Методика параметрического описания входных данных для расчета радиационного распухания ВКУ ВВЭР-1000

Разработана методика параметрического описания полей объемных тепловыделений при γ-разогреве и скорости набора радиационной дозы в выгородке ядерного реактора ВВЭР-1000 для упрощенных расчетных оценок стационарной температуры, радиационного распухания и напряженно-деформированного состояния конструк...

Ausführliche Beschreibung

Gespeichert in:

Bibliographische Detailangaben
Datum:	2016
Hauptverfasser:	Мирзов, И.В., Кандала, С.М.
Format:	Artikel
Sprache:	Russian
Veröffentlicht:	Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України 2016
Schriftenreihe:	Ядерна та радіаційна безпека
Online Zugang:	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/129823
Tags:	Tag hinzufügen Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Zitieren:	Методика параметрического описания входных данных для расчета радиационного распухания ВКУ ВВЭР-1000 / И.В. Мирзов, С.М. Кандала // Ядерна та радіаційна безпека. — 2016. — № 3. — С. 23-27. — Бібліогр.: 4 назв. — рос.

Institution

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	irk-123456789-129823
record_format	dspace
spelling	irk-123456789-1298232018-01-30T03:03:43Z Методика параметрического описания входных данных для расчета радиационного распухания ВКУ ВВЭР-1000 Мирзов, И.В. Кандала, С.М. Разработана методика параметрического описания полей объемных тепловыделений при γ-разогреве и скорости набора радиационной дозы в выгородке ядерного реактора ВВЭР-1000 для упрощенных расчетных оценок стационарной температуры, радиационного распухания и напряженно-деформированного состояния конструкции. Методика основана на аппроксимации полей входных данных полиномами n-й степени по радиальной и окружной координатам. Погрешность результатов расчетов по данной методике не превышает 33 %, что позволяет применять методику для первичных оценок технического состояния внутрикорпусных устройств реакторов ВВЭР-1000. Розроблено методику параметричного опису полів об’ємних тепловиділень під час γ-розігріву та швидкості набору радіаційної дози у вигородці ядерного реактора ВВЕР-1000 для спрощених розрахункових оцінок стаціонарної температури, радіаційного розпухання й напружено-деформованого стану конструкції. Методика заснована на апроксимації полів вхідних даних поліномами n-го ступеня за радіальною та коловою координатами. Похибка результатів розрахунків за даною методикою не перевищує 33 %, що дозволяє застосовувати методику для первинних оцінок технічного стану внутрішньокорпусних пристроїв реакторів ВВЕР-1000. Ukraine currently does not have a company to perform full neutronic calculations of VVER-1000 core. In this regard, the paper proposes a method of parametric assignment of volumetric heating due to gamma-radiation and the irradiation dose rate in VVER-1000 core baffle. The method significantly simplifies assessment of the stationary temperature, irradiation swelling and stress-strain state of pressure vessel internals. The method is based on the approximation of the input fields by polynomial s of nth degree in the radial and circumferential coordinates. Methodical error in the calculation of the stationary temperature field is 3,2 %, 12,7 % — in the calculation of radiation swelling, 33,0 % — in the evaluation of radial deformations of the core baffle. This allows to use the method for the preliminary assessment of technical condition of the VVER-1000 reactor internals. 2016 Article Методика параметрического описания входных данных для расчета радиационного распухания ВКУ ВВЭР-1000 / И.В. Мирзов, С.М. Кандала // Ядерна та радіаційна безпека. — 2016. — № 3. — С. 23-27. — Бібліогр.: 4 назв. — рос. 2073-6231 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/129823 621.039.531:539.372 ru Ядерна та радіаційна безпека Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
language	Russian
description	Разработана методика параметрического описания полей объемных тепловыделений при γ-разогреве и скорости набора радиационной дозы в выгородке ядерного реактора ВВЭР-1000 для упрощенных расчетных оценок стационарной температуры, радиационного распухания и напряженно-деформированного состояния конструкции. Методика основана на аппроксимации полей входных данных полиномами n-й степени по радиальной и окружной координатам. Погрешность результатов расчетов по данной методике не превышает 33 %, что позволяет применять методику для первичных оценок технического состояния внутрикорпусных устройств реакторов ВВЭР-1000.
format	Article
author	Мирзов, И.В. Кандала, С.М.
spellingShingle	Мирзов, И.В. Кандала, С.М. Методика параметрического описания входных данных для расчета радиационного распухания ВКУ ВВЭР-1000 Ядерна та радіаційна безпека
author_facet	Мирзов, И.В. Кандала, С.М.
