Потеря устойчивости и форма возможного изгиба направляющих каналов тепловыделяющих сборок ядерных реакторов ВВЭР1000

Определены критические сжимающие силы и соответствующие им формы возможного изгиба направляющих каналов тепловыделяющих сборок ядерных реакторов ВВЭР-1000 вследствие потери устойчивости в период эксплуатации. Полученные значения критических сжимающих сил показывают, что форма изогнутого из-за потери...

Повний опис

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Дата:	2015
Автори:	Ефимов, А.В., Максимов, М.В., Ромашов, Ю.В.
Формат:	Стаття
Мова:	Russian
Опубліковано:	Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України 2015
Назва видання:	Ядерна та радіаційна безпека
Онлайн доступ:	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/105015
Теги:	Додати тег Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Цитувати:	Потеря устойчивости и форма возможного изгиба направляющих каналов тепловыделяющих сборок ядерных реакторов ВВЭР1000 / А.В. Ефимов, М.В. Максимов, Ю.В. Ромашов // Ядерна та радіаційна безпека. — 2015. — № 4. — С. 14-18. — Бібліогр.: 15 назв. — рос.

Репозитарії

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	irk-123456789-105015
record_format	dspace
spelling	irk-123456789-1050152016-08-06T03:01:39Z Потеря устойчивости и форма возможного изгиба направляющих каналов тепловыделяющих сборок ядерных реакторов ВВЭР1000 Ефимов, А.В. Максимов, М.В. Ромашов, Ю.В. Определены критические сжимающие силы и соответствующие им формы возможного изгиба направляющих каналов тепловыделяющих сборок ядерных реакторов ВВЭР-1000 вследствие потери устойчивости в период эксплуатации. Полученные значения критических сжимающих сил показывают, что форма изогнутого из-за потери устойчивости направляющего канала может содержать несколько точек перегиба, следствием чего может быть увеличение времени падения кластеров поглощающих элементов вниз активной зоны реактора и нарушение, таким образом, нормальных условий эксплуатации реактора. Определены критические сжимающие силы и соответствующие им формы возможного изгиба направляющих каналов тепловыделяющих сборок ядерных реакторов ВВЭР-1000 вследствие потери устойчивости в период эксплуатации. Полученные значения критических сжимающих сил показывают, что форма изогнутого из-за потери устойчивости направляющего канала может содержать несколько точек перегиба, следствием чего может быть увеличение времени падения кластеров поглощающих элементов вниз активной зоны реактора и нарушение, таким образом, нормальных условий эксплуатации реактора. Визначено критичні стискні сили і відповідні їм форми можливого вигину напрямних каналів тепловидільних збірок ядерних реакторів ВВЕР-1000 через втрату стійкості в період експлуатації. Отримані значення критичних стискних сил показують, що форма вигнутого через втрату стійкості напрямного каналу може містити кілька точок перегину, наслідком чого може бути збільшення часу падіння кластерів поглинаючих елементів до низу активної зони реактора і порушення, таким чином, нормальних умов експлуатації реактора. The paper defines the critical value of compressive force and the corresponding possible bending shapes of WWER-1000 fuel assemblies guide tubes resulting from loss of stability during operation. The guide tubes are considered as the long rods that are bent due to the loss of stability under the longitudinal compressive force. The three design schemes of the guide tubes fixations with the fuel assembly top and bottom nozzles corresponding to the motionless and sliding cylindrical joints and rigid fixations are considered in this paper. The minimal values of the guide tubes critical compressive force correspondent to loss of stability are obtained as 1.87 MPa for the both edges cylindrical joints fixing, 3.83 MPa for the cylindrical joint fixing of the one edge and the rigid fixing of the another edge, 7.49 MPa for the both edges rigid fixing. The relatively small values of the critical compressive force show that the shape of guide tube bent due to loss of stability can include several bending points leading to increased time for drop of absorber element cluster to the core bottom and incompliance with reactor normal operation conditions. 2015 Article Потеря устойчивости и форма возможного изгиба направляющих каналов тепловыделяющих сборок ядерных реакторов ВВЭР1000 / А.В. Ефимов, М.В. Максимов, Ю.В. Ромашов // Ядерна та радіаційна безпека. — 2015. — № 4. — С. 14-18. — Бібліогр.: 15 назв. — рос. 2073-6231 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/105015 621.039.53 ru Ядерна та радіаційна безпека 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	Определены критические сжимающие силы и соответствующие им формы возможного изгиба направляющих каналов тепловыделяющих сборок ядерных реакторов ВВЭР-1000 вследствие потери устойчивости в период эксплуатации. Полученные значения критических сжимающих сил показывают, что форма изогнутого из-за потери устойчивости направляющего канала может содержать несколько точек перегиба, следствием чего может быть увеличение времени падения кластеров поглощающих элементов вниз активной зоны реактора и нарушение, таким образом, нормальных условий эксплуатации реактора. Определены критические сжимающие силы и соответствующие им формы возможного изгиба направляющих каналов тепловыделяющих сборок ядерных реакторов ВВЭР-1000 вследствие потери устойчивости в период эксплуатации. Полученные значения критических сжимающих сил показывают, что форма изогнутого из-за потери устойчивости направляющего канала может содержать несколько точек перегиба, следствием чего может быть увеличение времени падения кластеров поглощающих элементов вниз активной зоны реактора и нарушение, таким образом, нормальных условий эксплуатации реактора.
