Диссертация (1026034), страница 3
Текст из файла (страница 3)
Н.Э. Баумана(Москва, 2016 г).– Научный семинар кафедры прикладной механики МГТУ им. Н.Э. Баумана(Москва, 2016).По теме диссертации опубликована 21 работа, из них 7, входящих вПеречень ведущих периодических изданий, рекомендованных ВАК РФ, 1статья в зарубежном научном издании, входящем в реферативную базу Scopus,общим объемом 6.55 п.л.Структура и объем работыДиссертация состоит из введения, пяти глав, выводов и спискалитературы.
Материалы исследований изложены в работе на 157 страницах сил. и 7 табл. Библиография работы содержит 116 наименований.БлагодарностиАвтор выражает благодарность научному руководителю профессоруДанилову В.Л. за неоценимый вклад и помощь при выборе темы диссертации, атакже за содействие автору в период работы над диссертацией. Работавыполнена при финансовой поддержке Стипендии Президента РФ, которой былпремирован автор с 2013 по 2015 гг., а также гранта РФФИ №14-083170814_мол_а с 2014 по 2015 гг.
Вместе с этим, автор выражает благодарностьсотрудникам НИИ АПП НУК РК МГТУ им. Н.Э. Баумана Киселеву И.А. иВоронову С.А. за предоставление условий для работы над диссертацией.13Глава1.АНАЛИТИЧЕСКИЙОБЗОРИССЛЕДОВАНИЙРЕЛАКСАЦИОННОЙ СТОЙКОСТИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИВ настоящей главе приводится обзор известных расчетных методикформоизменения ТВС. В первом разделе настоящей главы приведеныактуальные вопросы обоснования прочности реакторной установки, указаныроль и место расчетов формоизменения ТВС в широком кругу расчетныханализов. Во втором разделе описаны предпосылки, которые послужилиразработке расчетных методик формоизменения ТВС. Далее, в третьем разделе,приводитсяанализфакторов,влияющихнаформоизменениеТВС,описываются способы отражения факторов в расчетной методике.
Четвертыйраздел главы посвящен описанию типов расчетных методик, анализудостоинств и недостатков каждого из подходов.1.1. Актуальные проблемы расчетного обоснования прочностиреакторной установкиОбоснование прочности и безопасности элементов реакторной установкииграет существенную роль при проектировании атомной энергетическойстанции и при продлении сроков службы реактора [80]. В процессе развитиярасчетных методов обоснования прочности элементов реакторной установкивыработалась определенная система: нормы расчетов на прочность [48],регламентирующая и упорядочивающая подходы к учету в проекте различныхрасчетных анализов.В основном, нормы расчетов на прочность охватывают вопросыобоснования прочности, связанные с проектированием новой реакторнойустановки.
Однако, многие вопросы, возникающие в процессе эксплуатацииреакторной установки и требующие решения, еще не нашли своего отражения внормативных документах.14В работе [80] приводится классификация актуальных проблем прочностиреакторной установки, входящих и не входящих в нормативные документы(Рис. 1.1).Актуальные проблемы расчетного обоснованияпрочности реакторной установкиНормативные расчеты напрочностьСпециальные анализы,выполняемые за пределамидействия нормРасчет на циклическуюпрочностьВероятностный анализразрушенияРасчет на сопротивлениехрупкому разрушениюАнализы возможныхпоследствий аварийРасчет на вибропрочностьРасчеты конструкций,находящихся в интенсивныхнейтронных поляхРасчет на динамическиенагрузкиРасчеты трубопроводов припостулированных разрывахРасчеты формоизменениятвэлов, ТВС и активной зоныРис.
1.1.Классификация актуальных проблем прочности реакторной установки, [80]Необходимость расчетного обоснования прочности реакторной установкивызвана сложностью физических процессов, происходящих в активной зоне.Расчеты на циклическую прочность и вибропрочность конструктивныхэлементов активной зоны производятся вследствие воздействия пульсирующихнагрузок от теплоносителя. Расчет на динамические нагрузки производится с15целью учета обтекания турбулентным потоком теплоносителя элементовактивной зоны [50, 51, 98]. Расчет на сопротивление хрупкому разрушениюособенно актуален для корпуса реактора, поскольку срок службы корпусареактора сопоставим со сроком службы реактора и охрупчивание материалакорпуса реактора усугубляется наличием интенсивного нейтронного облученияв активной зоне.Специальныеанализы,выполняемыезапределаминормативныхдокументов, в основном относятся к проблемам, возникающим в процессеэксплуатации.
Вероятностный анализ разрушения, основанный на моделяхстатистическоймеханики,требуетсядляобоснованиянадежностиоборудования реактора. Анализы возможных последствий аварий выполняютсяс целью получения представления о путях развития наиболее вероятныхпроектных и запроектных аварий [68], с целью прогнозирования конечногосостояния конструкции. К особому классу задач относятся исследованияповеденияматериаловиконструкцийпривоздействииинтенсивногонейтронного облучения. При расчетах трубопроводов важным являетсяпрогнозирование образования дефектов при воздействии эксплуатационныхнагрузок.
Расчеты формоизменения твэлов, ТВС и активной зоны появилисьвследствие необходимости решения проблем искривления конструкций,возникших в ходе эксплуатации первых реакторов ВВЭР.Таким образом, анализ прочности реакторной установки охватываетширокий круг проблем, требующих расчетного обоснования, и вопросформоизменения ТВС является одним из актуальных, но не единственным приобосновании прочности реакторной установки.1.2. Предпосылки создания расчетных методик релаксационнойстойкости тепловыделяющей сборкиСоздание реакторов ВВЭР-1000 являлось логическим продолжениемразвития серийных реакторов ВВЭР-440 с целью повышения мощности16энергоблоков [82].