author_sort	Мирзов, И.В.
title	Методика параметрического описания входных данных для расчета радиационного распухания ВКУ ВВЭР-1000
title_short	Методика параметрического описания входных данных для расчета радиационного распухания ВКУ ВВЭР-1000
title_full	Методика параметрического описания входных данных для расчета радиационного распухания ВКУ ВВЭР-1000
title_fullStr	Методика параметрического описания входных данных для расчета радиационного распухания ВКУ ВВЭР-1000
title_full_unstemmed	Методика параметрического описания входных данных для расчета радиационного распухания ВКУ ВВЭР-1000
title_sort	методика параметрического описания входных данных для расчета радиационного распухания вку ввэр-1000
publisher	Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
publishDate	2016
url	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/129823
citation_txt	Методика параметрического описания входных данных для расчета радиационного распухания ВКУ ВВЭР-1000 / И.В. Мирзов, С.М. Кандала // Ядерна та радіаційна безпека. — 2016. — № 3. — С. 23-27. — Бібліогр.: 4 назв. — рос.
series	Ядерна та радіаційна безпека
work_keys_str_mv	AT mirzoviv metodikaparametričeskogoopisaniâvhodnyhdannyhdlârasčetaradiacionnogoraspuhaniâvkuvvér1000 AT kandalasm metodikaparametričeskogoopisaniâvhodnyhdannyhdlârasčetaradiacionnogoraspuhaniâvkuvvér1000
first_indexed	2025-07-09T12:14:25Z
last_indexed	2025-07-09T12:14:25Z
_version_	1837171494871891968
fulltext	ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 3(71).2016 23 УДК 621.039.531:539.372 И. В. Мирзов, С. М. Кандала Институт электросварки им. Е.О. Патона НАН Украины, г. Киев, Украина Методика параметрического описания входных данных для расчета радиационного распухания ВКУ ВВЭР-1000 Разработана методика параметрического описания полей объ- емных тепловыделений при γ-разогреве и скорости набора радиаци- онной дозы в выгородке ядерного реактора ВВЭР-1000 для упрощен- ных расчетных оценок стационарной температуры, радиационного распухания и напряженно-деформированного состояния конструк- ции. Методика основана на аппроксимации полей входных данных полиномами n-й степени по радиальной и окружной координатам. Погрешность результатов расчетов по данной методике не превышает 33 %, что позволяет применять методику для первичных оценок техни- ческого состояния внутрикорпусных устройств реакторов ВВЭР-1000. К л ю ч е в ы е с л о в а: внутрикорпусные устройства (ВКУ), ВВЭР-1000, γ-разогрев, радиационная доза, методика, моделирова- ние, поле температуры, распухание. І. В. Мірзов, С. М. Кандала Методика параметричного опису вхідних даних для розрахунку радіаційного розпухання внутрішньокор- пусних пристроїв ВВЕР-1000 Розроблено методику параметричного опису полів об’ємних тепло- виділень під час γ-розігріву та швидкості набору радіаційної дози у ви- городці ядерного реактора ВВЕР-1000 для спрощених розрахункових оцінок стаціонарної температури, радіаційного розпухання й напруже- но-деформованого стану конструкції. Методика заснована на апрок- симації полів вхідних даних поліномами n-го ступеня за радіальною та коловою координатами. Похибка результатів розрахунків за даною методикою не перевищує 33 %, що дозволяє застосовувати методику для первинних оцінок технічного стану внутрішньокорпусних пристроїв реакторів ВВЕР-1000. К л ю ч о в і с л о в а: внутрішньокорпусні пристрої, ВВЕР-1000, γ-розігрів, радіаційна доза, методика, моделювання, поле температу- ри, розпухання. © И. В. Мирзов, С. М. Кандала, 2016 а Р ассчитывая напряженно-деформированное со- стояние (НДС) внутрикорпусных устройств (ВКУ) ВВЭР-1000, в качестве входных параметров (вход- ных данных) используют поля объемных тепловы- делений вследствие γ-разогрева и скорость набора радиационной дозы. Эти величины зависят от топливной