP and the transition of the kinetic energy of the flow into the potential energy of the liquid; − proposed a coupled approach between the system thermohydraulic code, methods of computational hydrodynamics and analytical methods for solving geometrically and thermophysically complex non-stationary problems of estimating the boundary conditions on the outer surface of the reactor pressure vessel and upper block; − on the basis of experimental data and comprehensive analysis, the possibility of correct modeling of complex heat exchange using the ANSYS CFX calculation code was established; combinations of closing models of radiation and turbulence are defined and substantiated; − on the basis of the developed coupled procedure, an assessment of the boundary conditions on the outer surface of the upper block and the reactor pressure vessel in steadystate and transient modes was performed, which provides quantitative and qualitative characteristics for further analysis of brittle strength within the framework of tasks to assess the service life of these elements. The practical value of the obtained results lies in the possibility of their application for conducting calculation analyzes in the development and scientific and technical support of strategies with accidents at nuclear power plants, as well as in substantiating the safety of nuclear power plants during the extension of their operational life and in the design of new ones. The proposed approaches and algorithms can also be applied to the development of new software tools or taken into account to optimize and improve the computational capabilities of existing ones.
dc.format.extent198 с.
dc.identifier.citationОнищук, Ю. А. Вдосконалення методики розрахунків реакторної установки ВВЕР-1000 шляхом спряження розрахункових засобів : дис. … д-ра філософії : 143 Атомна енергетика / Онищук Юрій Анатолійович. – Київ, 2024. – 198 с.
dc.identifier.urihttps://ela.kpi.ua/handle/123456789/68659
dc.language.isouk
dc.publisherКПІ ім. Ігоря Сікорського
dc.publisher.placeКиїв
dc.subjectаварія
dc.subjectАЕС
dc.subjectаналітичне рішення
dc.subjectвалідація
dc.subjectВВЕР
dc.subjectгідродинаміка
dc.subjectкоефіцієнт тепловіддачі
dc.subjectмодель
dc.subjectприродня та вимушена конвекція
dc.subjectреактор
dc.subjectсистема відведення тепла
dc.subjectспряження
dc.subjectтеплова потужність
dc.subjectтеплообмін випромінюванням
dc.subjectCFD-моделювання
dc.subjectaccident
dc.subjectNPP
dc.subjectanalytical solution
dc.subjectvalidation
dc.subjectVVER
dc.subjecthydrodynamics
dc.subjectheat transfer coefficient
dc.subjectmodel
dc.subjectnatural and forced convection
dc.subjectreactor
dc.subjectheat removal system
dc.subjectcoupling
dc.subjectthermal power
dc.subjectradiation heat exchange
dc.subjectCFD-modeling
dc.subject.udc621.039.586
dc.titleВдосконалення методики розрахунків реакторної установки ВВЕР-1000 шляхом спряження розрахункових засобів
dc.typeThesis Doctoral

Файли

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

Зібрання

Дисертації (АЕ)
Дисертації (вільний доступ)