Wichtige allgemeine Parameter und Kenngrößen des WWER-440 PDF
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Das diesem Bericht zugrunde liegende Vorhaben wurde mit Mitteln des Bundesministers für Bildung, Wissenschaft, Forschung und Tech- nologie (BMBF) unter dem Förderkennzeichen 150091 6 gefördert. Die Verantwortung für den Inhalt dieser Veröffentlichung liegt bei den Autoren. Forschungszentrum Rossendorf e.V. Postfach 51 01 19 D-01314 Dresden Bundesrepublik Deutschland Telefon (0351) 260 2276 / 3470 Telefax (0351) 260 3651 E-Mail [email protected] Berichtsblatt I I Abschlußbericht 4. TMd st Berichtes Analytische Modellierung mechanischer Schwingungen von Primärkreiskomponenten des DruckwasserreaktorsW WER-440 mit finiten Elementen 5. Autor(en) (Name. Vorname(n) 6. Abschlußdatum des Vorhabens Altstadt, Eberhard; Grunwald, Gerhard, Dezember 1995 Scheffler, Michael; Weiß, Frank-Peter 7. Veröifentiiihungsdaiurn März 1997 8. Durchiiihrende In.tihition (Narri.. M-) 9. Ber.Nr. DunhiührendeI nsLWtbn Forschungszentrum Rossendorf e. V. Institut für Sicherheitsforschung Postfach 51 01 19 013 14 Dresden 13. FDrdernda Insti<ution (Name. Adresse) 14. Tabcllen Bundesministeriumf ür Bildung, Wissenschaft, 23 Forschung und Technologie (BMBF) 15. AbbUdunOcn 53175 Bonn 302 I 16.Zu3ätzliche Angaben Das Vorhaben leistet einen Beitrag zur verbesserten Beurteilung der mechanischen Integrität von Reaktoren der russischen WWER-440-Baureihe, insbesondere zur empfindlichen Früherkennung und Lokalisation mechanischer Schädigungen an Reaktorkomponenten mit Hilfe schwingungs- diagnostischer Methoden. Zu diesem Zweck wurde das mechanische Schwingungsverhalten aller Primärkreiskomponenten mit finiten Elemente (FE) modelliert. Dafür wurde das Programmpaket ANSYSü3 genutzt. Die Wechselwirkung zwischen dem im Downcomer abwärts strömenden Kühlmittel und den schwin- genden mechanischen Strukturen ist über ein Fluid-StruMur-Element berücksichtigt worden, das die zusätzliche modenselektiv wirkende Dämpfung und Trägheit infolge der Kühlmittelverdrängung bei zeitlich veränderlicher Spaltweite des Downcomers beschreibt. Das Berechnungsmodell wurde mit Ergebnissen experimenteller Schwingungsuntersuchungen justiert. Zum Teil konnte auf frühere Messungen zurückgegriffen werden. Zusätzlich wurden dedi- zierte Schwingungsmessungen durchgeführt. Das Modell kann als weitgehend verifiziert gelten. Es wurde in der Hauptsache genutzt, um zu klären, wie sich unterstellte mechanische Defekte von Reaktoreinbauten auf die Schwingungen der Gesamtanlage auswirken. Diese Schadenssimulation ist besonders geeignet, empfindliche Meßpositionen für die on-line Überwachung tuf inden und physikalisch fundierte Grenzwerte zu definieren. Das entwickelte Modell ist grundsiitzlich auch geeignet, um Lastabschäkungf ür die Reaktorkompo- nenten bei Einwirkung von außen (Explosion, Erdbeben) vorzunehmen. 1s. cch- Druckwasserreaktor, Schwingung, Modalanalpe, Finite-Elemente-Methode, Fluid-Struktur-Interaktion, Schadenscimulation 20. v&g 21. Pms I Forschungszentrum Rossendorf e. V. Postfach 51 01 19, 01 314 Dresden Document Control Sheet I.I SBN 2. Tmd R W 3. Final Report -- - 4.RWW Analytical Modelling of Mechanical Vibrations of WER-440 Prirnary Circuit Cornponents Using Finite Elements 5. Wha(~(F)- W. Nna) 6. End oi w.el Altstadt, Eberhard ; Grunwald, Gerhard Decernber 1995 Scheffier, Michael ; Web, Frank-Peter 7.