Inovace výpočtových modelů a metodik pro analýzu pT šoků na tlakovou nádobu jaderného reaktoru

Kód výsledku v IS VaVaI

<a href="https://www.isvavai.cz/riv?ss=detail&h=RIV%2F49777513%3A23210%2F19%3A43958429" target="_blank" >RIV/49777513:23210/19:43958429 - isvavai.cz</a>

Výsledek na webu

—

DOI - Digital Object Identifier

—

Jazyk výsledku

čeština

Název v původním jazyce

Inovace výpočtových modelů a metodik pro analýzu pT šoků na tlakovou nádobu jaderného reaktoru

Popis výsledku v původním jazyce

Události, které vedou k relativně prudkému vychlazování reaktorové nádoby, mohou způsobit tlakově-teplotní šok již existujících vad v TNR. Tlakově-teplotní šok v místě vad může iniciovat náhlý lom tlakové nádoby, což by vedlo až ke ztrátě integrity tlakové nádoby reaktoru. Nejvíce namáhaná, a proto i nejvíce sledovaná oblast je tvořena prstencem válcové části nádoby reaktoru v místech pod vstupními hrdly studených větví smyček do TNR. Teplotně je tato oblast ovlivňovaná teplotou vody studené větve, tedy trendem vychlazování primárního okruhu nebo nátokem studené vody od čerpadel havarijního doplňování. Cílem práce je vytvořit CFD model vstupní části tlakové nádoby jaderného reaktoru VVER-440/213 (referenční 1. blok JE Dukovany) a studených smyček a s tímto modelem následně provést výpočty termo hydraulických procesů, které bez vhodného zásahu operativního personálu mohou způsobit ohrožení integrity tlakové nádoby reaktoru tzv. studenými jazyky vznikajícími při práci vysokotlakých havarijních čerpadel. Okrajové podmínky CFD výpočtů byly definovány na základě předchozích výpočtů provedených v prostředí výpočtového programu RELAP5.

Název v anglickém jazyce

Innovation of computational models and methodologies for analysis of pT shocks on nuclear reactor pressure vessel

Popis výsledku anglicky

Events that lead to a relatively rapid cooling of the reactor vessel may cause a pressure-temperature shock to existing TNR defects. The pressure-temperature shock at the defect site may initiate a sudden fracture of the pressure vessel, leading to loss of reactor pressure vessel integrity. The most stressed and therefore the most monitored area is formed by the ring of the cylindrical part of the reactor vessel at the points below the cold throat inlets of the loops to the TNR. The temperature is influenced by the cold branch water temperature, ie the primary circuit cooling trend or cold water inflow from emergency make-up pumps. The aim of this work is to create a CFD model of the input part of the pressure vessel of the VVER-440/213 nuclear reactor (reference unit Dukovany NPP) and cold loops and with this model to perform thermo-hydraulic processes calculations. of the reactor by the so-called cold languages arising from the operation of high-pressure emergency pumps. Boundary conditions of CFD calculations were defined on the basis of previous calculations performed in the RELAP5 calculation environment.

Druh

V_souhrn - Souhrnná výzkumná zpráva

CEP obor

—

OECD FORD obor

20305 - Nuclear related engineering; (nuclear physics to be 1.3);

Projekt

—

Návaznosti

N - Vyzkumna aktivita podporovana z neverejnych zdroju

Rok uplatnění

2019

Kód důvěrnosti údajů

C - Předmět řešení projektu podléhá obchodnímu tajemství (§ 504 Občanského zákoníku), ale název projektu, cíle projektu a u ukončeného nebo zastaveného projektu zhodnocení výsledku řešení projektu (údaje P03, P04, P15, P19, P29, PN8) dodané do CEP, jsou upraveny tak, aby byly zveřejnitelné.

Počet stran výsledku

84

Místo vydání

—

Název nakladatele resp. objednatele

TES s.ro.

Verze

—