Введение к работе
Актуальность темы. Безопасность и безаварийнось эксплуатации АЭС является ключевой проблемой, от решения которой зависит развитие энергетики во всем мире. Для аварий, предусмотренных при проектировании станции, развитие аварийной ситуации происходит под контролем систем обеспечения безопасности АЭС и в конечном счете локализуется ими. При запроектной, или тяжелой аварии постулируется отказ более, чем одной из систем безопасности, что означает гораздо менее предсказуемую ситуацию и большую неопределенность в исходных данных для анализа вероятных исходов. При исследовании возможных аварийных ситуций на АЭС натурные эксперименты исключаются, эксперименты на уменьшенных моделях дороги и не решают всей проблемы, т.к. всегда стоит вопрос о переносе результатов на реальный масштаб. На первый план выходят расчетные методы анализа. Они в ряде случаев заменяют эксперимент, который, в свою очередь, служит для верификации численных расчетов.
Моделирование аварии в итоге должно дать ответ на вопрос о вероятностях реализации последствий той или иной степени тяжести. Для этого необходимо проследить всю последовательность развития событий — сценарий аварии. При анализе гипотетических сценариев аварий, в частности, для широко распространенных ныне водо-водяных реакторов типа ВВЭР, ключевым моментом является механическая прочность и характер разрушения корпуса реактора. Максимально возможная нагрузка на корпус определяется ходом сценария и может быть получена в результате сквозного численного моделирования последовательности ключевых событий. Сложность происходящих физических процессов должна получить максимально адекватное отображение в математической модели, возникающие новые задачи требуют постоянного совершенствования существующих алгоритмов и привлечения новых разработок с целью увеличения точности и надежности численных прогнозов. Этим определяется актуальность работы.
В аспекте анализа безопасности АЭС, включающего в себя
по принятой международной классификации 5 уровней 1, методическую и частично результативную часть настоящей работы можно поместить в русло исследований, относящихся к уровню 2:
— моделирование динамики протекают и количественного расчета основных факторов, определяющих развитие аварийной ситуации, включая оценку нагрузки на защитную оболочку и отклик конструкций.
Цель работы состоит в следующем:
адаптация и модернизация с ориентацией на задачи моделирования тяжелых аварий на АЭС комплекса алгоритмов по расчету теплопереноса и механики конструкций при тепловых, ударных и др. нагрузках;
построение расчетных моделей некоторых узлов реактора, пригодных для анализа их взрывного нагружения, соударения и интенсивного нагрева — выбор конфигурации и разбиения областей, задание типов материалов и подбор констант, проверочные расчеты;
проведение расчетов практически важных задач, касающихся механики узлов реактора при взрывном воздействии, технологии сварки и гидровзрывной запрессовки в узлах АЭС.
Научная новизна
Построена вычислительная модель технологического процесса многопроходной кольцевой сварки труб, позволяющая последовательно определять температуру и напряженно-деформированное состояние (НДС) в сварных изделиях при их изготовлении и эксплуатации. Учитывается плавление, радиационный теплообмен, термо-упруго-пластическое течение. Реализована в виде комплекса программ методика, позволяющая в автоматическом режиме строить расчетную область, вводить последовательно сварочные слои, производить расчеты температуры и НДС.
'Букринский A.M., Ф еду лов В.Ф. Международная шкал» оценки опасности событий на АЭС// Атом, анергия, 1991. Т.70, вып.1, с.3-8
Исследована задача о гидровзрывной запрессовке трубы в плиту конечной толщины в двумерной осесимметричной постановке, включающей в рассмотрение движение продуктов детонации заряда и упруго-пластическое деформирование металла. Проанализировано динамическое и остаточное НДС, показана допустимость введения ряда упрощений в задание взрывной нагрузки и расчетной области.
В рамках анализа процессов при тяжелых авариях проведено сквозное числеішое моделирование воздействия парового взрыва у днища реактора типа ВВЭР на днище и вышележащие конструкции до верхней крышки. Исследованы динамические процессы упруго-пластического деформирования основных силовых элементов конструкций реактора при разных амплитудах взрьгоа вплоть до экстремальной. Проанализировано влияние выбора неупругих свойств вещества, ударяющегося о верхнюю крышку, на целостность крышки и корпуса.
Практическая ценность работы
Реализованный на ЭВМ различных типов пакет программ может быть эффективно использован для решения широкого класса задач теплопроводности и механики конструкций различной формы и материалов в двух- и трехмерной постановке.
Рассчитанные в работе задачи об определении напряжений при сварке взрывом и при тепловой сварке имеют дело с реальными объектами соответствующих технологий, а проведенные расчеты по модели парового взрыва в реакторе могут быть использованы при прогнозировании последствий тяжелых аварий на существующих станциях и при разработке новых конструкций и узлов АЭС. Описанный и использованный в работе программный комплекс внедрен в Опытном Конструкторском Бюро Г.Н.Новгорода.
Публикации
Основные результаты работы опубликованы в работах [1-5].
Структура диссертация
Работа состоит из введения, трех глав и заключения. Нумерация формул и рисунков своя в каждой главе, а литературных ссылок — сплошная.
