Напряженно-деформированное состояние элементов оборудования ВВЭР и УЛР при тяжелых авариях, связанных с разрушением активной зоны

Напряженно-деформированное состояние элементов оборудования ВВЭР и УЛР при тяжелых авариях, связанных с разрушением активной зоны

Автор: Истомина, Светлана Владимировна

Шифр специальности: 05.14.03

Научная степень: Кандидатская

Год защиты: 2005

Место защиты: Москва

Количество страниц: 156 с. ил.

Артикул: 2902218

Автор: Истомина, Светлана Владимировна

Стоимость: 250 руб.

Напряженно-деформированное состояние элементов оборудования ВВЭР и УЛР при тяжелых авариях, связанных с разрушением активной зоны  Напряженно-деформированное состояние элементов оборудования ВВЭР и УЛР при тяжелых авариях, связанных с разрушением активной зоны 

ВВЕДЕНИЕ
1. ПРОБЛЕМА УДЕРЖАНИЯ РАСПЛАВЛЕННЫХ МАТЕРИАЛОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ПРИ ТЯЖЕЛОЙ АВАРИИ ВНУТРИ ГЕРМООБЪЕМА АЭС
1.1. Процесс протекания аварии с расплавлением активной зоны.
1.2. Локализация и охлаждение расплава в корпусе ВВЭР
1.2.1. Условия удержания расплава в корпусе реактора
1.2.2. Устройство наруэсного охлаждения корпуса ВВЭР0.
1.2.3. Анализ структуры ванны расплава в корпусе ВВЭР0.
1.2.4. Распределение тепловых потоков при двухслойной и трехслойной структурах
ванны расплава.
1.2.5. Возможность удержания расплава в корпусе ВВЭР0 с точки зрения
обеспечения запаса до кризиса теплообмена
1.3. Виекорпусная стадия локализации расплава на АЭС с ВВЭР.
1.3.1. Основные требования к устройству локализации расплава
1.3.2. Устройство локализации расплава тигельного типа
1.3.3. Особенности проектирования УЛР тигельного типа.
1.3.4. Распределение тепловых потоков в корпусе УЛР.
1.3.5. Защита корпуса УЛР от термомеханических нагрузок.
1.4. Заключение
2. НОВЫЙ ПОДХОД К МОДЕЛИРОВАНИЮ ОБЪЕКТОВ СЛОЖНОЙ ГЕОМЕТРИИ МЕТОДОМ СОСТАВНЫХ КОНЕЧНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ.
2.1. Способ формирования границы исследуемого тела.
2.2. Применение составного конечного элемента
2.3. Особенности решения, связанные с моделированием шероховатоопределенной поверхности тела.
2.4. Заключение
3. ТЕСТИРОВАНИЕ ПАКЕТА ТЕРМОПРОЧИОСТНЫХ ПРОГРАММ БРГОЕЯ И ОБОСНОВАНИЕ ПРИМЕНИМОСТИ НОВОГО ПОДХОДА К ДИСКРЕТИЗАЦИИ РАСЧЕТНОЙ ОБЛАСТИ
3.1. Описание программы
3.2. Температурная задача для сплошного цилиндра.
3.3. Температурная задача толстостенного цилиндра
3.4. Изгиб стальной консольной балки.
3.5. Толстостенный цилиндр с днищами, нагруженный внутренним давлением область упругих деформаций
3.6. Толстостенный цилиндр с днищами, нагруженный внутренним давлением область деформаций установившейся ползучести
3.7. Заключение
4. ОБОСНОВАНИЕ РАБОТОСПОСОБНОСТИ ОБОРУДОВАНИЯ ДЛЯ ВНУТРИКОРПУСНОЙ И ВНЕКОРПУСНОЙ СТАДИЙ ЛОКАЛИЗАЦИИ РАСПЛАВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ
4.1. Анализ поведения опоры УНОР под днищем корпуса ВВЭР0 в условиях отказа подачи воды для охлаждения наружной поверхности корпуса реактора.
4.1.1. Постановка задачи
4.1.2. Моделирование опорного ребра УНОР
4.1.3. Напряженнодеформированное состояние опоры УНОР
4.2. Обоснование целостности корпуса ВВЭР0 в условиях образования
многослойной ванны расплава кориума на днище корпуса реактора и наружном водяном
охлаждении.
4.2.1. Постановка задачи
4.2.2. На пряжен де формированное состояние корпуса реактора.
4.3. Анализ разрушения корпуса ВВЭР и корпуса ВВЭР при контакте с нижней плитой УЛР, обоснование конструкции силовых ребер нижней плиты
4.3.1. Постановка задачи.
4.3.2. Конечноэлементная модель корпуса реактора.
4.3.3. Деформация корпуса реактора в области упругости.
4.3.4. Деформация корпуса в области ползучести.
4.3.5 Анализ сходимости результатов на примере расчета корпуса
реактора ВВЭР.
4.4 Обоснование работоспособности нижней плиты УЛР для АЭС с ВВЭР и ВВЭР
4.4.1 Постановка задачи.
4.4.2 Деформация опорных ребер нижней плиты УЛР для реактора ВВЭР в
области высокотемпературной ползучести.
4.4.3 Деформация опорных ребер нижней плиты УЛР для реактора ВВЭР в
области высокотемпературной ползучести.
4.5 Заключение.
5 РЕКОМЕНДАЦИИ ПО ПРОЕКТИРОВАНИЮ И МОНТАЖУ ОБОРУДОВАНИЯ ДЛЯ ВНУТРИКОРПУСНОЙ И ВНЕКОРПУСНОЙ СТАДИЙ ЛОКАЛИЗАЦИИ РАСПЛАВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ
5.1 Рекомендации по условиям нагружения опорных ребер кожухаограничителя УНОР, расположенного под корпусом реактора ВВЭР
5.2 Рекомендации по условиям нагружения корпуса реактора ВВЭР0 в условиях образования многослойной ванны расплава кориума на днище корпуса реактора и наружном водяном охлаждении
5.3 Рекомендации по выбору высоты опорного ребра плиты нижней УЛР для реактора ВВЭР и ВВЭР
5.4 Рекомендации по условиям нагружения опорных ребер плиты нижней УЛР для реактора ВВЭР и ВВЭР.
5.5 Заключение.
ВЫВОДЫ.
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ


