Моделирование вибрационных состояний внутриреакторного оборудования ВВЭР-440 Кольской АЭС

Размещено на http://www.allbest.ru/

Моделирование вибрационных состояний внутриреакторного оборудования ВВЭР-440 Кольской аэс

В.У. Хайретдинов, В.В. Абрамов, А.А. Аникин

ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия

К настоящему времени сложилась стратегия обоснования и поддержания вибропрочности водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР), которая предусматривает вибрационные исследования внутрикорпусных устройств (ВКУ) и тепловыделяющих сборок (ТВС) на всех этапах жизненного цикла: от проектирования до продления назначенного срока эксплуатаци [1]. Внутриреакторное оборудование современных и перспективных ядерных энергетических установок (ЯЭУ) с ВВЭР [2] отличается как сложностью конструктивного исполнения, так и разнообразием нагрузок, действующих на элементы в процессе эксплуатации. Повышение рабочих параметров вновь проектируемых энергетических установок, а также мероприятия по модернизации действующих реакторных установок (РУ), связанные с увеличением единичной мощности энергоблоков АЭС, приводят к возрастанию динамических нагрузок на элементы оборудования первого контура. При этом обеспечение вибродинамической надежности ВКУ и ТВС является важнейшим фактором, определяющим безопасность АЭС.

Необходимым звеном и эффективным средством проектно-конструкторского обоснования динамической прочности основного оборудования РУ являются комплексные экспериментально-расчетные исследования, включающие моделирование вибродинамического поведения и анализ данных эксплуатационного внутриреакторного контроля. При этом, несмотря на острую востребованность, до сих пор отсутствуют расчетно-теоретические модели, позволяющие достоверно и однозначно определять вибродинамические нагрузки на элементы ВКУ и ТВС в условиях нормальной эксплуатации РУ. Данное обстоятельство обусловлено сложностью рассматриваемой гидроупругой системы внутриреакторного оборудования, изучение которой развивается одновременно с развитием и продвижением ЯЭУ с ВВЭР.

Внутри корпуса реактора поток теплоносителя является источником энергии, способным вызвать колебания элементов ВКУ, что приводит к появлению в них динамических напряжений, а в ряде случаев и к разрушению элементов. Последнее обстоятельство может вызвать чрезвычайно серьёзные последствия, такие как нарушение нормальных условий эксплуатации активной зоны, несрабатывание системы аварийной защиты и другие. Ремонтные работы по ликвидации последствий аварии на АЭС связаны со значительными экономическими затратами, поскольку демонтаж и монтаж оборудования должен выполняться в условиях радиации. Реакторная установка при этом длительное время бездействует.

В настоящей статье показаны примеры комплексного анализа внутриреакторной вибродинамики ВВЭР-440 применительно к актуальным задачам существующих энергоблоков АЭС (обеспечение эксплуатационной надежности, продление срока службы, работа на повышенных уровнях мощности).

Объем и состав виброиспытаний на методической модели реактора

В 2007 году выполнен начальный этап физических экспериментов с использованием методической модели реактора 1:20 (исполнение ВКУ, схожее с расчетной схемой для В-230, рис.2a). Внешний вид модели реактора 1:20 в опорной конструкции приведен на рис.1.Экспериментальная модель реактора с указанием зон взаимного раскрепления элементов показана на рис.2. Данные по исполнению модели представлены в табл.

a б

1 - нижний опорный узел реактора;

2 - верхний узел крепления ШВК;

3 - разделитель потока;

4 - нижний узел крепления ШВК;

5 - упор днища шахты;

6 - раскрепление днища шахты и обечайки;

7 - опорный узел «активная зона - днище шахты (корзины)»;

8 - опорный узел «активная зона - обечайка ШВК»;

9 - опорный узел «активная зона БЗТ»;

10 - опорный узел «БЗТ - ШВК».

а - упрощенное исполнение ВКУ, схожее с расчетной схемой для В-230;

б - исполнение ВКУ, приближенное к проектным решениям для В-213.

Рис. 2 - Экспериментальная модель реактора с указанием зон взаимного раскрепления элементов

Проведенные исследования направлены на получение экспериментально-верифицированных аналитических данных по собственным формам, частотам и декрементам колебаний ВКУ, а также по контрольным уровням вибраций и деформаций основных внутриреакторных элементов при различных видах и условиях приложения динамических нагрузок [3].

