USE CFD MODEL OF WWER-1200 REACTOR FOR PREDICTION OF FUEL ASSEMBLIES VIBRATIONS
https://doi.org/10.26583/GNS-2019-04-07
EDN: WEPLKB
Abstract
The pare shoes the development cartogram of changes the natural frequencies of coolant pressure oscillation (NFCPO) in the reactor core to predict the conditions of growth the vibrations of fuel assemblies (FA) for WWER-1200. Determination of the average temperature and pressure of the coolant in the core in the nominal mode is carried out by applying the known calculation results obtained using the thermo hydraulic three-dimensional CFD model of the WWER-1200 reactor. It is shown that the coincidence of the NFCPO with the frequency of vibrations of the FA is possible only at certain values of pressure and temperature of the coolant and vibration amplification occurs only in the temperature range corresponding to the bandwidth relative to the detected value of the NFCPO. It is shown that it is possible to increase flexural vibrations of FA-2M at different stages of reactor start-up.
About the Authors
K. N. Proskuryakov
National Research University «MPEI»
Russian Federation
Russian Federation
A. V. Anikeev
National Research University «MPEI»
Russian Federation
Russian Federation
E. Afshar
National Research University «MPEI»
Russian Federation
Russian Federation
D. A. Pisareva
National Research University «MPEI»
Russian Federation
Russian Federation
References
1. Долгов, А. Б. Стратегия движения к нулевому отказу ядерного топлива / А. Б. Долгов, О. Г. Черников // Доклад на Пленарном заседании Международной научно-технической конференции «Безопасность, экономика и эффективность атомной отрасли», Москва, 25-27 мая 2016. – URL : http://mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/files/2016/Materials_2016/Plenar_rus/Strategiya_dvizheniya_k_nulevomu_otkazu_20_05_16.pdf (дата обращения: 16.09.2019).
2. Трипотень, Е. Нулевой отказ как идеология / Е. Трипотень // Атомный эксперт. – 2016. – № 6 (48). – С. 50-55.
3. Billerey A. Evolution of the fuel rod support under irradiation and it impacts on the mechanical behavior of the fuel assemblies, IAEA, Vienna, 2005.
4. Vallory J. Methodology of PWR fuel rod vibration and evaluation in HERMES Facilities, IAEA, Vienna, 2005.
5. Gottuso D., Canat J.N., Mollard P. A family of upgraded fuel assemblies for PWR // Int. Conf. TopFuel 2006, Salamanca, 2006.
6. Перевезенцев, В. В. Возбуждение колебаний пучка ТВЭЛов реакторов ВВЭР турбулентным потоком теплоносителя / В. В. Перевезенцев // Вестник МГТУ им. Н. Э. Баумана. Сер. Машиностроение. – 2009. – № 4. – С.78-88
7. Ikeno T., Kajishima T. Decay of swirling turbulent flow in rod-bundle, Journal of Fluid Science and Technology. 2006. P. 36-47.
8. Benhamadouche S., Moussou P., Maitre C.L. CFD estimation of the flow-induced vibrations of a fuel rod downstream of a mixing grid // Pressure Vessels and Piping: PVP 2009 ASME, Conference, Prague, Czech Republic, 2009.
9. Kim K.-T. The study on grid-to-rod wear models for PWR fuel, Nuclear Engineering and Design. 2009. P. 2820-2824.
10. Kim K.-T. A study on the grid-to-rod wear-induced fuel failure observed in the 16×16 KOFA fuel, Nuclear Engineering and Design. 2010. P. 756-762.
11. Kim K.-T. The effect of fuel rod supporting conditions on fuel rod vibration characteristics and grid-to-rod wear, Nuclear Engineering and Design. 2010. P. 1886-1391.
12. Conner M.E., Baglietto E., Elmahdi A.M. Cfd methodology and validation for single-phase flow in pwr fuel assemblies. Nuclear Engineering and Design. 2010. P. 2088-2095.
13. Yan J., Yuan K., Tatli E., Karoutas Z. A new method to predict gridto-rod in a PWR fuel assembly inlet region. Nuclear Engineering and Design. 2011. P. 2974-2982.
14. Волков, В. Ю. Разработка теплогидравлической CFD модели реактора ВВЭР-1200 / В. Ю. Волков [и др.] // Материалы ХII Международной научно-практической конференции STAR Russian Conference 2017 «Компьютерные технологии: решения прикладных задач тепломассопереноса и прочности», 31 мая-01 июня 2017 г., Нижний Новгород, 2017. – URL: https://sapr.ru/anons/20170323-star-russian-conference-2017.
15. Проскуряков, К. Н. Теплогидравлическое возбуждение колебаний теплоносителя во внутрикорпусных устройствах ЯЭУ / К. Н. Проскуряков // Москва : МЭИ, 1984. – 67 с.
16. Орлов, К. А. Программный комплекс «WaterSteamPro» для расчета теплофизических свойств воды и водяного пара / К. А. Орлов, А. А. Александров, В. Ф. Очков, А. В. Очков // Х Российская конференция по теплофизическим свойствам веществ : тезисы докладов. – Казань : Бутлеровские сообщения, 2002. – С. 187-188.
17. Макаров, В. В. Модальный анализ макетов ТВС реакторов ВВЭР при силовом и кинематическом возбуждении вибрации / В. В. Макаров, А. В. Афанасьев, И. В. Матвиенко // Материалы научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». – Подольск : ГИДРОПРЕСС, 2014.–URL:http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2007/disc/autorun/article56-ru.htm.
18. Егоров, Ю. В. Экспериментальные исследования вибрации ТВЭЛов ТВС-2М и ТВС-КВАДРАТ в потоке теплоносителя в обоснование вибрационной прочности / Ю. В. Егоров // Материалы научно-технической конференции молодых специалистов, ФГУП ОКБ «Гидропресс». – Подольск, 2016. – URL : http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/kms2013/documents/kms2013-002.pdf
Review
For citations:
Proskuryakov K.N., Anikeev A.V., Afshar E., Pisareva D.A. USE CFD MODEL OF WWER-1200 REACTOR FOR PREDICTION OF FUEL ASSEMBLIES VIBRATIONS. Global Nuclear Safety. 2019;(4):62-70. (In Russ.) https://doi.org/10.26583/GNS-2019-04-07. EDN: WEPLKB
Views:
17
JATS XML
Email this article 