Модель опускного участка реактора ВВЭР-1000
Показаны особенности моделирования опускного участка реактора для анализа термических нагрузок на корпус реактора. Приведена модель опускного участка, которая применялась при выполнении анализов в обоснование сопротивления хрупкому разрушению корпусов реакторов энергоблоков № 1 Южно-Украинской и...
Gespeichert in:
| Datum: | 2011 |
|---|---|
| Hauptverfasser: | , , , |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | Russian |
| Veröffentlicht: |
Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
2011
|
| Schriftenreihe: | Ядерна та радіаційна безпека |
| Online Zugang: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97435 |
| 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: | Модель опускного участка реактора ВВЭР-1000 / Ю.П. Алексеев, А.И. Бережной, А.С. Мазурок, А.В. Корницкий // Ядерна та радіаційна безпека. — 2011. — № 3. — С. 44-46. — Бібліогр.: 10 назв. — рос. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-97435 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-974352025-02-10T00:17:24Z Модель опускного участка реактора ВВЭР-1000 Модель опускної ділянки реактора ВВЕР-1000 Model of WWER-1000 Reactor Downcomer Алексеев, Ю.П. Бережной, А.И. Мазурок, А.С. Корницкий, А.В. Показаны особенности моделирования опускного участка реактора для анализа термических нагрузок на корпус реактора. Приведена модель опускного участка, которая применялась при выполнении анализов в обоснование сопротивления хрупкому разрушению корпусов реакторов энергоблоков № 1 Южно-Украинской и № 3 Ровенской АЭС. Розглянуто особливості моделювання опускної ділянки реактора для аналізу термічних навантажень на корпус реактора. Наведено модель опускної ділянки, яка використовувалася в процесі виконання аналізів в обґрунтування опору крихкому руйнуванню корпусів реакторів енергоблоків № 1 Южно-Української та № 3 Рівненської АЕС. Features of the reactor downcomer model for analysis of reactor vessel thermal stresses are presented. The downcomer model was used during PTS study for South Ukraine-1 and Rivne-3 reactor pressure vessels. 2011 Article Модель опускного участка реактора ВВЭР-1000 / Ю.П. Алексеев, А.И. Бережной, А.С. Мазурок, А.В. Корницкий // Ядерна та радіаційна безпека. — 2011. — № 3. — С. 44-46. — Бібліогр.: 10 назв. — рос. 2073-6231 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97435 621.039.058 ru Ядерна та радіаційна безпека application/pdf 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 |
Показаны особенности моделирования опускного участка реактора для анализа
термических нагрузок на корпус реактора. Приведена модель опускного участка,
которая применялась при выполнении анализов в обоснование сопротивления хрупкому
разрушению корпусов реакторов энергоблоков № 1 Южно-Украинской и № 3 Ровенской
АЭС. |
| format |
Article |
| author |
Алексеев, Ю.П. Бережной, А.И. Мазурок, А.С. Корницкий, А.В. |
| spellingShingle |
Алексеев, Ю.П. Бережной, А.И. Мазурок, А.С. Корницкий, А.В. Модель опускного участка реактора ВВЭР-1000 Ядерна та радіаційна безпека |
| author_facet |
Алексеев, Ю.П. Бережной, А.И. Мазурок, А.С. Корницкий, А.В. |
| author_sort |
Алексеев, Ю.П. |
| title |
Модель опускного участка реактора ВВЭР-1000 |
| title_short |
Модель опускного участка реактора ВВЭР-1000 |
| title_full |
Модель опускного участка реактора ВВЭР-1000 |
| title_fullStr |
Модель опускного участка реактора ВВЭР-1000 |
| title_full_unstemmed |
Модель опускного участка реактора ВВЭР-1000 |
| title_sort |
модель опускного участка реактора ввэр-1000 |
| publisher |
Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України |
| publishDate |
2011 |
| url |
https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/97435 |
| citation_txt |
Модель опускного участка реактора ВВЭР-1000 / Ю.П. Алексеев, А.И. Бережной, А.С. Мазурок, А.В. Корницкий // Ядерна та радіаційна безпека. — 2011. — № 3. — С. 44-46. — Бібліогр.: 10 назв. — рос. |