загрузки активной зоны реактора и должны рассчитываться отдельно для каждого энергоблока АЭС. Численное определение полей объемных тепловыделе- ний вследствие γ-разогрева и скорости набора радиаци- онной дозы крайне актуально при оценке технического состояния ВКУ украинских энергоблоков. При этом пере- дача массивов входных данных в прочностной расчет ВКУ представляет определенную трудность, потому что теп- ловые, нейтронно-физические и прочностные расчеты выполняются различными организациями в различных конечно-элементных моделях. В этом плане было бы на- много удобней представлять поля объемных тепловыделе- ний и радиационной дозы в ВКУ параметрически. На данный момент полноценные тепловые и ней- тронно-физические расчеты для ВКУ украинских энер- гоблоков с реакторами ВВЭР-1000 может выполнить только чешская компания UJV Rez, в отчете [1] которой представлены поля объемных тепловыделений (H) вслед- ствие γ-разогрева и скорость набора радиационной дозы (D) для ВКУ, определенные для 22-й кампании энергобло- ка № 1 Южно-Украинской АЭС (рис. 1). Подобные расчеты в Институте ядерных исследований НАН Украины при продлении ресурса ВКУ энергоблоков № 2 Южно-Украинской АЭС и №№ 1, 2 Запорожской АЭС проведены весьма упрощенно [2, 3, 4]: вычислены флюенс нейтронного потока и повреждающая доза за определен- ный период эксплуатации лишь в отдельных точках ВКУ (рис. 2), а расчеты объемных тепловыделений вследствие γ-разогрева этих энергоблоков вовсе не выполнялись. Цель данной работы — создать методику параметриче- ского описания входных данных по объемным тепловы- делениям и скорости набора дозы в максимальном сече- нии ВКУ в двумерном случае, которая будет применима ко Рис. 1. Входные данные UJV Rez для 22-й кампании энергоблока № 1 Южно-Украинской АЭС: а — объемные тепловыделения, Вт/смі; б — повреждающая доза за кампанию, сна (смещения на атом) 0.5 1.0 1.5 2.0 2.5 3.0 3.5 4.0 4.5 5.0 5.5 6.0 6.5 7.0 а 0.0 0.4 0.8 1.2 1.6 2.0 2.4 2.8 3.2 3.6 4.0 б Рис. 1. Входные данные UJV Rez для 22-й кампании энергоблока № 1 Южно-Украинской АЭС: а — объемные тепловыделения, Вт/см³; б — повреждающая доза за кампанию, сна (смещения на атом) Рис. 2. Система расчетных точек выгородки энергоблоков № 2 Южно- Украинской АЭС и №№ 1, 2 Запорожской АЭС, применяемая в Институте ядерных исследований НАН Украины 0.5 1.0 1.5 2.0 2.5 3.0 3.5 4.0 4.5 5.0 5.5 6.0 6.5 7.0 а 0.0 0.4 0.8 1.2 1.6 2.0 2.4 2.8 3.2 3.6 4.0 б Рис. 1. Входные данные UJV Rez для 22-й кампании энергоблока № 1 Южно-Украинской АЭС: а — объемные тепловыделения, Вт/см³; б — повреждающая доза за кампанию, сна (смещения на атом) Рис. 2. Система расчетных точек выгородки энергоблоков № 2 Южно- Украинской АЭС и №№ 1, 2 Запорожской АЭС, применяемая в Институте ядерных исследований НАН Украины б 24 ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 3(71).2016 И. В. Мирзов, С. М. Кандала всем энергоблокам ВВЭР-1000 и сильно упростит задачу расчета температурных полей и радиационного распуха- ния ВКУ. Метод исследования. Положим, что входные параметры H и D циклически симметричны с периодом 60°, и каждый 60-градусный сектор имеет зеркальную симметрию отно- сительно сечения выгородки малыми каналами. Основная идея — разложить поля объемных тепловыде- лений H(R, θ) и радиационной дозы D(R, θ) в максимальном сечении ВКУ на множители, которые раздельно количест- венно и качественно охарактеризуют эти поля в течение отдельной топливной кампании или всего срока эксплуа- тации. Для этого в двумерном случае предлагается разло- жить функции H(R, θ) и D(R, θ) в виде ( ) ( ) ( ) ( ) ( ) ( ) , , , , H D H R C H R H D R C D R D = θ θ = ⋅ ⋅ ⋅ ⋅ θ θ (1) где R — координата в радиальном направлении; θ — ко- ордината в окружном направлении; функции H(R), H(θ) и D(R), D(θ) нормированы к единице