format	Article
author	Ефимов, А.В. Максимов, М.В. Ромашов, Ю.В.
spellingShingle	Ефимов, А.В. Максимов, М.В. Ромашов, Ю.В. Потеря устойчивости и форма возможного изгиба направляющих каналов тепловыделяющих сборок ядерных реакторов ВВЭР1000 Ядерна та радіаційна безпека
author_facet	Ефимов, А.В. Максимов, М.В. Ромашов, Ю.В.
author_sort	Ефимов, А.В.
title	Потеря устойчивости и форма возможного изгиба направляющих каналов тепловыделяющих сборок ядерных реакторов ВВЭР1000
title_short	Потеря устойчивости и форма возможного изгиба направляющих каналов тепловыделяющих сборок ядерных реакторов ВВЭР1000
title_full	Потеря устойчивости и форма возможного изгиба направляющих каналов тепловыделяющих сборок ядерных реакторов ВВЭР1000
title_fullStr	Потеря устойчивости и форма возможного изгиба направляющих каналов тепловыделяющих сборок ядерных реакторов ВВЭР1000
title_full_unstemmed	Потеря устойчивости и форма возможного изгиба направляющих каналов тепловыделяющих сборок ядерных реакторов ВВЭР1000
title_sort	потеря устойчивости и форма возможного изгиба направляющих каналов тепловыделяющих сборок ядерных реакторов ввэр1000
publisher	Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
publishDate	2015
url	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/105015
citation_txt	Потеря устойчивости и форма возможного изгиба направляющих каналов тепловыделяющих сборок ядерных реакторов ВВЭР1000 / А.В. Ефимов, М.В. Максимов, Ю.В. Ромашов // Ядерна та радіаційна безпека. — 2015. — № 4. — С. 14-18. — Бібліогр.: 15 назв. — рос.
series	Ядерна та радіаційна безпека
work_keys_str_mv	AT efimovav poterâustojčivostiiformavozmožnogoizgibanapravlâûŝihkanalovteplovydelâûŝihsborokâdernyhreaktorovvvér1000 AT maksimovmv poterâustojčivostiiformavozmožnogoizgibanapravlâûŝihkanalovteplovydelâûŝihsborokâdernyhreaktorovvvér1000 AT romašovûv poterâustojčivostiiformavozmožnogoizgibanapravlâûŝihkanalovteplovydelâûŝihsborokâdernyhreaktorovvvér1000
first_indexed	2025-07-07T16:12:21Z
last_indexed	2025-07-07T16:12:21Z
_version_	1837005270059843584
fulltext	14 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 4(68).2015 УДК 621.039.53 А. В. Ефимов1, М. В. Максимов2, Ю. В. Ромашов1 1 Национальный технический университет «Харьковский  политехнический институт», г. Харьков, Украина 2 Одесский национальный политехнический университет,  г. Одесса, Украина  Потеря устойчивости и форма возможного изгиба направляющих каналов тепловыделяющих сборок ядерных реакторов ВВЭР-1000 Определены критические сжимающие силы и соответствующие им  формы возможного изгиба направляющих каналов тепловыделяющих  сборок ядерных реакторов ВВЭР-1000 вследствие потери устойчивос- ти в период эксплуатации. Полученные значения критических сжимаю- щих сил показывают, что форма изогнутого из-за потери устойчивости  направляющего  канала  может  содержать  несколько  точек  перегиба,  следствием чего может быть увеличение времени падения кластеров  поглощающих  элементов  вниз  активной  зоны  реактора  и  нарушение,  таким образом, нормальных условий эксплуатации реактора. К л ю ч е в ы е   с л о в а: ядерный реактор ВВЭР-1000, тепло выделя- ющая  сборка,  направляющие  каналы,  изгиб,  устойчивость,  критиче- ская сжимающая сила, формы потери устойчивости. О. В. Єфимов, М. В. Максимов, Ю. В. Ромашов Втрата стійкості і форма можливого вигину напрям- них каналів тепловидільних збірок ядерних реакторів ВВЕР-1000 Визначено критичні стискні сили  і відповідні  їм форми можливого  вигину  напрямних  каналів  тепловидільних  збірок  ядерних  реакторів  ВВЕР-1000 через втрату стійкості в період експлуатації. Отримані зна- чення  критичних  стискних  сил  показують,  що  форма  вигнутого  через  втрату стійкості напрямного каналу може містити кілька точок перегину,  наслідком чого може бути збільшення часу падіння кластерів поглинаю- чих елементів до низу активної зони реактора і порушення, таким чином,  нормальних умов експлуатації реактора. К л ю ч о в і   с л о в а:  ядерний  реактор  ВВЕР-1000,  