Уточненная методика проведения комплексного анализа хрупкой прочности зоны патрубка корпуса реактора при аварийном термошоке. Сообщение 2. Хрупкая прочность

Скорочена інформація про документ
dc.contributor.authorЯковлев, А. И.
dc.contributor.authorРудаков, К. Н.
dc.contributor.authorIakovliev, A.
dc.contributor.authorRudakov, K.
dc.date.accessioned2016-05-19T09:00:49Z
dc.date.available2016-05-19T09:00:49Z
dc.date.issued2014
dc.description.abstractenThis article is devoted to problems of cold nozzle brittle strength evaluation. Brittle strength calculations are considered as a second stage of methodology proposed by authors in report 1. The methodology aims to replace the RELAP 5 thermo-hydraulic calculations with finite elements modelling. Report 2 defines main steps that should be fulfilled to assess initial crack propagation resistance of the reactor shell material in the area of cold nozzle inlet with help of finite elements modelling. It also provides a validation procedure of presented methodology. The validation procedure consists of following problems: derivation of initial stress field from the area of interest without consideration of initial crack, altering the stress field by implementing the influence of initial crack (influence functions method) and deriving the KI values from altered stress field. Then KI values derived using finite elements procedure and validation procedure are to be compared. Good agreement between both results means good accuracy of finite elements procedure. Finite elements calculations were performed in ANSYS 14.5 software with help of a new package that allows stress intensity factors evaluation. ANSYS and analytical procedures have shown excellent agreement.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 эти расчеты в районе патрубка корпуса реактора обычно проводят на грубой одномерной сетке (2-3 элемента), что не позволяет в дальнейшем получать достаточную точность при анализе трещиностойкости 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, на примере реактора В-320 реакторной установки типа ВВЭР-1000 первого энергоблока Запорожской АЭС для режима аварийного охлаждения, приводящего к так называемому термошоку. Результаты изложены в Сообщении 1. Сообщение 2 посвящено продолжению расчетов, а именно анализу хрупкой прочности (трещиностойкости) корпуса реактора при аварийном термошоке. Оценки коэффициента интенсивности напряжений проведены с применением ANSYS, а также комбинированного метода весовых функций, причем обе оценки практически совпали.uk
dc.description.abstractukВ Україні для тепло-гідравлічних розрахунків різних сценаріїв, можливих на реакторних установках АЕС,використовується розрахунковий комплекс RELAP5. Проблема полягає в тому, що ці розрахунки в районі патрубка корпуса реактора зазвичай проводять на грубій одновимірній сітці (2-3 елемента), що не дозволяє надалі одержувати достатню точність при аналізі тріщиностійкості корпуса реактора з гіпотетичною тріщиною. Запропоновано зазначений розрахунок (глобальна модель) доповнювати уточненим тепло-гідравлічним розрахунком в околі гіпотетичної тріщини (локальна модель). Локальне моделювання проводили із застосуванням коду FLUENT з ANSYS, на прикладі реактора В-320 реакторної установки типу ВВЕР-1000 першого енергоблоку Запорізької АЕС для режиму аварійного охолодження, що приводить до так званого термошоку. Результати викладені в Повідомленні 1.Повідомлення 2 присвячене продовженню розрахунків, а саме аналізу крихкої міцності (тріщиностійкості) корпуса реактора при аварійному термошоці. Оцінки коефіцієнта інтенсивності напружень проведені із застосуванням ANSYS, а також комбінованого методу вагових функцій, причому обидві оцінки практично збіглися.uk
dc.format.pagerangeС. 5-11uk
dc.identifier.citationЯковлев А. И. Уточненная методика проведения комплексного анализа хрупкой прочности зоны патрубка корпуса реактора при аварийном термошоке. Сообщение 2. Хрупкая прочность / Яковлев А. И., Рудаков К. Н. // Вісник НТУУ «КПІ». Машинобудування : збірник наукових праць. – 2014. – № 3(72). – С. 5–11. – Бібліогр.: 7 назв.uk
dc.identifier.urihttps://ela.kpi.ua/handle/123456789/15854
dc.language.isoruuk
dc.publisherНТУУ "КПІ"uk
dc.publisher.placeКиївuk
dc.source.nameВісник НТУУ «КПІ». Машинобудування: збірник наукових працьuk
dc.status.pubpublisheduk
dc.subjectкорпус реактораuk
dc.subjectтермошокuk
dc.subjectхрупкая прочностьuk
dc.subjectконечно-элементное моделированиеuk
dc.subjectметод весовых функцийuk
dc.subjectкрихка міцністьuk
dc.subjectскінченно-елементне моделюванняuk
dc.subjectметод вагових функційuk
dc.subjectnuclear reactor shelluk
dc.subjectpressurized vesselsuk
dc.subjectthermal shockuk
dc.subjectbrittle strengthuk
dc.subjectfinite-element modelinguk
dc.subjectinfluence functions methoduk
dc.subject.udc519.6; 531 (075); 539.3uk
dc.titleУточненная методика проведения комплексного анализа хрупкой прочности зоны патрубка корпуса реактора при аварийном термошоке. Сообщение 2. Хрупкая прочностьuk
dc.title.alternativeImproved technique of a complex analysis of crack resistance of wwer-1000 nuclear reactor cold leg nozzle under termal shock. Report 2. Brittle strengthuk
dc.typeArticleuk
thesis.degree.level-uk

Файли

Контейнер файлів
Зараз показуємо 1 - 1 з 1
Ескіз
Назва:
3.pdf
Розмір:
602.29 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, № 3(72)