АЭС с потерей электропитания собственных нужд и иезапуском основных и резервных дизельгенераторов, в результате которого разрушение активной зоны происходит через длительный промежуток времени, определяемый временем выкипания теплоносителя сначала из второго, а затем из первого контуров. Хотя авария может протекать, в пределе, по сценариям высокого и низкого давления, их различия проявляются, главным образом, на начальной стадии аварии до начала разрушения активной зоны и, влияя на динамику разрушения активной зоны, тем не менее, не приводят к различию самих процессов собственно тяжелой аварии, но крайней мере, на стадии плавления и деградации активной зоны. По мере разо1рева за счет остаточного тепловыделения в активной зоне начинается образование жидких фаз, ускоряющееся вместе с ускорением разогрева при начале экзотермической пароциркониевой реакции. Образующиеся в первую очередь металлические расплавы циркония и стали стекают в нижележащую относительно холодную часть активной зоны, формируя блокировки для перемещения осыпающихся фрагментов твэлов и накапливающегося в центральной части активной зоны расплава 1Ю2гг. Вследствие парового голодания не весь цирконий, содержащийся в активной зоне, окисляется, и образующийся в этом процессе расплав оксидов находится в субокисленном состоянии. Б принципе, этот процесс может сопровождаться паровыми взрывами. Остающаяся на днище корпуса вода выпаривается, затем происходит повторный разогрев фрагментов активной зоны и кориума, плавление размещенных в слое кориума стальных ВКУ, повторное плавление кориума, падение на днище корпуса не переместившихся до этого фрагментов активной зоны и частей ВКУ в частности, под действием теплового излучения со стороны ванны расплава. Время стенания и накопления кориума на днище корпуса реактора зависит от многих факторов. Первым предельным случаем является весьма быстрое стекание расплава так, что днище не успевает нагреться, поэтому напряжения и деформации в днище определяются температурным нолем начального состояния, весовой нагрузкой расплава и давлением среды. Сначала это будут упругие деформации. Затем идет постепенный прогрев днища при постоянной весовой нагрузке расплава. Появляются дополнительные температурные напряжения и идет процесс вязкоуиругоиластического деформирования днища. Вторым предельным случаем является медленное стекание и накопление расплава на днище корпуса, в процессе которого днище успевает прогреться, имеет соответствующее установившемуся теилопереносу поле температур, а также весовые нагрузки и давление среды. В процессе стенания расплава происходит постепенное его накопление на днище, при этом постепенно повышается уровень расплава, растет весовая нагрузка и изменяется температурное иоле днища. В днище растут напряжения, идет вязкоупругопластичсское деформирование материала. Через определенный промежуток времени процесс накопления расплава заканчивается, после чего весовая нагрузка остается постоянной, но продолжается дальнейшее изменение температурного поля, сопровождаемое деформированием днища. Основной особенностью работы корпуса, нагруженного расплавом кориума, является прогрев днища до весьма высоких темперазур вплоть до температур плавления стали. Материал корпуса имеет достаточно высокий запас пластичности, как в интервале рабочих температур Т0С, так и при температурах, несколько превышающих рабочие 0СТ0С. Наиболее вероятной причиной потери несущей способности днища, нагруженного расплавом кориума, может быть нарушение устойчивости вязкопластического течения материала корпуса. В наиболее нагретых и максимально нагруженных сечениях днища может произойти резкое возрастание скоростей деформаций. Росту скоростей деформации содействует также возможное изменение размеров и формы днища. Сосредоточение деформации в слабом сечении может привести к сильному утонению стенки и последующему разрушению днища 1. Момент разрушения корпуса реактора является специфически опасным изза сильных термомеханических воздействий на оборудование и строительные конструкции.

Рекомендуемые диссертации данного раздела

28.06.2016

+ 100 бесплатных диссертаций

Дорогие друзья, в раздел "Бесплатные диссертации" добавлено 100 новых диссертаций. Желаем новых научных ...

15.02.2015

Добавлено 41611 диссертаций РГБ

В каталог сайта http://new-disser.ru добавлено новые диссертации РГБ 2013-2014 года. Желаем новых научных ...


Все новости

Время генерации: 0.253, запросов: 237