тепловидільна  збірка, напрямні канали, згин, стійкість, критична стискна сила, форми  втрати стійкості. © А. В. Ефимов, М. В. Максимов, Ю. В. Ромашов, 2015 Н аправляющие каналы (НК) тепловыделяю- щих сборок (ТВС) серийного ядерного ре- актора ВВЭР-1000 выполнены в виде труб 12,6×0,85 мм длиной около 4000 мм из стали 08Х18Н10Т и являются несущими элементами ТВС; при этом внутри НК осуществляется движение по- глощающих элементов системы управления и защиты ре- актора [1]. Отклонения от прямолинейной формы НК ТВС могут привести к увеличению времени падения кластеров поглощающих элементов до низа активной зоны ядерного реактора ВВЭР-1000 и нарушить, таким образом, нормаль- ные условия его эксплуатации. При эксплуатации ядерных реакторов ВВЭР-1000 имели место случаи искривления НК ТВС вследствие потери устойчивости, приводившие к увеличению времени падения кластеров поглощающих элементов до низа активной зоны [1], что свидетельствует об актуальности исследования устойчивости и возможной формы изгиба НК ТВС. Анализ литературных данных и постановка проблемы. Совершенствование ТВС в настоящее время является одним из главных направлений развития технологии ВВЭР [2—4]. Для ядерных реакторов ВВЭР-1000 с учетом опыта их экс- плуатации постоянно проводятся интенсивные исследова- ния по дальнейшему совершенствованию ТВС [1, 3, 5, 6] и изучаются возможности использования ТВС разных производителей [7]. Хотя ТВС ядерного реактора пред- ставляет собой достаточно сложный узел (сборочную единицу) [1], наибольшее внимание в последнее время сосредоточено на проблемах твэлов [8, 9]. Проблемы же, связанные с другими деталями и узлами ТВС, в том числе с НК, в периодической литературе обсуждаются нечасто, хотя от состояния НК, внутри которых движутся поглоща- ющие элементы кластеров, в значительной степени зави- сит эффективность системы управления и защиты ядерно- го реактора ВВЭР-1000. Появление усовершенствованной, альтернативной базовой и достаточно совершенной ТВС для ВВЭР-1000 объясняется в основном недостаточной надежностью срабатывания аварийной защиты из-за ис- кривлений НК ТВС вследствие потери устойчивости. Эти проблемы в свое время решены увеличением несущей же- сткости ТВС [1]. Вместе с тем, явление искривления ТВС и НК, в том числе из-за потери устойчивости, в настоящее время изучены недостаточно, хотя их систематическое изу- чение именно сейчас представляется весьма актуальным в связи с повышенными требованиями к надежности ава- рийной защиты ядерных реакторов [3, 4] и необходимо- стью эксплуатации действующих в Украине ядерных реак- торов с ТВС разных производителей [7]. Нормы расчета на прочность [10] предусматривают расчет на устойчивость, который заключается в определении критических нагру- зок и (или) напряжений, вызывающих потерю устойчиво- сти при осевом сжатии и (или) сжатии наружным давле- нием. Определение возможной формы изгиба из-за потери устойчивости элементов оборудования ядерных энерго- установок в нормах расчета [10] не предусматривается. Целью данной работы является определение критических сжимающих сил (и напряжений) и соответствующих им форм потери устойчивости НК ТВС ядерных реакторов ВВЭР-1000 на основе известных результатов теории устой- чивости деформируемых систем [11, 12]. Расчет НК ТВС на устойчивость в соответствии с нор- мами расчета на прочность. Нормы расчета на прочность [10] предусматривают расчет на устойчивость, который заклю- чается в определении критических нагрузок (и напряжений), вызывающих потерю устойчивости. В них приведены фор- мулы для критических нагрузок цилиндрических оболочек, ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 4(68).2015 15 Потеря устойчивости и форма возможного изгиба направляющих каналов тепловыделяющих сборок ядерных реакторов ВВЭР-1000 выпуклых днищ и конических переходов при упругом деформировании и с учетом ползучести. В нашем случае НК ТВС рассматриваем как сжимаемые в осевом направ- лении цилиндрические оболочки. Для сжимаемых в осе- вом направлении цилиндрических