-onDh March 1997 8. ui'rm (Nmnm, )- 9. w d sRep ort No. Research Center Rossendorf, Inc. Institute for Safety Research 10. Rdßmbx No. PF 510 1 19, D-01314 DresdenIGermany 1500916 11. NO. m Pi* 215 12. No. 01 Reiararn 34 13.~AgaNiNun.&khSS) 14. No. UT Sik Bundesrninisteriurn für Bildung, Wissenschaft, Forschung und 23 Technologie (BMBF) 15. NO. ol flpvsr 5317 5 Bonn 302 18. Abdnd The project contributes to the irnproved evaluation of the rnechanical integrity of the soviet-type WER-440 reactors especially, to a sensitive early failure detection and to the localization of mechanical damages of reactor cornponents by rneans of vibration rnonitoring. For that purpose the rnechanical vibration of all prirnary circuit components was rnodelled by finite elernents. Modeling was built on the finite elernent code ANSYSB. The interaction between the coolant flowing in the downcorner and the vibrating components has been considered by a fluid-structure element, which descnbes additional rnode selective damping and intertia due to the coolant displacernent when the downcorner geometry changes. The calculation rnodel was adjusted using results from experimental vibration investigations. To some extent data from earlier measurements were available. But additionally dedicated experiments had to be performed at original WERs. Now, the rnodel can be regarded to be widely verified. Mainly it was applied to clarify how hypothetical darnages of reactor internals influence the vibration signature of the pnmary circuit. Such kind of damage simulation is an appropnate means to find sensitive rneasuring positiones for on-line monitoring and to define physically based threshold values. In principle, the rnodel is even suited to estirnate the loads of reactor cornponents which might be imposed by external events (explosion, earthquake). $9.K wmds Pressurized Water Reactor, Vibration, Mo d,saisyl lAan Finite-Elements-Method, Fluid-Structure Interaction, Failure Simulation ZO. Ribahr n. Riw Research Center Rossendorf, lnc. Post Office Box 51 01 19, W1 314 Dresden @ Analytische Modellierung mechanischer Schwingungen von Primärkreiskomponenten des Druckwasserreaktors WWER-440 mit II finiten Elementen D E. Altstadt, G. Grunwald, M. Scheffler, F.-P. Weiß Seite , Kurzfassung Abkürzungen und Symbole s Einleitung Übergeordnete Zielsetzung Rechentechnik, Versuchstechnik und Hilfsmittel Kurzbeschreibung des WWER440 Allgemeines zur Methode der finiten Elemente Mathematische Beschreibung der FEM Vorgehensweise bei einer FE-Analyse Preprocessing Berechnungs- oder Lösungsphase Postprocessing Erstellung des Strukturmodelles Reaktordruckbehälter mit Ein- und Aufbauten Hauptkomponenten Verbindung der Hauptkomponenten Berücksichtigung des Kühlmittels Kühlschleife Gesamtmodell des Primärkreislaufes Lokale Modelle mit höherdimensionalen Elementen RDB-Ringauflage Führungskeil Schalenschwingungen von RDB und KB Modellierung der Fluid-Struktur-Interaktion (W) Modellvoraussetzungen und Grundgleichungen Elementare Strukturbewegungen der Zylinder Pendelbewegung des inneren Zylinders Axialverschiebung des inneren