Глава 2. Развитие технологий обоснование прочности реакторных установок ВВЭР

Вопросы для обсуждения на семинарах № 5 и 6 по дисциплинам «Конструирование специальных/гражданских ядерных установок»

1. На рис. 1.24в приведено «изменение средней температуры» (воды?) «в зазоре между шахтой и корпусом и температуры металла корпуса» (в каком месте?) «во времени».

Объясните причины приведенных на рис. 1.24в изменений «средней температуры» и «металла корпуса» «во времени».

О каком «времени» идет речь?

Почему в эмпирических зависимостях для q_х отсутствует время?

2. Объясните причины изменения во времени температуры в точке при заливе воды САОЗ ВВЭР-440 (результаты эксперимента), приведенные на рис. 1.26:

причины изменения средней температуры?

причины «пульсаций» значения температуры?

Источник: Ю.Г.Драгунов. Обеспечение прочности и ресурса РУ с ВВЭР. Изд.МГТУ, 2018, стр.128-132.

3. Объясните почему значение коэффициента запаса принимались равными 2 или 4 при расчете СХР (в «Нормах» 1973г.) корпусов ядерных реакторов.

4. Изложите основные положения концепции линейной механики разрушения, используемой для расчета СХР корпуса реактора в «Нормах» 1986г.

5. Предложите нагревательное оборудование, обеспечивающее отжиг сварного шва №4 и обечаек активной зоны корпуса ВВЭР-1000 (рис. 1.16 Источника).

Источник: Ю.Г.Драгунов. Обеспечение прочности и ресурса РУ с ВВЭР. Изд.МГТУ, 2018, стр.141-157

Конспект лекций по «Конструированию»

Просьба ответы на «Вопросы для обсуждения» направить на satin86@inbox.ru

25 марта 2020г.

Желаю успехов. Солонин В.И.

Напряженное состояние корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000

Детально исследовано напряженное состояние корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 на моделях в масштабе 1:15 и 1:20 соответственно. Сравнение основных размеров корпусов реакторов представлен на рис. 1.17.

Рис. 1.17 Основные размеры корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000

Результаты исследований показали, что в корпусе реактора ВВЭР-440 при нагружении давлением 14,3 МПа максимальные напряжения возникают на внутренней поверхности отверстий главных патрубков и достигает 360 МПа. В зоне сопряжения патрубков и корпуса по наружной поверхности максимальное напряжение достигает 245 МПа. В сферической крышке максимальное напряжение имеет место в зоне фланца - 300 МПа, по контурам отверстий в крышке максимальные напряжения не превосходят 200 МПа.

Нестационарное термическое воздействие на корпус реактора

Расчеты прочности оборудования и трубопроводов выполняются для всего спектра условий эксплуатации, включая предполагаемые эксплуатационные нарушения и проектные постулируемые аварии. Оценка прочности элементов оборудования и трубопроводов выполняется на основании критериев прочности[10].

При анализе прочности в режимах, приводящих к нестационарным термическим воздействиям, выполняется детальный анализ теплогидравлических условий в районе анализируемого узла (температура, скорость среды, изменениятемпературы, коэффициенты теплоотдачи) с целью формирования корректных граничных условий для расчета температурных полей. При этом принимаются во внимание локальные эффекты, связанные с такими явлениями, как возможная стратификация потока, термопульсации, впрыски холодной воды (термошоки), гидроудары, конденсация пара. Такой анализ базируется на результатах теплогидравлических расчетов, аналитических моделях, экспериментальных данных, полученных как на масштабных моделях, так и в результате термометрирования натурного оборудования. В случае отсутствия возможности обосновать реалистичную картину теплофизических условий в зоне анализируемого узла, выполняются анализы с использованием заведомо консервативных допущений.

Нестационарные тепловые нагрузки учитываются при обосновании статической и циклической прочности, расчетах сопротивления хрупкому разрушению и применимости концепции «течь перед разрушением».

Попадание холодной воды в реактор с горячим теплоносителем при срабатывании системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) создает угрозу тепловых ударов. Особенно неблагоприятная ситуация возникает, если холодная вода поступает в тракт подвода теплоносителя к активной зоне в виде струи, вызывая несимметричное охлаждение облучаемой части корпуса. В настоящее время в реакторах с водой под давлением не предусмотрено специальных мер для перемешивания этой холодной струи с окружающим ее теплоносителем. В ОКБ «Гидропресс» выполнена программа исследований закономерностей естественного перемешивания теплоносителя и воды системы аварийного охлаждения на прозрачной модели (масштаб 1:7), на горячей модели с высоким давлением (масштаб 1:7.4) и на реакторе ВВЭР-440 Кольской АЭС при горячей обкатке с целью оценки нестационарного температурного поля и напряжений в корпусе реактора.