оболочек нормами [10] предусматривается определение критического напряжения из условия общей устойчивости цилиндрического элемента как длинного сжатого стержня и из условия местной потери устойчивости тонкой цилиндрической оболочки [10]: 2 1 1,2 m kr D E L  σ =   η , (1) 2 1,2kr m s c E D − σ = , (2) где σkr1 и σkr2 — критические значения сжимающего напря- жения, отвечающие потере устойчивости направляющего канала как длинного стержня и местной потере устойчи- вости как тонкой цилиндрической оболочки; Е — модуль упругости материала при заданной температуре; Dm и L — соответственно средний диаметр и расчетная длина; s и с — номинальная толщина стенки и суммарная прибавка к тол- щине стенки; η — коэффициент, зависящий от способа закрепления краев оболочки: η = 1 — для шарнирно закреп- ленных краев оболочки, η = 0,7 — для шарнирно закреплен- ного одного края и жестко закрепленного другого края обо- лочки, η = 0,5 — для жестко закрепленных краев оболочки. Примем следующие исходные данные (размеры и харак- теристики материала НК ТВС): Dm = 11,75 мм; L ≈ 4000 мм; s – c = 0,85 мм; Е = 175 ГПА (значение модуля упругости отвечает температуре 350 °С [10]. Расчеты по формуле (2) с учетом исходных данных дают значительное критическое напряжение 2 15191,5krσ ≅ МПа, соответствующее местной потере устойчивости НК ТВС как тонкой цилиндрической оболочки, которое существенно превосходит минимальные значения предела текучести 0,2 177T pR = МПа и временного сопротивления 412T mR = МПа труб из стали 08Х18Н10Т при температуре 350 °С [10]. Таким образом, неограниченное увеличение сжимающего напряжения приведет к разрушению НК ТВС прежде, чем произойдет его местная потеря устойчивости как тонкой цилиндрической оболочки, поэтому местная потеря устой- чивости НК ТВС как тонкой цилиндрической оболочки не может иметь места в условиях эксплуатации ядерных реакторов ВВЭР-1000 и далее не рассматривается. Результаты расчетов критических значений (1) сжима- ющего напряжения, соответствующего потере устойчиво- сти НК ТВС как длинного стержня, с учетом исходных данных для разных закреплений краев приведены в табл. 1. Таблица 1. Критические значения сжимающего напряжения и силы для НК ТВС в соответствии с нормами расчета на прочность [2] Закрепление краев НК ТВС σkr1, МПа Pkr1, кгс Шарнирное обоих краев 1,81 5,80 Шарнирное одного и жесткое другого края 3,22 10,30 Жесткое обоих краев 7,25 23,18 Располагая площадью поперечного сечения НК, можем определить соответствующее напряжению (1) критическое значение сжимающей силы (табл. 1): Pkr1 = σkr1∙A, (3) где A = πDm(s–c) — площадь поперечного сечения направ- ляющего канала. Невысокие, не превышающие 25 кгс, критические зна- чения сжимающей силы (табл. 1) существенно ограничи- вают запас устойчивости деформирования НК как длин- ных сжатых стержней, что часто приводит к изгибу НК при их эксплуатации. Определение возможной формы изгиба вследствие потери устойчивости элементов обору- дования ядерных энергоустановок в нормах расчета [10] не предусматривается, что заставляет использовать с этой целью результаты исследований в области устойчивости деформируемых систем [11, 12]. Критические нагрузки и формы потери устойчивости сжатых стержней. Как известно [11, 12], устойчивость де- формирования сжатых стержней постоянного поперечного сечения (рис. 1) из однородного изотропного материала определяется с помощью дифференциального уравнения вида 4 2 2 2 4 2 0, , 0 d w d w P x L EJdx dx + µ = µ = ≤ ≤ , (4) где x — координата вдоль оси стержня; w = w(x) — прогиб стержня; P — сжимающая сила; E — модуль упругости ма- териала стержня и J — момент инерции сечения стержня, характеризующие изгибную жесткость; L — длина стержня. Рис. 1. Сжатый стержень (1) и форма его изгиба при потере устойчивости (2) Общее решение уравнения (4) записывается следую- щим образом: w(x) = C1 sin(µx) + C2 cos(µx) + С3x + C4, (5) где С1, С2, С3, С4 — постоянные интегрирования. Краевые условия, отражающие способы закрепле- ния краев (x = 0, x = L) стержня (рис. 1), и общее ре- шение (5) приводят к системе однородных линейных ал- гебраических уравнений для определения постоянных интегрирования [11]. Условие существования ненулевого решения указанной системы уравнений в виде равенства нулю определителя ее матрицы, которое называют ха- рактеристическим уравнением, приводит для определе- ния неизвестного λ ≡ µL к трансцендентному уравнению. Характеристическое уравнение имеет бесконечное счет- ное множество корней λk, k = 1, 2, 3,…, которые с учетом 16 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 4(68).2015 А. В. Ефимов, М. В. Максимов, Ю. В. Ромашов второго равенства (4) и соотношения (3) позволяют опре- делить критические сжимающие силы и напряжения: 2 , , 1, 2, 3,k k k k P P EJ k L A  λ = σ = =   (6) Имея значения корней λk, k = 1, 2, 3,… характеристиче- ского уравнения, можно определять отвечающие этим кор- ням соотношения между входящими в общее решение (5) постоянными интегрирования, которые представляют формы потери устойчивости стержня [11]. Рассмотрим далее критические нагрузки и формы потери устойчиво- сти для следующих вариантов закрепления краев сжатых стержней, представленных в нормах расчета на проч- ность [10]: 1) шарнирно закрепленные края, 2) один жестко закрепленный и другой шарнирно закрепленный край, 3) жестко закрепленные края. 1) Для шарнирно закрепленного на краях стержня ха- рактеристическое уравнение, его корни и соответствую- щие им формы потери устойчивости имеют вид [11] sin λ = 0, (7) λk = kπ, k = 1,2,3,…, (8) wk(ξ) = C1sin(λkξ), (9) где ξ = x∙L–1 — безразмерная координата вдоль оси стержня. 2) Для стержня с одним жестко закрепленным краем и другим шарнирным краем характеристическое уравнение имеет вид [11] λ = tgλ. (10) Уравнение (10) вначале решим графически [13] и при- ближенно найдем несколько его наименьших корней, ко- торые затем уточним с помощью метода секущих [13, 14]; полученные таким образом несколько наименьших корней уравнения (10) имеют следующий вид: 1 2 3 44,493, 7,725, 10,904, 14,066λ ≅ λ ≅ λ ≅ λ ≅ . (11) Корням (11) уравнения (10) соответствуют формы по- тери устойчивости ( ) ( ) ( )( ) 1 sin 1 cos , 1, 2, 3,k k k k kw C k   ξ = λ ξ − λ ξ + λ − λ ξ =  (12) 3) Для стержня с жестко закрепленными краями ха- рактеристическое уравнение принимает вид [11] sin sin cos 0 2 2 2 2  λ λ λ λ     − =             . (13) Уравнение (13) вначале решим графически, далее уточ- ним приближенно найденные корни с помощью метода секущих [13, 14] и в результате получим 1 2 3 46,283, 8,987, 12,566, 15,451λ ≅ λ ≅ λ ≅ λ ≅ . (14) Корням (14) уравнения (13) соответствуют формы по- тери устойчивости ( ) ( ) ( ) ( ) ( )( ) 4 cos 1 1 cos sin , sin 1, 2, 3, k k k k k k k w C k   λ − ξ = − λ ξ + λ ξ − λ ξ λ − λ   = (15) Для стержня с кольцевым поперечным сечением мо- мент инерции [15] ( )4 4 64 aJ D D π = − , (16) где Da и D — наружный и внутренний диаметры. С учетом очевидных соотношений Da = Dm + (s – c) и D = Dm – (s – c)приведем формулу (16) к виду ( ) ( )( )22 8 m mJ D s c D s c π = − + − . (17) С учетом (14) и (3) вторая формула (6) примет следую- щий вид: ( )( ) 22 2 2 1 , 1, 2, . 8 m k k D s c E k L  + − σ = λ = (18) В силу приближенного равенства 2 8 1,234π ≅ , введя ве- личину η = π/λ1 и пренебрегнув величиной (s – c)2 по срав- нению с величиной 2 mD , приводим формулу (18) к виду (1). При этом в соответствии с наименьшими значениями кор- ней (8), (11) и (14) получаем: η= 1 — для шарнирно закре- пленного на краях стержня, 0,699η ≅ — для жестко за- крепленного на одном и шарнирно на другом крае стержня и η ≅ 0,500 — для стержня с жестко закрепленными краями. Анализ критических нагрузок и форм потери устой- чивости при сжатии НК с разными закреплениями краев. Рассматриваем НК ТВС в виде теряющих устойчивость сжатых стержней с двумя шарнирно закрепленными края- ми; одним шарнирно и другим жестко закрепленным кра- ями; с двумя жестко закрепленными краями, как в нормах расчета на прочность [10]. Критические силы и напряже- ния рассчитаем с