Проект ВВЭР-1000 разрабатывался с применением опытаэксплуатации первых реакторов ВВЭР-1, ВВЭР-2, ВВЭР-3М и серийногоВВЭР-440. Уже в 1971 г. ОКБ «Гидропресс» разработало проект ВВЭР-1000 [2]и 30 мая 1980 г. в сеть был включен 5-эй энергоблок Нововоронежской АЭС спервым реактором ВВЭР-1000.Основой любого реактора является активная зона, которая состоит изнабора тепловыделяющих сборок. В тепловыделяющих сборках происходитвыделение тепла, которое передается теплоносителю, и далее преобразуется вмеханическую и электрическую энергию.Тепловыделяющая сборка реактора ВВЭР-1000 состоит из пучка твэлов,посаженных с натягом в ячейках дистанционирующих решеток (Рис. 1.1), [38].Материал твэлов и ДР – циркониевый сплав Э110.Рис. 1.2.Тепловыделяющая сборка17На Рис.
1.2 цифрами обозначены следующие элементы ТВС: 1 – головнаячасть ТВС; 2 – направляющий канал; 3 – труба центральная; 4 –тепловыделяющий элемент (твэл); 5 – дистанционирующая решетка; 6 –решетка нижняя; 7 – хвостовик; 8 – сферическая поверхность длявзаимодействия с днищем реактор, [40].Направляющие каналы, изготовленные из циркониевого сплава Э635,жестко сварены с дистанционирующими решетками и составляют жесткийкаркас ТВС.
В твэлах расположены топливные таблетки, в которых происходитэнерговыделение.В настоящем исследовании рассматривается конструкция ТВС, скаркасом из твэлов, НК и ДР, разработки ОКБ «Гидропресс».СмоментапускаэнергоблоковВВЭР-1000накапливалсяопытэксплуатации такого типа реакторов. Помимо положительного опыта, впроцессе эксплуатации возникали проблемы, решение которых требовалонепрерывной модернизации и улучшения основных элементов активной зоны –тепловыделяющих сборок (ТВС).Одна из немаловажных проблем, возникших не только с отечественнымиреакторами ВВЭР-1000, но и с зарубежными реакторами PWR, во многомсхожими с ВВЭР-1000, – потеря геометрической стабильности или искривлениетепловыделяющих сборок в процессе их эксплуатации [7, 87, 88].Проблема начала проявляться для реакторов ВВЭР-1000 в периодперехода от двухгодичной топливной кампании к трехгодичной и выражалась впревышении проектного времени срабатывания стержней регулирования ОРСУЗ (орган регулирования системы управления и защиты).
Подобныепроблемы также выявились у зарубежных реакторов PWR [96, 97, 107, 113].Вместе с превышением проектного времени срабатывания стержнейрегулирования имело место неполное погружение стержней регулирования.Обзор всех случаев непроектного ввода стержней регулирования подробнопредставлен в работах [108, 84].18На Рис.
1.3 слева показаны измеренные типичные формы изгибовтопливных кассет для реакторов PWR [84] и на Рис. 1.3 справа показаныизмерения прогибов реакторов ВВЭР-1000 на Калининской АЭС [108].Рис. 1.3.Типичные формы изгиба топливных сборок реакторов PWR – слева [84] иВВЭР – справа [108]На Рис. 1.3 справа представлена зависимость прогиба от длины ТВС:линия красного цвета – измерение отработавших серийных ТВС в 2003 г ивведение 54 новых ТВС-2, линия желтого цвета – измерение отработавшихсерийных ТВС и ТВС-2 в 2004 г и введение 54 ТВС-2, линия зеленого цвета –измерение отработавших ТВС-2 в 2006 г, [108].Анализ отработавших топливных сборок, с которыми были связаныпроблемынепроектноговводастержнейрегулирования,показал,чтопервопричиной вышеуказанных проблем является искривление ТВС [82, 108,110].
В этой связи, ОР СУЗ застревали в направляющих каналах (НК) в случаенеполного их погружения или возникали значительные силы трения, за счеткоторыхстержней.существенноповышалосьвремясрабатываниярегулирующих19Для устранения причин непроектного ввода стержней регулированиябыли приняты меры по повышению геометрической стабильности ТВС впроцессе эксплуатации.
К примеру, для топливных сборок реактора ВВЭР былвведен ряд конструктивных усовершенствований, таких как:- замена материала дистанционирующих решеток и направляющихканалов на циркониевые сплавы, в том числе с целью повышениясопротивлению нейтронному облучению.- введение сварки направляющих каналов и дистанционирующихрешеток;- увеличение веса ОР СУЗ с изменением типа поглотителя;- оптимизация конструкции дистанционирующих решеток;- увеличение жесткости конструкции за счет закрепления углов ДР.Вышеуказанные конструктивные меры были внедрены при модификациии совершенствовании топливных сборок: УТВС, ТВСА, ТВС-2, ТВС-2М.Обоснование внедрения той или иной меры требовало обширныхэкспериментальныхэффективностиисследований,вводимойпроводимыхмеры,сцельюподтвержденияопределенияработоспособностиусовершенствованной конструкции, обоснования безопасности и надежностиразрабатываемого топлива [33, 43, 47].Вместеспроцессомвведенияновыхконструктивныхмеринеобходимостью экспериментальной проверки их эффективности сталипоявляться расчетные методики, позволяющие моделировать поведение ТВС вусловиях ее эксплуатации.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
