Клевцов, Сергій ВалерійовичОнищук, Юрій Анатолійович2024-09-022024-09-022024Онищук, 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.https://ela.kpi.ua/handle/123456789/68659Онищук 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.198 с.ukаваріяАЕСаналітичне рішеннявалідаціяВВЕРгідродинамікакоефіцієнт тепловіддачімодельприродня та вимушена конвекціяреакторсистема відведення тепласпряженнятеплова потужністьтеплообмін випромінюваннямCFD-моделюванняaccidentNPPanalytical solutionvalidationVVERhydrodynamicsheat transfer coefficientmodelnatural and forced convectionreactorheat removal systemcouplingthermal powerradiation heat exchangeCFD-modelingThesis Doctoral621.039.586