учетом исходных данных при помощи формул (6), в которых учтем значения (8), (11), (14) и вы- ражение (17); формы потери устойчивости определим при помощи выражений (9), (12), (15). Результаты расчетов критических значений сжимающих сил и напряжений (табл. 2) показывают, что ограничения деформации краев приводят к уменьшению разницы между значениями кри- тических сил (и, естественно, напряжений), соответст- вующих различным формам потери устойчивости. Формы потери устойчивости НК с различными закреплениями краев, соответствующие различным критическим значе- ниям сжимающей силы, представлены на рис. 2. Сжимающие напряжения от эксплуатационных нагру- зок в НК ТВС в процессе эксплуатации в значительной степени определяются их взаимодействием с хвостовиком, головкой и дистанционирующей решеткой, на которое мо- гут влиять многие факторы, в том числе несогласованность деформаций температурного расширения из-за разной же- сткости взаимодействующих деталей и характеристик их конструкционных материалов. Определение сжимающих ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 4(68).2015 17 Потеря устойчивости и форма возможного изгиба направляющих каналов тепловыделяющих сборок ядерных реакторов ВВЭР-1000 напряжений в НК ТВС с учетом перечисленных факторов представляет достаточно сложную задачу, погрешность ре- шения которой с применением компьютерного моделиро- вания может оказаться сопоставимой с разностью между величинами критических значений сжимающего напряже- ния (табл. 2). С учетом перечисленных обстоятельств и ве- роятностного характера условий эксплуатации становится возможным, что в процессе эксплуатации сжимающая сила может превысить отвечающие k > 1 критические значе- ния, и форма изогнутого вследствие потери устойчивости направляющего канала может содержать несколько точек перегиба (рис. 2). В ядерных реакторах ВВЭР-1000 направляющие каналы конструктивно являются несущими элементами, соединя- ющими головку и хвостовик ТВС и воспринимающими осевые усилия, деформирование которых ограничено дис- танционирующей решеткой [1]. Естественно, что крити- ческие нагрузки и напряжения (табл. 2), а также формы потери устойчивости (рис. 2), полученные на основе рас- четной схемы НК в виде стержней с различными закре- плениями краев, имеют некоторую погрешность. Поэтому значительный интерес представляет определение крити- ческих сжимающих сил и форм потери устойчивости НК с учетом взаимодействия с головкой, хвостовиком и дис- танционирующей решеткой ТВС, что представляет доста- точно сложную задачу. В этой связи актуальна разработка расчетных схем отдельных деталей ТВС для обоснования их ресурса, а также расчетных схем ТВС в целом для ис- следования процессов в активной зоне реактора. Выводы Результаты, полученные при исследовании устойчиво- сти деформирования и форм изгиба НК ТВС ядерного ре- актора ВВЭР-1000, позволили сделать следующие выводы. 1. В процессе эксплуатации ТВС ядерных реакторов ВВЭР-1000 исключается возможность местной потери устойчивости НК, но при этом существует возможность потери устойчивости НК как длинного сжатого стержня. Изгиб НК ТВС из-за потери устойчивости затрудняет дви- жение по нему поглощающих элементов кластеров системы управления и защиты и может привести к нарушению нор- мальных условий эксплуатации активной зоны реактора. 2. Невысокие критические значения сжимающей силы, соответствующей потере устойчивости НК ТВС как длин- ного сжатого стержня, существенно ограничивают запас устойчивости деформирования, в результате чего при экс- плуатации возможно превышение сжимающей силой кри- тических значений, отвечающих даже формам потери устой- чивости с числом перегибов k > 1. Таким образом, форма изогнутого при эксплуатации вследствие потери устойчи- вости НК ТВС может содержать несколько точек перегиба. 