Математическое моделирование развития запроектной аварии внутри корпуса реактора на быстрых нейтронах
Автор: Баженов В.Г., Жестков М.Н., Замятин В.А., Кибец А.И.
Статья в выпуске: 3, 2015 года.
Бесплатный доступ
В трехмерной постановке рассматривается процесс нестационарного деформирования конструкции реактора на быстрых нейтронах с жидким теплоносителем в условиях постулируемой запроектной аварии типа ULOF (Unprotected Loss of Flow). Под этой аварией понимается расплавление активной зоны, вызванное отключением главных циркуляционных насосов первого контура с сопутствующим несрабатыванием аварийной защиты. В результате расплавления активной зоны реактора образуется область энерговыделения с повышенным уровнем давления, заполненная парами натрия. Прогрессирующее расширение области энерговыделения в теплоносителе приводит к росту уровня напряженно-деформированного состояния корпуса реактора и может привести к его разрушению. В этих условиях реакторная установка должна сохранять герметичность, обеспечивать локализацию последствий запроектной аварии внутри силового корпуса и не допускать опасного радиационного воздействия на персонал атомной станции и окружающую среду. Для описания движения теплоносителя и конструктивных элементов реактора применяется текущая лагранжевая формулировка. Уравнение движения выводится из баланса виртуальных мощностей. В качестве физических соотношений для металлов применяются уравнения теории пластического течения. В теплоносителе девиаторные компоненты напряжений полагаются равными нулю, а связь между гидростатическим давлением и плотностью берется в виде уравнения состояния квазиакустического типа. Контакт теплоносителя с конструктивными элементами реактора моделируется условиями непроникания. Решение задачи основывается на моментной схеме метода конечных элементов и явной конечно-разностной схеме интегрирования по времени типа «крест», реализованных в рамках вычислительной системы «Динамика-3». Численно исследуется изменение напряженно-деформированного состояния корпуса реактора на быстрых нейтронах в условиях запроектной аварии типа ULOF. Анализируется возможность локализации последствий запроектной аварии внутри силового корпуса реактора.
Реактор, запроектная авария, гидродинамическое давление, метод конечных элементов, прочность
Короткий адрес: https://sciup.org/146211573
IDR: 146211573 | DOI: 10.15593/perm.mech/2015.3.01
Список литературы Математическое моделирование развития запроектной аварии внутри корпуса реактора на быстрых нейтронах
- Концептуальные положения стратегии развития ядерной энергетики России в 21 веке/Авронин Е.Н. ; ОАО «НИКИЭТ». -М., 2012. -62 с.
- О стратегии ядерной энергетики России до 2050 года/П.Н. Алексеев, В.Г. Асмолов, А.Ю. Гагаринский, Н.Е. Кухаркин, Ю.М. Семченков, В.А. Сидоренко, С.А. Субботин, В.Ф. Цибульский, Я.И. Штромбах; НИЦ «Курчатовский институт». -М., 2012. -144 с.
- Крышев И.И., Рязанцев Е.П. Экологическая безопасность ядерно-энергетического комплекса России. -М.: ИздАТ, 2010. -496 с.
- Final Report of the International Mission on Remediation of Large Contaminated Areas Off-Site the Fukushima DaiIchi NPP. 7-15 October 2011. -Vienna: IAEA, 2011. -80 p.
- Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ-88/97, НП-001-97 (ПНАЭ Г-01-011-97) -М.: Энергоатомиздат, 1998.
- Расчет напряженно-деформированного состояния корпусов реакторов типа БН в условиях гипотетической аварии/В.Г. Баженов //Машиноведение. -М.: Наука, 1985. -№ 3. -С. 62-68.
- Волков А.В., Кузнецов И.А. Усовершенствованная модель кипения натрия для анализа аварий в быстром реакторе//Известия вузов. Ядерная энергетика. -2006. -№ 2. -С. 101-111.
- Ашурко Ю.М., Волков А.В., Раскач К.Ф. Разработка программных модулей для расчета запроектных аварий в быстрых реакторах с учетом пространственно-временной кинетики//Атомная энергия. -2013. -Т. 114, № 2. -С. 63-67.
- Использование кода СОКРАТ-БН для расчета задач с кипением натрия и воды в элементах ЯЭУ/А.А. Бутов //Известия высших учебных заведений. Физика. -2012. -Т. 55, № 2/2. -С. 137-141.
- Ninokata H. A Comparative Overview of Thermal Hydraulic Characteristics of Integrated Primary System Nuclear Reactors//Journal of Nuclear Engineering and Technology. -2006. -Vol. 38. -No. 1. -Р. 33-44.
- Experimental verification of the fast reactor safety analysis code SIMMER-III for transient bubble behavior with condensation/K. Morita, T. Matsumoto, K. Fukuda, Y. Tobita, H. Yamano, I. Sato//Nuclear Engineering and Design. -2008. -Vol. 238. -Р. 49-56.
- Поздеев А.А., Трусов П.В., Няшин Ю.И. Большие упругопластические деформации: теория, алгоритмы, приложения. -М.: Наука, 1986. -232 с.
- Коробейников С.Н. Нелинейное деформирование твердых тел. -Новосибирск: Изд-во СО РАН, 2000. -262 с.
- Bathe K.-Y. Finite element procedures. -New Jersey: Upper Saddle River «Prentice Hall», 1996. -1037p.
- Волков И.А., Коротких Ю.Г. Уравнения состояния вязкоупругопластических сред с повреждениями. -М.: Физматлит, 2008. -424 с.
- Верификация конечно-элементного решения трехмерных нестационарных задач упругопластического деформирования, устойчивости и закритического поведения оболочек/А.А. Артемьева //Вычислительная механика сплошных сред. -2010. -Т. 3, № 2. -С. 5-14.
- Аннин Б.Д., Коробейников С.Н. Допустимые формы упругих законов деформирования в определяющих соотношениях упругопластичности//Сиб. журн. индустр. мат. -1998. -Т. 1, № 1. -С. 21-34.
- Баженов В.Г., Кибец А.И., Цветкова И.Н. Численное моделирование нестационарных процессов ударного взаимодействия деформируемых элементов конструкций//Проблемы машиностроения и надежности машин. -1995. -№ 2. -С. 20-26.
- Голованов А.И., Тюленева О.Н., Шигабутдинов А.Ф. Метод конечных элементов в статике и динамике тонкостенных конструкций. -М.: Физматлит, 2006. -391 с.
- Конечно-элементное моделирование упругопластического выпучивания незамкнутых сферических оболочек при сжатии/В.Г. Баженов, А.А. Артемьева, Е.Г. Гоник, А.И. Кибец, Д.В. Шошин, Т.Г. Федорова//Проблемы прочности и пластичности. -2012. -№ 74. -С. 84-91.
- Метод конечных элементов в механике твердых тел/под ред. А.С. Сахарова и И. Альтенбаха. -Киев: Вища школа; Лейпциг: ФЕБ Фахбухферлаг, 1982. -480 с.
- Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-002-86). -М.: Энергоатомиздат, 1989.