и описывают каче- ственное распределение тепловыделений и радиационной дозы в плане; CH, CD — количественные множители (ам- плитуда). В работе проанализированы данные по H для энерго- блока № 1 Южно-Украинской АЭС (только 22-я кампа- ния) [1] и по D для энергоблоков № 2 Южно-Украинской АЭС [2] и №№ 1 и 2 Запорожской АЭС (усредненные за 25 лет значения) [3, 4]. Параметры CH и CD определены Рис. 4. Нормированные к единице данные по радиационной дозе [2—4]: а — распределение по радиусу; б — распределение по окружности Рис. 2. Система расчетных точек выгородки энергоблоков № 2 Южно-Украинской АЭС и №№ 1, 2 Запорожской АЭС, применяемая в Институте ядерных исследований НАН Украины 0.5 1.0 1.5 2.0 2.5 3.0 3.5 4.0 4.5 5.0 5.5 6.0 6.5 7.0 а 0.0 0.4 0.8 1.2 1.6 2.0 2.4 2.8 3.2 3.6 4.0 б Рис. 1. Входные данные UJV Rez для 22-й кампании энергоблока № 1 Южно-Украинской АЭС: а — объемные тепловыделения, Вт/см³; б — повреждающая доза за кампанию, сна (смещения на атом) Рис. 2. Система расчетных точек выгородки энергоблоков № 2 Южно- Украинской АЭС и №№ 1, 2 Запорожской АЭС, применяемая в Институте ядерных исследований НАН Украины Рис. 3. Нормированные к единице данные по γ-разогреву выгородки [1]: а — распределение по радиусу; б — распределение по окружности Для функций H(R), H(θ) и D(R), D(θ) выполнена нормировка к единице данных по всем имеющимся энергоблокам. На рис. 3 и 4 представлены распределения по радиусу и по окружности приведенных к единице данных по γ-разогреву и радиационной дозе в выгородке. Графики H(R) и D(R) построены в сечении выгородки малыми каналами, и именно от этого сечения отсчитывается угол θ. Функции H(R) и D(R) нормированы к единице по радиусу ВКУ, функции H(θ) и D(θ) нормированы к единице по левому краю, где θ=0, т. е. в сечении выгородки малыми каналами. а б Рис. 3. Нормированные к единице данные по γ-разогреву выгородки [1]: а — распределение по радиусу; б — распределение по окружности а б Рис. 4. Нормированные к единице данные по радиационной дозе [2–4]: а — распределение по радиусу; б — распределение по окружности а б Для функций H(R), H(θ) и D(R), D(θ) выполнена нормировка к единице данных по всем имеющимся энергоблокам. На рис. 3 и 4 представлены распределения по радиусу и по окружности приведенных к единице данных по γ-разогреву и радиационной дозе в выгородке. Графики H(R) и D(R) построены в сечении выгородки малыми каналами, и именно от этого сечения отсчитывается угол θ. Функции H(R) и D(R) нормированы к единице по радиусу ВКУ, функции H(θ) и D(θ) нормированы к единице по левому краю, где θ=0, т. е. в сечении выгородки малыми каналами. а б Рис. 3. Нормированные к единице данные по γ-разогреву выгородки [1]: а — распределение по радиусу; б — распределение по окружности а б Рис. 4. Нормированные к единице данные по радиационной дозе [2–4]: а — распределение по радиусу; б — распределение по окружности а б ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 3(71).2016 25 Методика параметрического описания входных данных для расчета радиационного распухания ВКУ ВВЭР‑1000 по радиальным распределениям входных данных в сече- нии малыми каналами выгородки (θ = 0) энергоблока № 1 Южно-Украинской АЭС: CH = 6,727 Вт/см3, CD = 1,336 сна/год. Для функций H(R), H(θ) и D(R), D(θ) выполнена нор- мировка к единице данных по всем имеющимся энерго- блокам. На рис. 3 и 4 представлены распределения по ра- диусу и по окружности приведенных к единице данных по γ-разогреву и радиационной дозе в выгородке. Графики H(R) и D(R) построены в сечении выгородки малыми ка- налами, и именно от этого сечения отсчитывается угол θ. Функции H(R) и D(R) нормированы к единице по радиусу ВКУ, функции H(θ) и D(θ) нормированы к единице по ле- вому краю, где θ = 0, т. е. в сечении выгородки малыми каналами. Нормированные