3. Полученные расчетные данные имеют некоторую погрешность, поскольку при определении критического значения сжимающей силы не учитывалось контактное взаимодействие НК с головкой, хвостовиком и дистанци- онирующей решеткой ТВС. Точный учет влияния пере- численных факторов на значения критических нагрузок, соответствующих потере устойчивости направляющего канала, представляет собой сложную задачу даже при ус- ловии применения компьютерного моделирования. 4. Актуальна разработка расчетных схем отдельных де- талей и узлов ТВС, а также самих ТВС как единого целого, позволяющих исследовать процессы деформирования а б в Рис. 2. Формы потери устойчивости (с нормированными значениями прогиба) шарнирно закрепленных на краях (а), жестко закрепленных на одном и шарнирно закрепленных на другом крае (б) и жестко закрепленных на краях (в) НК ТВС ядерного реактора ВВЭР-1000: 1 — k = 1; 2 — k = 2; 3 — k = 3; 4 — k = 4 Таблица 2. Критические значения сжимающей силы и напряжения НК ТВС с различными закреплениями краев k Критические значения Pk, кгс (σk, МПа) Шарнирное закрепление обоих краев НК Шарнирное закрепление одного и жесткое другого края НК Æесткое закрепление обоих краев НК 1 5,99 (1,87) 12,25 (3,83) 23,96 (7,49) 2 23,96 (7,49) 36,22 (11,32) 49,01 (15,32) 3 53,91 (16,85) 72,16 (22,56) 95,84 (29,96) 4 95,84 (29,96) 120,08 (37,54) 144,88 (45,30) 18 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 4(68).2015 А. В. Ефимов, М. В. Максимов, Ю. В. Ромашов эксплуатационными нагрузками для решения проблем, связанных с работоспособностью оборудования, что реко- мендуется рассмотреть в последующих исследованиях. Список использованной литературы 1. Активные зоны ВВЭР для атомных электростанций / В. Д. Шмелев, Ю. Г. Драгунов, В. П. Денисов, И. Н. Васильчен- ко. — М. : ИКЦ «Академкнига», 2004. — 220 с. 2. Єфімов О. В. Конструкції, матеріали, процеси і розрахунки реакторів і парогенераторів АЕС : Навч. посібник / О. В. Єфімов, М. М. Пилипенко. — Харків : Вид-во «Підручник НТУ “ХПІ”», 2010. — 268 с. 3. Колтаков В. И. Эволюция проектов реакторных установок ВВЭР-1000 / В. И. Колтаков, Н. А. Стефанишин, С. А. Остап- чук // Ядерна та радіаційна безпека. — К., 2011. — Вип. 4(52). — С. 32—39. 4. Dragunov Yu. V. Prospects of development of WWER-type pressurized light-water reactor installations / Yu. G. Dragunov, S. B. Ryzhov, V. A. Mokhov // Thermal Engineering. — 2007. — Vol. 54, Issue 5. — P. 343—347. 5. VVER-1000 TVSA fuel assembly: Direction of development and operating results / V. B. Kaidanov, D. G. Preobrazhenskii, A. I. Romanov, O. B. Samoilov, A. A. Fal’kov, A. A. Shishkin // Atomic Energy. — 2007. — Vol. 102, Issue 1. — P. 48—53. 6. Bolshakov V. V. Increasing critical heat flows in VVER-1000 model fuel assemblies by inserting additional spacing lattices / V. V. Bolshakov, L. L. Kobzar, Yu. M. Semchenkov // Atomic Energy. — 2011. — Vol. 109, Issue 6. — P 380—384. 7. Еременко М. Л. Экспертиза материалов обоснования новых типов ядерного топлива на украинских АЭС. Итоги выполнения независимых проверочных расчетов / М. Л. Еременко, В. А. Ха- лимончук // Ядерна та радіаційна безпека. — 2011. — Вип. 1(49). — С. 9—14. 8. Maksimov M. V. Principles of controlling fuel-element cladding lifetime in variable loading regimes / M. V. Maksimov, S. N. Pelykh, R. L. Gontar // Atomic Energy. — 2012. — Vol. 112, Issue 4. — P. 241—249. 9. Modelling temperature nonuniformities in a fuel-element bundle of VVER-1000 fuel-assembly / S. I. Getya, V. G. Krapivtsev, P. V. Markov, V. I. Solonin, S. I. Tsirin // Atomic Energy. — 2014. — Vol. 112, Issue 1. — P. 69—72. 10. Нормы расчета на прочность элементов оборудования и тру- бопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-002-86) / Госатомэнергонадзор СССР. — М. : Энергоатомиздат, 1989. — 525 с. 11. Вольмир А. С. Устойчивость деформируемых систем / А. С. Вольмир. — 2-е изд., перераб. и доп. — М. : Наука, 1967. — 984 с. 12. Прочность, устойчивость, колебания : Справочник в 3-х т. / Под ред. И. А. Биргер, Я. Г. Пановко. — Т. 3 / В. В. Болотин [и др.]