| series |
Ядерна та радіаційна безпека |
| work_keys_str_mv |
AT alekseevûp modelʹopusknogoučastkareaktoravvér1000 AT berežnoiai modelʹopusknogoučastkareaktoravvér1000 AT mazurokas modelʹopusknogoučastkareaktoravvér1000 AT kornickiiav modelʹopusknogoučastkareaktoravvér1000 AT alekseevûp modelʹopusknoídílânkireaktoravver1000 AT berežnoiai modelʹopusknoídílânkireaktoravver1000 AT mazurokas modelʹopusknoídílânkireaktoravver1000 AT kornickiiav modelʹopusknoídílânkireaktoravver1000 AT alekseevûp modelofwwer1000reactordowncomer AT berežnoiai modelofwwer1000reactordowncomer AT mazurokas modelofwwer1000reactordowncomer AT kornickiiav modelofwwer1000reactordowncomer |
| first_indexed |
2025-12-02T02:51:37Z |
| last_indexed |
2025-12-02T02:51:37Z |
| _version_ |
1850363240453767168 |
| fulltext |
44 Ядерна та радіаційна безпека 3 (51).2011
В
соответствии с «Энергетической стратегией Украи-
ны на период до 2030 года» [1] планируется сохра-
нение доли производства электроэнергии на атом-
ных электростанциях (АЭС) на уровне 2005 года
(т. е. около половины суммарного количества
электроэнергии, производимой в стране). Для решения этой
задачи необходим ввод в эксплуатацию ряда новых энерго-
блоков и продление сроков эксплуатации всех существую-
щих энергоблоков. Продление сроков эксплуатации эконо-
мически выгодно, поскольку уровень капитальных затрат,
необходимых для этого (выполнение анализов, модерниза-
ция оборудования и систем реакторной установки), значи-
тельно ниже, чем при строительстве новых энергоблоков.
Продление эксплуатации действующих энергоблоков
имеет ряд преимуществ перед строительством новых по
технической эффективности и надежности. В частности,
на существующих энергоблоках уже создана и проверена
временем организационная структура производства; ра-
ботает опытный персонал, знающий и эксплуатирующий
установку в течение десятков лет; имеется все необходимое
для обеспечения жизнедеятельности (линии электропере-
дачи, гидротехнические сооружения, санитарно-защитная
зона, транспорт и т. д.).
С другой стороны, при продлении эксплуатации воз-
никает ряд специфических задач (проблем), связанных,
прежде всего, с тем, что за проектное время эксплуатации
энергоблоков возрос уровень науки и техники и, как след-
ствие, повысились требования к безопасности АЭС, часть
проектных решений морально устарела, а некоторое обо-
рудование физически износилось.
Для преодоления недостатков, связанных с ужесточени-
ем требований к безопасности АЭС, выполняется анали-
тическая оценка существующих энергоблоков на соответ-
ствие требованиям действующей нормативно-технической
документации и разрабатываются программы повышения
безопасности АЭС (такие как CПБ КМУ [2]). После этого
выполняются модернизации отдельных систем и элементов
реакторной установки (РУ), призванные устранить обнару-
женные по результатам анализа дефициты безопасности.
Одним из основных элементов РУ является корпус ре-
актора (КР) — самый дорогой и сложный, с точки зрения
изготовления и замены, элемент энергоблока.
При работе энергоблока в течение проектного срока экс-
плуатации на корпус реактора воздействуют нейтронное из-
лучение активной зоны (флюенс нейтронов), теплоноситель
первого контура с высокими температурой и давлением на
протяжении большей части проектного срока эксплуатации;
циклические нагрузки, связанные с переходными режима-
ми нормальной эксплуатации, резкие изменения парамет-
ров при возможных нарушениях нормальной эксплуатации
и проектных авариях, эрозия, коррозия и т. д.
Обоснование обеспечения работоспособности КР в сверх-
проектный срок включает выполнение аналитической оцен-
ки результатов воздействия негативных факторов, описан-
ных выше, неразрушающего контроля КР, и возможно,
восстановительный отжиг КР. Например, весь комплекс ра-
бот, включая отжиг (в 2010 г.), выполнен для корпуса реак-
тора энергоблока № 1 Ровенской АЭС в рамках продления
срока эксплуатации.
