Разработка методов расчета термопрочности корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии

• Автор: Добров, Михаил Вячеславович
• Шифр специальности: 01.02.06
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 1998
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 148 с. : ил.

СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ
1. Обзор исследований термомеханических процессов в системе корпус - кориум
1.1. Термическое состояние системы кориум - корпус
1.1.1. Модель тепломассопереноса в насыпном слое
1.1.2. Модель естественной конвекции в ванне расплава
1.2. Напряженно - деформированное состояние и разрушение корпуса
1.3. Задачи дальнейшего исследования
2. Анализ теплофизических процессов в системе корпус ЯР - кориум
2.1. Формулировка уравнений термического состояния корпус -кориум
2.2. Численная реализация
2.2.1. Одномерная реализация на основе МКР
2.2.2. Двумерная реализация на основе МКЭ
3. Описание механических свойств реакторных сталей для условий, свойственных тяжелым авариям
3.1. Анализ упругих свойств
3.2. Общая формулировка закона нелинейно - вязкого деформирования и разрушения реакторных сталей
3.3. Критерий и методика поиска констант, конкретизирующих уравнение состояния
3.4. Организация вычисления целевой функции
3.5. Моделирование высоко - температурной ползучести стали 8А508-СЬ2

З.б. Моделирование высоко - температурной ползучести стали
15Х2НМФА-А
4. Модель анализа напряженно - деформированного состояния и разрушения корпуса реактора
4.1. Основные уравнения упруго - нелинейно - вязкого деформирования корпуса реактора
4.2. Модель нарушения целостности корпуса реактора
4.3. Численная реализация модели механического состояния на основе шаговой процедуры интегрирования по времени с применением МКЭ
4.4. Одномерная модель деформирования полусферического днища
5. Численный анализ термомеханических процессов в нижней части корпуса при тяжелой аварии
5.1. Постановка задачи
5.2. Расчеты по одномерной модели
5.3. Расчеты по осесимметричной модели
5.4. Оценка опасности протекания аварии
Основные результаты и выводы
Список использованных источников
Приложение

ВВЕДЕНИЕ
На современном этапе развития промышленного производства электроэнергии не видно сколь - нибудь значимых альтернативных способов ее получения, способных, при соблюдении всех необходимых мер безопасности и прочих равных условиях, в полной мере конкурировать с производством энергии на основе ядерных источников. Вместе с тем,как показали события конца семидесятых и середины восьмидесятых годов, когда произошли крупнейшие аварии на АЭС Three Mile Island Unit II (TMI - 2) (1979 г.) и четвертом блоке Чернобыльской АЭС (1986 г.), ядерные энергетические установки (ЯЭУ) несут в себе принципиально новый источник опасности, заключающийся в тяжелом поражении человека и окружающей среды за счет распространения и воздействия радиоактивных материалов, степень загрязнения которыми территорий, прилегающих к АЭС, определяется тяжестью аварии. Поэтому в настоящее время для надежного обоснования безопасности ЯЭУ необходимо детальное рассмотрение широкого спектра возможных аварийных ситуаций, включая тяжелые - запроектные аварии. Решая задачи безопасности, необходимо учитывать психологическую сторону проблемы, которая сводится к осознанию того, что никакой допустимый уровень выбросов радиоактивных материалов в аварийной ситуации, даже если он не приводит к заметным последствиям, не воспринимается общественным мнением в качестве приемлемого. Только концепция предотвращения всяких аварийных выбросов способна завоевать социальное доверие.
Хотя на текущий момент времени отсутствует специальный регулирующий документ, который содержал бы систематическое изложение требований и методических рекомендаций по разработке мер и

Учет упрочнения реализуется вполне стандартно [32, 33] введением в уравнение накопленной деформации ползучести. В одной из моделей [30] также учитывается влияние параметра повреждаемости на скорость деформации ползучести.
Отдельно хочется затронуть макромеханизмы и критерии нарушения целостности корпуса реактора, открывающего путь к истечению кориума за пределы реактора. Конструкции днища корпуса различаются для разных типов реакторов. Как упоминалось ранее, днище имеет либо полусферическую, либо полуэллиптическую форму. В некоторых типах реакторов сквозь днище проходят трубы проходок.
В связи с этим рассматриваются различные механизмы разрушения
• Разогрев и разрушение труб проходок. Расплавленный кориум проникает в трубы, «замерзает» там, передавая тепло стенкам, что может вызвать блокаду проходок с последующим их разрушением.
• Выброс труб проходок. Кориум воздействует и ослабляет сварной шов. В итоге под действием внутренних сил может произойти выброс труб проходок.
• Глобальное разрушение. Причиной такого типа разрушения может служить сочетание внутреннего давления и теплового воздействия со стороны значительной массы кориума.
• Локальное нарушение целостности корпуса вследствие неравномерного разогрева корпуса, например, при воздействии струи расплавленного кориума и механических нагрузок.
Для реакторов типа ВВЭР - 500, ВВЭР - 1000, АР600 ввиду отсутствия проходок в днище актуальность приобретают последние два из перечисленных типа нарушения целостности.