. — М. : Машиностроение, 1968. — 567 с. 13. Загускин В. Л. Справочник по численным методам реше- ния алгебраических и трансцендентных уравнений : Справ. из- дание / В. Л. Загускин; ред. А. М. Лопшиц. — М. : Физматгиз, 1960. — 216 с. 14. Калиткин Н. Н. Численные методы : Уч. пособие / Н. Н. Ка- лит кин; ред. А. А. Самарский. — М. : Наука, 1978. — 512 с. 15. Прочность, устойчивость, колебания : Справочник в 3-х т. / Под ред. И. А. Биргер, Я. Г. Пановко. — Т. 1 / Б. Л. Абрамян [и др.]. — М. : Машиностроение, 1968. — 831 с. References 1. Shmelev, V. D., Dragunov, Yu. G., Denisov, V. P., Vasilchenko, I. N. (2004), “WWER Cores for Nuclear Power Plants” [Aktivnye zony VVER dlia atomnykh elektrostantsii], IKTs “Akademkniga”, Moscow, 220 p. (Rus) 2. Yefimov, O. V., Pylypenko, M. M. (2010), “Designs, Materials, Processes and Calculations of Nuclear Reactors and Steam Generators for Nuclear Power Plants [Konstruktsii, materialy, protsesy i rozrakhunky reaktoriv i paroheneratoriv AES], Educational Book, Pidruchnyk NTU “KhPI”, Kharkiv, 268 p. (Ukr) 3. Koltakov, V. I., Stefanishin, N. A., Ostapchuk, S. A. (2011), “Evolution of WWER-1000 Designs” [Evoliutsiia proektov reaktornykh ustanovok VVER-1000], Nuclear and Radiation Safety, No. 4(52), pp. 32–39. (Rus) 4. Dragunov, Yu. G., Ryzhov, S. B., Mokhov, V. A. (2007), “Prospects of Development of WWER-Type Pressurized Light-Water Reactor Installations”, Thermal Engineering, Vol. 54, Issue 5, pp. 343—347. 5. Kaidanov, V. B., Preobrazhenskii, D. G., Romanov, A. I., Samoilov, O. B., Falkov, A. A., Shishkin, A. A. (2007), “WWER- 1000 TVSA Fuel Assembly: Direction of Development and Operating Results”, Atomic Energy, Vol. 102, Issue 1, pp. 48–53. 6. Bolshakov, V. V., Kobzar, L. L., Semchenkov, Yu. M. (2011), “Increasing Critical Heat Flows in WWER-1000 Model Fuel Assemblies by Inserting Additional Spacing Lattices”, Atomic Energy, Vol. 109, Issue 6, pp. 380–384. 7. Yeremenko, M. L., Khalimonchuk, V. A. (2011), “Technical Review of Safety Analysis Reports under New WWER Fuel Implementation on Ukrainian NPPs. Experience of Carrying Out Independent Verifying Calculations” [Ekspertiza materialov obosnovaniia novykh tipov yadernogo topliva na ukrainskikh AES. Itogi vypolneniia nezavisimykh proverochnykh raschetov], Nuclear and Radiation Safety, No. 1(49), pp. 9–14. (Rus) 8. Maksimov, M. V., Pelykh, S. N., Gontar, R. L. (2012), “Principles of Controlling Fuel-Element Cladding Lifetime in Variable Loading Regimes”, Atomic Energy, Vol. 112, Issue 4, pp. 241–249. 9. Getya, S. I., Krapivtsev, V. G., Markov, P. V., Solonin, V. I., Tsirin, S. I. (2014), “Modelling Temperature Nonuniformities in a Fuel-Element Bundle of WWER-1000 Fuel Assembly, Atomic Energy, Vol. 112, Issue 1, pp. 69–72. 10. Strength Calculation Rules for NPP Equipment and Piping Elements (PNAE G-7–002-86) [Normy rascheta na prochnost’ elementov oborudovaniia i truboprovodov atomnykh energeticheskikh ustanovok (PNAE G-7–002-86)], the USSR State Committee for Supervision of Safety in Nuclear Energy, Energoatomizdat, 1989, Moscow, 525 p. (Rus) 11. Volmir, A. S. (1967), “Stability of Deformable Systems” [Ustoichivost’ deformiruemykh sistem], 2-nd Ed., Nauka, Moscow, 984 p. (Rus) 12. Bolotin, V. V., Birger, I. A., Panovko, Ya. G. (1968), “Strength, Stability, Vibrations” [Prochnost, ustoichivost, kolebaniia] Reference Book in Three Volumes, Mashinostroienie, Moscow, 567 p. (Rus) 13. Zaguskin, V. L., Lopshits, A. M. (1960), “Handbook of Numerical Methods for Solving Algebraic and Transcendental Equations” [Spravochnik po chislennym metodam resheniia algebraicheskikh i transtsendentnykh uravnenii], Fizmatgiz, Moscow, 216 p. (Rus) 14. Kalitkin, N. N., Samarskii, A. A. (1978), “Numerical Methods” [Chislennye metody]. Nauka, Moscow, 512 p. (Rus) 15. Abramian, B. L., Birger, I. A., Panovko, Ya. G. (1968), “Strength, Stability, Vibrations” [Prochnost, ustoichivost, kolebaniia], Reference Book in Three Volumes, Mashinostroenie, Moscow, 831 p. Получено 09.06.2015.

Потеря устойчивости и форма возможного изгиба направляющих каналов тепловыделяющих сборок ядерных реакторов ВВЭР1000

Репозитарії

Схожі ресурси