Важной составляющей этой работы является обоснование
сопротивления хрупкому разрушению (СХР) корпуса реак-
тора. Это комплексная задача, состоящая из серии после-
довательных, вероятностных, теплогидравлических и проч-
ностных анализов. Методика и подходы к выполнению
УДК 621.039.058
Ю. П. Алексеев1, А. И. Бережной1,
А. С. Мазурок2, А. В. Корницкий1
1Государственный научно-технический центр по ядерной
и радиационной безопасности, г. Киев, Украина
2ООО «Атомэнергосервис», г. Киев, Украина
Модель опускного участка
реактора ВВЭР-1000
Показаны особенности моделирования опускного участка
реактора для анализа термических нагрузок на корпус реак-
тора. Приведена модель опускного участка, которая приме-
нялась при выполнении анализов в обоснование сопротивле-
ния хрупкому разрушению корпусов реакторов энергоблоков
№ 1 Южно-Украинской и № 3 Ровенской АЭС.
К л ю ч е в ы е с л о в а: корпус реактора, опускной участок,
термическая нагрузка, сопротивление хрупкому разрушению,
теплогидравлическая модель, термоудар.
Ю. П. Алексєєв, А. І. Бережний, О. С. Мазурок,
О. В. Корницький
Модель опускної ділянки реактора ВВЕР-1000
Розглянуто особливості моделювання опускної ділянки
реактора для аналізу термічних навантажень на корпус ре-
актора. Наведено модель опускної ділянки, яка використо-
вувалася в процесі виконання аналізів в обґрунтування опо-
ру крихкому руйнуванню корпусів реакторів енергоблоків
№ 1 Южно-Української та № 3 Рівненської АЕС.
К л ю ч о в і с л о в а: корпус реактора, опускна ділянка, тер-
мічне навантаження, опір крихкому руйнуванню, теплогідрав-
лічна модель, термоудар.
© Ю. П. Алексеев, А. И. Бережной, А. С. Мазурок, А. В. Корницкий,
2011
Ядерна та радіаційна безпека 3 (51).2011 45
Модель опускного участка реактора ВВЭР-1000
теплогидравлического анализа в обоснование СХР КР из-
ложены в [3].
Работы в части теплогидравлических анализов в обос-
нование СХР КР энергоблоков № 1 ЮУАЭС и № 3 РАЭС
выполнялись и выполняются в рамках сотрудничества Обо-
собленного подразделения «Бюро аналитических исследова-
ний безопасности АЭС» ГНТЦ ЯРБ и Института ядерных
исследований, г. Ржеж, Чешская Республика [4, 5] в области
оценки технического состояния корпусов реакторов.
Для выполнения данных анализов обычно исполь-
зуются модели ядерной паро-производящей установки
(ЯППУ) для системных теплогидравлических кодов RELAP,
ATHLET, TRACE и т. д. При этом особое внимание уде-
ляется моделированию опускной камеры реактора (ОКР),
так как используемые обычно в рамках разработки отче-
тов по анализу безопасности теплогидравлические модели
ЯППУ не позволяют получить детальное распределение
давления, температур и коэффициентов теплоотдачи на
внутренней поверхности стенки корпуса реактора вследст-
вие упрощенного моделирования ОКР (одним — четырьмя
вертикальными каналами).
Таким образом, для анализа термических нагрузок на
корпус реактора потребовалась доработка существующих
теплогидравлических моделей с увеличением количества
ячеек в ОКР.