Таблица

Исходное исполнение модели реактора 1:20 (ВВЭР-440)

Расчетное сопровождение экспериментальных исследований

Расчетное сопровождение экспериментальных исследований выполнялось с применением трехмерной динамической модели ВКУ ВВЭР [2] и было направлено на обеспечение сходимости экспериментальных и расчетных данных, расчеты осуществлялось с использованием программного комплекса ANSYS.

Была разработана серия трехмерных конечноэлементных моделей, состоящих каждая приблизительно из 40000 элементов типа SOLID45, который является верифицированным на предприятии элементом, признанным подходящим для расчетов собственных частот и форм колебаний. В зонах концентрации напряжений и в областях со сложной геометрией (малые размеры поверхностей, отверстия, канавки и др.) конечноэлементная сетка наиболее подробна.

В результате расчетов были получены формы собственных колебаний шахты внутрикорпусной (рис. 3) и соответствующие им собственные частоты.

Проверочные расчеты для типовой модели

В качестве сравнительного расчета, также использовавшегося для получения новых статистических данных по сходимости расчетов и экспериментов с различными граничными условиями, использовался расчет модели теплового экрана зарубежной АЭС, рис. 4.

К достоинствам данной модели можно отнести то, что на данной модели за рубежом проводились комплексные эксперименты по поиску модальных параметров в вакууме, на воздухе и в воде, что позволило провести комплексный анализ сходимости и получить большое количество полезной информации.

реактор виброконтроль пусконаладочный

Заключение

Проведенные виброиспытания на методической модели реактора 1:20 в исходном исполнении (соответствующем ВВЭР-440) подтвердили возможность экспериментального выявления динамических характеристик (собственных форм и частот колебаний) при различных условиях раскрепления и возбуждения исследуемой конструкции.

Результаты расчетного сопровождения проведенных виброиспытаний продемонстрировали возможность и эффективность комплексного экспериментально-расчетного анализа динамических характеристик (собственных форм и частот колебаний).

Полученная сходимость расчетных и экспериментальных значений собственных частот модели находится в пределах статистических оценок погрешностей примененного аппарата модального анализа.

Для проектируемой методической модели реактора 1:20 с исполнением ВКУ, приближенным к проектным решениям для В-213 на этапе проектирования планируется проведение тестовых расчетов на соответствие основных модальных параметров отмасштабированных исходных (применяемых на ЯЭУ) и проектируемых (используемых в модели) элементов ВКУ.

Получены начальные данные для оптимизации состава контролируемых параметров и размещения измерительных средств пусконаладочного и эксплуатационного виброконтроля для имеющейся и проектируемой методических моделях реактора 1:20 с исполнением ВКУ, приближенным к проектным решениям для В-230 и В-213 соответственно.

В обеспечение повышения качества, достоверности и представительности результатов экспериментально-расчетного анализа вибродинамических характеристик реакторного оборудования ВВЭР-440 намечено углубленное численное моделирование условий методических экспериментов, использование более современных средств обработки сигналов, как аппаратных, так и программных.

Углубленное расчетное исследование теплового экрана зарубежной АЭС, вкупе с выполнением своей основной задачи, также позволило построить рабочую модель погрешностей расчетов в программном комплексе ANSYS и наметить пути их нивелирования.

В перспективе наличие достаточной статистической базы для оценки поправок к расчетам, позволит производить расчеты немоделировавшихся в натуре граничных условий модели и получать результаты с высокой точностью и достоверностью.

Ссылочная литература

1. Методы и средства обоснования вибропрочности внутрикорпусного оборудования ядерных реакторов.

3. Хайретдинов В.У., Падеров М.М., Колесникова Л.А., Абрамов В.В., Юременко В.П. Сборник трудов научно-практической конференции «Датчики и системы - 2006», Москва, 2006.

4. Разработка трехмерных динамических моделей ВКУ ВВЭР. Абрамов В.В., Юременко В.П. Вопросы атомной науки и техники, серия «Обеспечение безопасности АЭС», вып. 13 «Реакторные установки с ВВЭР», Подольск, 2006

5. Бендат ДЖ., Пирсол А. Применение корреляционного и спектрального анализа. Москва, Мир, 1983.

Размещено на Allbest.ru