к единице функции H и D аппрокси- мированы полиномами n-го порядка с последовательным увеличением n на единицу. Аппроксимационные поли- номы по R и θ выглядят таким образом: 0 0 ( ) , ( ) R nn i j i j i j F R a R F a θ = = = θ = θ∑ ∑ , где nR и nθ — порядок полиномов по R и θ. В работе рассмотрены случаи 1 ≤ nR ≤ 4, 0 ≤nθ ≤ 4. Значения коэффициентов ai и aj аппроксимационных полиномов для всех случаев приведены в табл. 1. Поля температуры T и радиационного распухания esw в выгородке рассчитаны по описанной в [1] методике. Для расчета теплового потока 2 Вт м q      применены гранич- ные условия третьего рода, расчет распухания esw прове- ден без учета напряженного состояния и радиационной ползучести: ( ) ( )5 exp 24 ( ), 0, 5 0,1 67 2,9 10 ,4 %85sw in out D T T q h −ε = ⋅ + ⋅ − ⋅ = − θ − θ  − ⋅ ⋅ − где h — коэффициент теплопередачи, 2 Вт м К [ ]h = ⋅ ; θin — температура материала выгородки; θout — температура те- плоносителя. Результаты расчета поля температуры в выгородке по разработанной методике сравнены с результатами [1] в нескольких характерных точках (A—F, рис. 5). Результаты расчета распухания выгородки после 60 лет эксплуатации сравнены с данными [1] в точках A—B (рис. 6). Значения температуры и распухания из [1] в выбранных точках при- ведены в табл. 2. Методические погрешности δmax определения темпера- туры и распухания выгородки находились по формулам max maxmax 100 %, max 100 % sw sw ii T sw T T T ε  ε − ε −  δ = ⋅ δ = ⋅     ε  , где T, εsw — температура и распухание из [1]; , sw i iT ε — ре- зультаты расчета по разработанной методике; i пробегает значения по всем характерным точкам. Таблица 1. Значения коэффициентов аппроксимационных полиномов n Коэф- фициент аппрокси- мационных полиномов H(R) H(θ) D(R) D(θ) 0 a0 — 1 — 1 1 a0 5,42 1 5,92 1 a1 –2,94 –1,04e–02 –3,28 1,56e–02 2 a0 26,36 1 35,02 1 a1 –28,42 3,87e–02 –38,81 7,08e–02 a2 7,68 –1,84e–03 10,75 –1,84e–03 3 a0 –145,81 1 413,80 1 a1 287,72 4,90e–02 –719,22 –3,15e–02 a2 –185,31 –3,04e–03 416,78 1,08e–02 a3 39,17 3,15e–05 –80,51 –3,04e–04 4 a0 –3313,85 1 2410,41 1 a1 8014,05 2,67e–02 –5566,05 9,75e–02 a2 –7240,28 1,65e–03 4822,15 –1,85e–02 a3 2897,68 –2,56e–04 –1857,39 1,52e–03 a4 –433,63 5,37e–06 268,35 –3,32e–05 Рис. 5. Поле температуры в выгородке из [1], °С (θ θ ),in outq h      24ε 0,55 0,1 67 ·exp 2,9 10 · 485sw D T T         , %. h — коэффициент теплопередачи, 2 Вт[ ] м К h   , θin — температура материала выгородки, θout — температура теплоносителя. Результаты расчета поля температуры в выгородке по разработанной методике сравнены с результатами [1] в нескольких характерных точках (A–F, рис. 5). Результаты расчета распухания выгородки после 60 лет эксплуатации сравнены с данными [1] в точках A–B (рис. 6). Значения температуры и распухания из [1] в выбранных точках показаны в Таблица 2. Методические погрешности maxδ определения температуры и распухания выгородки находились по формулам: max max ε ε ε δ max 100 %, δ max 100 % ε sw sw ii T sw T T T               , где , εswT — температура и распухание из [1]; , εsw i iT — результаты расчета по разработанной методике; i пробегает значения по всем характерным точкам. 420 402 383 365 347 329 310 292 A B C D E F Рис. 6. Поле объемных деформаций распухания в выгородке после 60 лет эксплуатации из [1], % Рис. 5. Поле температуры в выгородке из [1], °С 5.0 3.9 3.3 2.6 2.0 1.3 0.7 0.0 Рис. 6. Поле объемных деформаций распухания в выгородке после 60 лет эксплуатации из [1], % Полученные результаты. Результаты расчета полей температуры и распухания в выгородке для всех аппроксимационных полиномов из табл.1 приведены в Таблица 2. Максимальную точность при расчете температуры выгородки дают полиномы 4-го порядка по R и 2-го порядка по θ. Максимальную точность при расчете распухания выгородки