Течение струи в опускном канале определяется критериями Рейнольдса и Архимеда:

Нестационарность процесса определяется критерием гомохронности:

В приведенных критериях w - скорость холодной воды; L - линейный размер; n - кинематическая вязкость воды; Dr - разность плотностей холодной воды и теплоносителя; t - время; g - ускорение свободного падения.

Поскольку при турбулентном течении перемешивание практически не зависит от вязкости и числа Рейнольдса, вместо критериев Рейнольдса и Архимеда можно использовать критерий Фруда:

Отношение Dr/rв экспериментах можно моделировать либо разностью температур воды, либо применением солевого раствора для имитации холодной воды. Программа экспериментов была направлена на выявление влияния на перемешивания потоков параметра Dr/r, и геометрического размера смешивающих потоков, для чего потребовались использовать модели разного масштаба.

Целью экспериментов являлось отыскание зависимости относительной температуры холодной воды от определяющих критериев и координат струи:

, - относительные координаты; D - диаметр струи,

Т_х, Т_хвх – температура холодной воды в с труе и на входе,

Т_Т – температура теплоносителя.

Опыты на плоской прозрачной модели (масштаб 1:7), выполненной в виде плоской развертки опускного тракта реактора ВВЭР-440 с шестью входными патрубками, в один из которых подавался подкрашенный раствор азотнокислого натрия(отношение плотностиDr/r = 0-0,20), позволили получить общее представление о процессе и обосноватьпрограмму последующих экспериментов.

Опыты на осесимметричной модели корпуса и трубопроводов ВВЭР-440 (рис. 1.25) с рабочим давлением до 12,5 МПа, масштабом моделирования 1:7,4, позволили получить следующие эмпирические зависимости, важные для практических расчетов.

Для начала процесса подачи холодной воды (интервала времени 0<t<t_н) безразмерная температура вдоль вертикальной оси х:

где В=1 для Fr£1, В=Fr^0.5 для Fr>1.

Рис.1.25 Осесимметрическая модель для исследования залива воды САОЗ в корпус реактора:

а – схема модели: 1 – корпус; 2 – шахта; 3 – макет активной зоны; 4 – главный циркуляционный трубопровод; 5 – патрубок подвода воды САОЗ; б – схема развития зоны перемешивания; в – изменение средней температуры зазоре между шахтой и корпусом и температуры металла корпуса

Величина t_Н находится в пределах 25-30 с для моделей и 60-120 с для реактора.

Для стадии длительного расхолаживания холодной водой (t>t_Н)

где n=0.5 для Fr£1, n=2 для Fr>1. Числа Fr и Но определяются по выражениям

где Q - расход охлаждающей воды,

D-диаметр трубопровода,

d - зазор между корпусом и шахтой.

Распределение температуры в поперечном оси струи направленииописывается зависимостью

где , a=10¸12° (см.рис. 1.25).

Если уровень теплоносителя в реакторе находится ниже уровня трубопровода 4 (рис. 1.25), координата должна отсчитывается от уровня теплоносителя, что подтверждено специальными опытами.

На рис. 1.26 и 1.27 дано сравнение расчетных зависимостей с опытными данными, полученными в реакторе ВВЭР-440 в моменты времени 180 и 360 сот начала работы САОЗ. Можно видеть, что расчетные зависимости консервативны по отношению к данным, полученным на реакторе: перемешивание в реакторе происходит быстрее, чем в модели.

Рис. 1.26. Распределение температуры вдоль оси струи САОЗ в реакторе ВВЭР-440 для стадии длительного расхолаживания (t=180С и 360 С). Пунктирные линии – расчет.

Рис. 1.27. Сравнение экспериментального и расчетного изменения температуры в точке =1.44, =0 на оси струи САЗО реактора ВВЭР-440: 1 – расчет для tát_н; 2 –расчет для стадии длительного расхолаживания (t>t_н); 3 – изменение средней температуры в зазоре между шахтой и корпусом

Глава 2. Развитие технологий обоснование прочности реакторных установок ВВЭР

2.1 Обоснование сопротивление хрупкому разрушению

Дата добавления: 2020-04-25; просмотров: 121; Мы поможем в написании вашей работы!

Поделиться с друзьями:

12 3 4 Следующая ⇒

Мы поможем в написании ваших работ!