На первом этапе выполнен анализ моделей ОКР, исполь-
зуемых для аналогичных оценок в других странах (США,
Чехия, Германия, Россия и т. д.). Модели ОКР для энерго-
блоков США типа PWR [№ 1 Oconee NPP (проект Babcock
and Wilcox), № 1 Beaver Valley NPP (проект Westinghouse)
и Palisades NPP (проект Combustion Engineering)] в целях
выполнения анализа влияния термоудара на корпус реак-
тора были доработаны путем разбивки на равные азиму-
тальные участки (шесть участков по 60°) [6]. Равная азиму-
тальная разбивка применялась и в Украине [7], Чехии [8],
Германии [9]. Так, в работе [7] ОКР моделировалась 20 рав-
ными вертикальными каналами по 18°каждый, в [8] — 8 ка-
налами по 45°, в [9] — 16 каналами по 22,5°. К недостаткам
данного подхода можно отнести неточность присоединения
патрубков САОЗ и петель ГЦТ (например, 3° и 0,5° соот-
ветственно [7]), влияющую на результаты расчета, а также
несоблюдение принципа гидродинамического подобия для
соединяемых элементов и, как следствие, вынужденное ис-
ключение уравнения сохранения момента импульса во из-
бежание расчетной нестабильности.
Исходя из сказанного, актуальной стала разработка
модели, позволяющей получить реалистичное поведение
теплоносителя и избежать недостатков, касающихся неус-
тойчивости поведения расходов в ОКР. При выполнении
расчетов с использованием данной модели не была выяв-
лена неустойчивость поведения расходов в ОКР, поэтому
исключение уравнения сохранения моментов импульса
не потребовалось.
Основная часть ОКР была разбита на 12 параллельных
вертикальных каналов типа annulus по окружности, каж-
дый из которых разделен на 9 элементарных объемов по
высоте (рис. 1).
Четыре вертикальных канала (011, 013, 017, 019) связаны
с входными патрубками главного циркуляционного трубо-
провода (ГЦТ) компонентой mtpljun 008-01,02,03,04, два (014
и 020) — с входными патрубками гидроемкостей (ГЕ) си-
стемы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) ком-
понентой mtpljun 008-05,06, шесть оставшихся (012, 015, 016,
018, 021, 022) моделируют вертикальные каналы опускного
участка между входными патрубками ГЦТ и ГЕ САОЗ.
Каждому входному патрубку ГЦТ соответствует 30°-й
сектор ОКР, патрубкам ГЕ САОЗ — 34°-й, остальные сек-
тора представлены углами 25° и 30,5°.
Элементарные объемы соседних параллельных каналов
соединены поперечными гидравлическими связями с ис-
пользованием компонентов mtpljun (023 и 024).
Пространственное изображение нодализации ОКР
приведено на рис. 2, где показан переход от базовой к бо-
лее детализированной модели, разработанной для анализа
термических нагрузок на корпус реактора.
Верхняя тупиковая часть опускного участка реактора
в зоне разделительного кольца смоделирована двумя гид-
равлическими элементами (ГЭ) — 009 и 010 типа branch.
Данные ГЭ содержат соединения с основной частью опуск-
ного участка реактора, а также связи опускного участка
с верхней камерой смешения через протечку в зоне разде-
лительного кольца.
В соответствии с ренодализацией ОКР, изменения потре-
бовали также тепловые структуры, моделирующие корпус
и шахту реактора. Исходя из методики VERLIFE [10], для
корпуса реактора применены обновленные свойства стали
15Х2НМФА.
Такое моделирование опускного участка реактора позво-
ляет обеспечить реалистичное распределение расходов теп-
лоносителя, в том числе взаимное перемешивание потоков
Рис. 1. Опускной участок реактора
46 Ядерна та радіаційна безпека 3 (51).2011
Ю. П. Алексеев, А. И. Бережной, А. С. Мазурок, А. В. Корницкий
с различной температурой, но не дает возможности отсле-
дить температурную стратификацию жидкости в элементах
ОКР в поперечном направлении, поэтому для части сцена-
риев дополнительно выполняется анализ перемешивания.
Кроме того, для оценки результатов расчетных обосно-
ваний, разработки отчетной документации и получения
граничных условий для анализа перемешивания и проч-
ностного анализа модели ЯППУ были расширены блока-
ми контрольных переменных с вычислением параметров
в ОКР: минимальной температуры теплоносителя, макси-
мального коэффициента теплоотдачи, давления и темпера-
тур в каждой из 108 ячеек (см. рис. 2), температуры на по-
верхности внутренней поверхности корпуса реактора и т. д.