за 60 лет дают полиномы 4-го порядка по R и 1-го порядка по θ. Таблица 2. Результаты расчета полей температуры и распухания в выгородке для всех аппроксимационных полиномов nR nθ TA, °С TB, °С TC, °С TD, °С TE, °С TF, °С maxδ ,%T ε sw A , % ε sw B , % max εδ ,% [1] 420 420 373 408 385 373 4,6 4,2 1 0 424 418 387 495 452 494 32,3 9,3 10,5 151,0 2 414 404 369 416 394 424 13,5 7,6 7,7 82,7 3 420 410 372 407 387 418 12,1 5,5 4,2 19,1 4 423 413 371 401 383 411 10,1 4,9 3,5 16,9 1 1 424 408 373 479 424 442 18,5 9,3 12,7 202,4 2 414 396 359 406 376 391 5,8 7,6 9,5 126,6 3 419 402 362 398 371 387 4,4 5,5 5,5 32,0 4 423 404 360 393 368 382 4,5 4,9 4,7 12,7 1 2 427 438 396 531 463 442 30,2 9,3 18,3 334,7 2 417 422 376 439 400 390 7,5 7,7 14,1 235,3 3 423 430 380 428 392 386 4,9 5,5 8,9 112,4 4 426 432 378 421 388 381 3,2 5,0 7,9 87,5 A B 26 ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 3(71).2016 И. В. Мирзов, С. М. Кандала Полученные результаты. Результаты расчета полей тем- пературы и распухания в выгородке для всех аппрокси- мационных полиномов из табл. 1 приведены в табл. 2. Максимальную точность при расчете температуры выго- родки дают полиномы 4-го порядка по R и 2-го порядка по θ. Максимальную точность при расчете распухания выгородки за 60 лет дают полиномы 4-го порядка по R и 1-го порядка по θ. Поля температуры и распухания выгородки по разра- ботанной методике с применением полиномов, обеспечи- вающих максимальное сходство результатов с [1], пока- заны на рис. 7 и 8. Таблица 2. Результаты расчета полей температуры и распухания в выгородке для всех аппроксимационных полиномов nR nθ TA, °С TB, °С TC, °С TD, °С TE, °С TF, °С max,%Tδ sw Aε , % sw Bε , % max е ,%δ [1] 420 420 373 408 385 373 4,6 4,2 1 0 424 418 387 495 452 494 32,3 9,3 10,5 151,0 2 414 404 369 416 394 424 13,5 7,6 7,7 82,7 3 420 410 372 407 387 418 12,1 5,5 4,2 19,1 4 423 413 371 401 383 411 10,1 4,9 3,5 16,9 1 1 424 408 373 479 424 442 18,5 9,3 12,7 202,4 2 414 396 359 406 376 391 5,8 7,6 9,5 126,6 3 419 402 362 398 371 387 4,4 5,5 5,5 32,0 4 423 404 360 393 368 382 4,5 4,9 4,7 12,7 1 2 427 438 396 531 463 442 30,2 9,3 18,3 334,7 2 417 422 376 439 400 390 7,5 7,7 14,1 235,3 3 423 430 380 428 392 386 4,9 5,5 8,9 112,4 4 426 432 378 421 388 381 3,2 5,0 7,9 87,5 1 3 428 440 394 536 460 445 31,3 9,3 16,1 282,2 2 417 424 375 441 398 393 8,2 7,6 12,2 191,3 3 423 431 379 430 391 389 5,5 5,5 7,6 79,9 4 426 434 377 424 387 383 3,8 4,9 6,6 57,3 1 4 426 440 395 534 459 447 31,0 9,3 14,7 251,0 2 416 424 375 441 398 394 8,0 7,7 11,2 165,7 3 422 432 379 430 390 390 5,3 5,5 6,8 61,1 4 425 435 377 423 387 384 3,6 5,0 5,9 39,5 Рис. 7. Результат расчета поля температуры в выгородке при параметрическом описании входных данных, °С (табл. 2, nR = 4, nθ = 2) 1 3 428 440 394 536 460 445 31,3 9,3 16,1 282,2 2 417 424 375 441 398 393 8,2 7,6 12,2 191,3 3 423 431 379 430 391 389 5,5 5,5 7,6 79,9 4 426 434 377 424 387 383 3,8 4,9 6,6 57,3 1 4 426 440 395 534 459 447 31,0 9,3 14,7 251,0 2 416 424 375 441 398 394 8,0 7,7 11,2 165,7 3 422 432 379 430 390 390 5,3 5,5 6,8 61,1 4 425 435 377 423 387 384 3,6 5,0 5,9 39,5 Поля температуры и распухания выгородки по разработанной методике с применением полиномов, обеспечивающих максимальное сходство результатов с [1], показаны на рис. 7 и 8. При распухании выгородка деформируется в радиальном направлении. В холодном состоянии после 60 лет эксплуатации максимальные перемещения внутренней поверхности выгородки внутрь активной зоны в соответствии с [1] составляют 1,6 мм; максимальные перемещения внешней поверхности наружу — 1,2 мм. В то же время расчет радиальных перемещений выгородки по разработанной методике с применением параметрического описания входных данных дает соответственно 2,1 мм и 1,6 мм для радиальных перемещений выгородки внутрь и наружу активной зоны в холодном состоянии после 60 лет эксплуатации. 