Термонапружений стан стержневого ТВЕЛа ядерного реактора.
Автор: Руй Андрій Васильович
Кваліфікаційний рівень: магістр
Спеціальність: Атомна енергетика
Інститут: Інститут енергетики та систем керування
Форма навчання: денна
Навчальний рік: 2021-2022 н.р.
Мова захисту: українська
Анотація: Руй А.В., керівник: д. т. н., професор Семерак М. М.. Термонапруженний стан стержневого ТВЕЛа ядерного реактора. Магістерська кваліфікаційна робота.-Національний університет «Львівська політехніка», Львів, 2021. АНОТАЦІЯ В магістерській кваліфікаційній роботі виконано аналіз та розрахунок термонапруженного стану тепловиділяючого елемента ядерного реактора. При роботі ядерного реактора тепловиділяючі елементи (ТВЕЛи) нагріваються до високих температур. При зміні режиму роботи, а також при екстремальних умовах температура ТВЕЛа також різко зростає або спадає. Градієнт та величина температури обумовлює виникнення температурних деформацій та температурних напружень. При цьому виникає розтріскування таблеток палива в ТВЕЛі, а також його оболонки, що призводить до аварійних ситуацій. В початковому стані паливна таблетка має достатню міцність і пористість, розтріскування таблеток відбувається відразу ж при першому підвищенні потужності. Підйом потужності викликає переважно радіальне розтріскування зовнішньої кільцевої області таблетки, оскільки внутрішня більш нагріта область швидко стає пластичною. При змінах потужності зростає вплив палива на оболонку. В умовах теплозмін проявляється схильність цирконієвих оболонок до корозійного розтріскування під напруженнями. При стрибку потужності спостерігається різке збільшення виходу продуктів поділу з UО2. Це погіршує теплопровідність газової суміші, відповідно збільшує температуру палива і призводить до додаткових взаємодій його з оболонкою. В роботі розробленна матиматична модель для дослідження процесу нагрівання та напружено-деформованого стану ТВЕЛа. При моделюванні сердечник ТВЕЛа моделюється циліндром, а його оболонку – пустотілим циліндром. На основі рівняння теплопровідності та основних співвідношень термопружності досліджено розподіл температур в паливній таблетці та її термонапружений стан. Об’єкт дослідження: Стержневий тепловиділяючий елемент реактора ВВЕР -1000. Предмет досліджень: Тепловий та термонапруженний стан стержневого ТВЕЛа ядерного реактора. Мета дослідження: Дослідження термонапруженого стану тепловиділяючого елементу реактора ВВЕР-1000. Використовуючи рівняння теплопередачі та напружено-деформованого стану, дослідити вплив геометричних розмірів та тепловиділення на деформацію та його термо-напруженний стан. Ключові слова- Ядерний реактор, тепловиділяючий елемент, температурні напруження та деформації. В дипломній роботі досліджено температурні поля, температурні переміщення та напруження в елементах ТВЕЛів реактора ВВЕР – 1000. Одержані математичні формули для знаходження температурного поля, температурних переміщень і термічних напружень в урановову стержні ТВЕЛа та його оболонки. Показано, що температурне поле в урановому стержні змінюється по параболічному закону, найбільше значення температури знаходиться в центрі циландра. Величина температури в таблетці залежить від величини тепловиділення qv, коефіцієнта теплопровідності ? , радіуса циліндра R і температури поверхні tп. Показано, що в стержні виникають радіальні, осьові, тангенціальні (колові) температурні напруження. Радіальні напруження в центрі циліндра є стискаючими. Тангенціальні і осьові напруження в центрі таблетки (r=0) є стискаючими. Із збільшенням r вони зменшуються по величині і переходять в зону розширення. В роботі одержанні аналітичні вирази для знаходження температурних полів та температурних напружень в оболонці ТВЕЛа. Проведені розрахунки напрежень по товщині оболонки. Аналіз розрахунків показує, що тангенціальні та осьові напруження є стискаючими на внутрішній поверхні оболонки. При русі до зовнішньої стінки напруження зменшуються по величині і переходять в область розтягу. Радіальні напруження по товщині оболонки є стискаючими і по величині є не значними. Максимальне значення вони мають по середині стінки, а на зовнішній і внутрішній поверхнях рівні нулю. Перелік використаних літературних джерел. 1. В. П. Кравченко, Г. П. Верхивкер. Основы расчета и конструирования ядерных энергетических реакторов. г. Одесса: 2009 – 409с. 2. Дементев Б.А. Ядерные энергетические реакторы. –М.: Энергоатомиздат, 1990. – 352с. 3. Мельников Н. П. Конструктивные формы и методы расчета ядерных реакторов. – М.: Энергоатомиздат, 1985. – 560 с. 4. Ликов А. В. Теория теплопроводности. М.: Высшая школа, 1967. – 600с. 5. Тимошенко С.П., Гудьер Дж., Главная редакция физико-матиматичиской литературы изд-ва «Наука». 1975. -576 с. 6. Федик И.И., Колесов В.С., Михайлов В.Н., Температурные поля и термонаприжения в ядерных реакторах. М.: Энергоатомиздат, 1985. 280 с. 7. Власов Н. М., Федик И.И., Тепловыдиляющие элементы ядерных ракетных двигателей: Уч. Пособие. М.: ЦНИИатоминформ, 2001 – 208 с. 8. Емельянов И.Я., Михан В.И., Солонин В.И., Конструирование ядерных реакторов: М.: Энергоатомиздат, 1982. – 400 с. 9. Руй А. В. Температурне поле тепловиділяючого елемента ядерного реактор 76-та Студентська науково-технічна конференція: збірник тез доповідей. – Львів: Видавництво Львівської політехніки, 2018, С 548. 10. Руй А. Напружено-деформований стан тепловиділяючих елементів ядерного реактора 77-ма Студентська науково-технічна конференція: збірник тез доповідей. – Львів: Видавництво Львівської політехніки, 2019, С 548. 11. Руй А. Вплив теплофізичних і механічних характеристик палива на цілісність тепловиділяючих елементів ядерних реакторів. 78-ма Студентська науково-технічна конференція: збірник тез доповідей. – Львів: Видавництво Львівської політехніки, 2020.