Выводы
Моделирование разбивки на элементарные объемы по
высоте и окружности позволяет получить реалистическое
поведение теплоносителя: детальное распределение тем-
пературы теплоносителя, температуры на внутренней по-
верхности корпуса реактора и коэффициентов теплоотда-
чи с внутренней поверхности корпуса реактора.
Для удобства интерпретации полученных результатов
расчетных обоснований в модель ЯППУ добавлен блок
контрольных переменных, позволяющий получить рас-
пределение основных параметров в ОКР.
Список литературы
1. Енергетична стратегія України на період до 2030 року (із змі-
нами та доповненнями, внесеними розпорядженням Міністерства
палива та енергетики України від 26 березня 2008 року): Розпо-
рядження Кабінету Міністрів України від 15 березня 2006 року
№ 145-р.
2. Сводная программа повышения безопасности энергоблоков
АЭС Украины / М-во топлива и энергетики Украины; ГП «НАЭК
“Энергоатом”». — 2010.
3. Алексеев, Ю. П. Методика выполнения теплогидравлических
анализов в обоснование сопротивления хрупкому разрушению
корпуса реактора / Ю. П. Алексеев, А. И. Бережной, Г. В. Громов,
А. С. Мазурок // Вторая междунар. науч.-практ. конференция «По-
вышение безопасности и эффективности АЭС». — Одесса, 2010.
4. Южно-Украинская АЭС. Энергоблок № 1. Теплогидравли-
ческие анализы аварийных режимов реакторной установки для
обоснования сопротивления хрупкому разрушению корпуса реак-
тора энергоблока № 1 ЮУАЭС. Выбор сценариев для проведения
теплогидравлических анализов. Доработка и описание модели
RELAP5. О8/7Е8043.110.ОД.1 / ОП Бюро ГНТЦ ЯРБ. — К., 2008.
5. Ривненская АЭС. Энергоблок № 3. Теплогидравлические
анализы аварийных режимов реакторной установки для обосно-
вания сопротивления хрупкому разрушению корпуса реактора
энергоблока № 3 РАЭС. Выбор сценариев для проведения тепло-
гидравлических анализов. Доработка и описание модели RELAP5.
О2/10Y0025.110.ОД.1 / ОП Бюро ГНТЦ ЯРБ. — К., 2010.
6. Arcieri, W. C. Thermal-Hydraulic Evaluation of Pressurized
Thermal Shock / W.C. Arcieri, R.M. Beaton, C.D. Fletcher,
D.E. Bessette // ISL, Inc., NUREG/CR-1809, October 2005.
7. Отчет по научно-исследовательской работе: Комплекс-
ные теплогидравлические анализы для исследования влияния
термошока. Разработка теплогидравлической модели реактора
ВВЭР-1000 для оценки влияния термошока корпуса реактора
с использованием компьютерного кода RELAP5/mod3.2. Этап 2 /
ГНТЦ ЯРБ. — К., 2010.
8. Kral, Pavel. RELAP5 System T/H Analysis of SBLOCA for
PTS Evalution of VVER-440/213 with 1-D and 2-D Nodalization of
Reactor Downcomer. Revised version of a CAMP presentation. 11316T.
Bethesda. October 1999.
9. Sievers, �., Sonnenburg, H.-G. Modelling of Thermal-hydraulic
Loads and Mechanical Stresses on Reactor Pressure Vessels. Forum for nuclear
safety “EUROSAFE 1999”. Seminar B. — www.eurosafe-forum.org/
files/b1.pdf.. Paris. 1999.
10. Unified Procedure for Lifetime Assessment of Components
and Piping in VVER NPPs “VERLIFE”, ver. 2008, Report Number:
COVERS-WP4-D4.10, Project COVERS of 6th Framework Programme
of EU, Contract N°12727 (FI60). Workpackage: WP4 Material and
Equipment Ageing. Řež. April. 2008.
Надійшла до редакції 21.04.2011.
Рис. 2. Пространственное изображение нодализации ОКР:
а — базовая модель ОКР; б — модель ОКР для анализа термических нагрузок
а б
|