435 414 394 373 353 333 312 292 Рис. 7. Результат расчета поля температуры в выгородке при параметрическом описании входных данных, °С (табл. 2, nR=4, nθ=2) Рис. 8. Результат расчета распухания выгородки при параметрическом описании входных данных, % (табл. 2, nR = 4, nθ = 1) 5.0 4.3 3.6 2.8 2.1 1.4 0.7 0.0 Рис. 8. Результат расчета распухания выгородки при параметрическом описании входных данных, % (табл. 2, nR=4, nθ=1) Обсуждение результатов. Рис. 7 и 8 показывают хорошее качественное соответствие получаемых полей температуры и распухания с результатами [1]. Что касается количественного соответствия, по результатам Таблица 2 поле температуры в выгородке определено с относительной погрешностью 3,2 %, относительная погрешность определения распухания — 12,7 %. Относительная погрешность расчета радиальных перемещений по сравнению с результатами [1] составляет приблизительно 33 %. Разработанная методика дает завышенные значения температуры и распухания в точках A–B и, как следствие, более консервативные значения радиальных перемещений выгородки. Это оправдывает применение разработанной методики для первичных оценок технического состояния внутрикорпусных устройств реакторов ВВЭР-1000. ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 3(71).2016 27 Методика параметрического описания входных данных для расчета радиационного распухания ВКУ ВВЭР‑1000 При распухании выгородка деформируется в радиаль- ном направлении. В холодном состоянии после 60 лет эксплуатации максимальные перемещения внутренней поверхности выгородки внутрь активной зоны в соответ- ствии с [1] составляют 1,6 мм; максимальные перемещения внешней поверхности наружу — 1,2 мм. В то же время расчет радиальных перемещений выгородки по разрабо- танной методике с применением параметрического описа- ния входных данных дает соответственно 2,1 мм и 1,6 мм для радиальных перемещений выгородки внутрь и на- ружу активной зоны в холодном состоянии после 60 лет эксплуатации. Обсуждение результатов. Рис. 7 и 8 показывают хоро- шее качественное соответствие получаемых полей темпе- ратуры и распухания с результатами [1]. Что касается ко- личественного соответствия, по результатам табл. 2 поле температуры в выгородке определено с относительной погрешностью 3,2 %, относительная погрешность опреде- ления распухания — 12,7 %. Относительная погрешность расчета радиальных перемещений по сравнению с резуль- татами [1] составляет приблизительно 33 %. Разработанная методика дает завышенные значения температуры и распухания в точках A—B и, как следствие, более консервативные значения радиальных перемещений выгородки. Это оправдывает применение разработанной методики для первичных оценок технического состояния внутрикорпусных устройств реакторов ВВЭР-1000. Выводы Разработана методика параметрического описания по- лей объемных тепловыделений H(R, θ) при γ-разогреве и скорости набора радиационной дозы D(R, θ) в выгородке ядерного реактора ВВЭР-1000. В двумерном случае предла- гается разложить функции H(R, θ) и D(R, θ) на множители H(R, θ) = CH∙H(R)∙H(θ), D(R, θ) = CH∙D(R)∙D(θ), где H(R) = −3313,85 + 8014,05∙R – 7240,28∙R2+2897,68∙R3–433,63∙R4, H(θ) = 1+3,87∙10–2∙θ–1,84∙10–3∙θ2, D(R) = 2410,41 – 5566,05∙R + 4822,15∙R2 – – 1857,39∙R3 + 268,35∙R4, D(θ) = 1+1,56∙10–2∙θ. Амплитуды CH = 6,727 Вт/см3, CD = 1,336 сна/год соот- ветствуют энергоблоку № 1 Южно-Украинской АЭС. Относительные погрешности методики составляют: • 3,2 % при расчете поля температуры, • 12,7 % при расчете распухания, • 33,0 % при расчете радиальных перемещений выгородки. Разработанная методика может применяться для пер- вичных оценок технического состояния внутрикорпусных устройств реакторов ВВЭР-1000. Список использованной литературы 1. Дополнительные работы по оценке технического состоя- ния элементов реактора энергоблока № 1 ОП Южно-Украин- ской АЭС (этап № 6). Оценка радиационного распухания выго- родки : Отчет ИЯИ Ржеж / Пиштора В., Вандлик С., Лауерова Д., Андел И. — 2011. — 141 с. 2. Определение и прогнозирование флюенса нейтронов на внутрикорпусные устройства (выгородка) реактора энергобло- ка № 2 ОП Южно-Украинская АЭС : Технический отчет по этапу 2 / Буканов В. Н., Васильева Е. Г., Гриценко А. В., Демехин В. Л. Пугач А. М., Пугач С. М., Илькович В. В., Рябец А. В.;Институт ядерных исследований НАН Украины. — 2014. — 293 с. 3. Определение и прогнозирование флюенса нейтронов на внутрикорпусные устройства (выгородка, шахта внутрикорпус- ная, блок защитных труб) реактора энергоблока № 1 ОП ЗАЭС : Отчет по этапам 1, 3, 5 договора № 75/140–14 / Буканов В. Н., Васильева Е. Г., Гриценко А. В., Демехин В. Л. Пугач А. М., Пу- гач С. М., Илькович В. В., Рябец А. В.; Институт ядерных иссле- дований НАН Украины. — 2014. — 330 с. 4. Определение и прогнозирование флюенса нейтронов на внутрикорпусные устройства (выгородка, шахта внутрикорпус- ная, блок защитных труб) реактора энергоблока № 2 ОП ЗАЭС: Отчет по этапам 2, 4, 6 договора № 75/140–14 / Буканов В. Н., Васильева Е. Г., Гриценко А. В., Демехин В. Л. Пугач А. М., Пу- гач С. М., Илькович В. В., Рябец А. В.; Институт ядерных иссле- дований НАН Украины. — 2014. — 332 с. References 1. Pishtora, V., Vandlik, S., Lauerova, D., Andel, I. (2011), “Addi- tional Efforts of Assessing Technical State of SUNPP-1 Reactor Com- ponents. Assessment of Radiation Swelling of Core Baffle. NRI REZ Report.” [Dopolnitelnyiie raboty po otsenke tekhnicheskogo sostoiani- ia elementov reaktora energobloka No. 1 OP Yuzhno-Ukrainskoi AES (etap No. 6). Otsenka radiatsionnogo raspukhaniia vygorodki: Otchiot IYaI Rzhezh], 141 p. (Rus) 2. Bukanov, V.N., Vasilieva, Ye.G., Hrytsenko, A.V., Demekhin, V.L., Pugach, A.M., Pugach, S.M., Iliikovich, V.V., Riabets, A.V. (2014), “Definition and Prediction of Neutron Fluence on SUNPP-2 Reactor Internals (Core Baffle): Technical Report on Stage 2” [Opredeleniie i prognozirovaniie fliuensa neitronov na vnutrikorpusnyiie ustroistva (vygorodka) reaktora energobloka No. 2 OP Yuzhno-Ukrainskaia AES: Tekhnicheskii otchiot po etapu 2], Institute for Nuclear Research of NAS of Ukraine, 293 p. (Rus) 3. Bukanov, V.N., Vasilieva, Ye.G., Gritsenko, A.V., Demekhin, V.L., Pugach, A.M., Pugach, S.M., Ilkovich, V.V., Riabets, A.V. (2014), “Defi- nition and Prediction of Neutron Fluence on Reactor Internals (Core Baffle, Reactor Cavity, Upper Internals) of ZNPP-1: Report on Stag- es 1, 3, 5 under Agreement 75/140–14” [Opredeleniie i prognozirovaniie fliuensa neitronov na vnutrikorpusnyie ustroistva (vygorodka, shakhta vnutrikorpusnaia, blok zashchitnykh trub) reaktora energobloka No. 1 OP ZAES: Otchiot po etapam 1, 3, 5 dogovora No. 75/140–14], Insti- tute of Nuclear Research of NAS of Ukraine, 330 p. (Rus) 4. Bukanov, V.N., Vasilieva, Ye.G., Gritsenko, A.V., Demekhin, V.L., Pugach, A.M., Pugach, S.M., Ilkovich, V.V., Riabets, A.V. (2014), “Defi- nition and Prediction of Neutron Fluence on Reactor Internals (Core Baffle, Reactor Cavity, Upper Internals) of ZNPP-2: Report on Stages 2, 4, 6 under Agreement 75/140–14” [Opredeleniie i prognozirovaniie fliuensa neitronov na vnutrikorpusnyie ustroistva (vygorodka, shakhta vnutrikorpusnaia, blok zashchitnykh trub) reaktora energobloka No. 2 OP ZAES: Otchiot po etapam 2, 4, 6 dogovora No. 75/140–14], Insti- tute of Nuclear Research of NAS of Ukraine, 332 p. (Rus) Получено 08.07.2016.

Методика параметрического описания входных данных для расчета радиационного распухания ВКУ ВВЭР-1000

Institution

Ähnliche Einträge