Zylinders Experimentelle Verifikation Integration der FSI in das FE Modell Matrizen für ein Fluid-Struktur-Element Bemerkungen zur programmtechnischen Realisierung Abschätzung des Fluideinflusses bei Schalenschwingungen Anregung durch das strömende Kühlmittel Wirbelfelder im Downcomer Der Oseen-Wirbel Druckverteilung und Kraftwirkung eines ebenen Einzelwirbels Wirbelfeldparameter im Downcomer des WWER-440 Anströmung des Kernbehälters im Bereich der Einlaßstutzen Modalanalyse: Eigenfrequenzen und Schwingungsformen Einzelne Kühlschleife Gesamter Primärkreis Reduziertes Modell des Primärkreises mit FSI Berechnung erzwungener Schwingungen Anregungsformen Berechnung der Schwingungsspektren Modelijustierung Steifigkeitsmatrizen des Modells für RDB und Einbauten Modell für die Kühlschleifen Durchführung des Modalanalyseexperimentes Identifikation der Modalparameter Verwendung der Modalparameter zur Justierung des FE-Modells Sensitivitätsstudien und Schadenssimulation Temperatureinflüsse Sensitivität der Modalparameter gegenüber Änderungen der Steifigkeitsmatrizen Simulation mechanischer Komponentenschäden Versagen von Federrohrsegmenten Bruch von Führungskeilen Untersuchungen an einem 1:10 Versuchsstand Schlußfolgerungen und Ausblick Literatur Anhang Al: Bilder zu Kap. 1 A1.l -A1.2 B , Anhang A2: Bilder zu Kap. 2 A2.1 Anhang A3: Bilder zu Kap. 3 A3.1 - A3.22 U - Tabellen zu Kap. 3 (Elementeparameter) A3.23 A3.27 - Anhang A4: Bilder zu Kap. 4 A4.1 A4.8 Anhang A5: Bilder zu Kap. 5 A5.1 - A5.5 Anhang A6: Bilder zu Kap. 6 A6.1 - A6.38 Anhang A7: Bilder zu Kap. 7 A7.1 - A7.5 Anhang A8: Bilder zu Kap. 8 Anhang Ag: Bilder zu Kap. 9 Kurzfassung Das Vorhaben leistet einen Beitrag zur verbesserten Beurteilung der mechanischen Integrität von Reaktoren der russischen WWER-440-Baureihe, insbesondere zur empfindlichen Früherkennung und Lokalisation mechanischer Schädigungen an Reaktorkomponenten mit Hilfe schwingungsdiagnostischer Methoden. Zu diesem Zweck wurde das mechanische Schwingungsverhalten aller Primärkreiskomponenten mit finiten Elemente (FE) modelliert. Dafür wurde das Programmpaket ANSYSQ genutzt. Die Wechselwirkung zwischen dem im Downcomer abwärts strömenden Kühlmittel und den schwingenden mechanischen Strukturen ist über ein Fluid-Struktur-Element berücksichtigt worden, das die zusätzliche modenselektiv wirkende Dämpfung und Trägheit infolge der Kühlmittelverdrängungb ei zeitlich veränderlicher Spaltweite des Downcomers beschreibt. Das Berechnungsmodell wurde mit Ergebnissen experimenteller Schwingungsuntersu- chungen justiert. Zum Teil konnte auf frühere Messungen zurückgegriffen werden. Zusätzlich wurden dedizierte Schwingungsmessungen durchgeführt. Das Modell kann als weitgehend verifiziert gelten. Es wurde in der Hauptsache genutzt, um zu klären, wie sich unterstellte mechanische Defekte von Reaktoreinbauten auf die Schwingungen der Gesamtanlage auswirken. Diese Schadenssimulation ist besonders geeignet, empfindliche Meßpositionen für die on-line Überwachung zu finden und physikalisch fundierte Grenzwerte zu definieren. Das entwickelte Modell ist grundsätzlich auch geeignet, um Lastabschätzung für die Reaktorkomponenten bei Einwirkung von außen (Explosion, Erdbeben) vorzunehmen. Abstract The project contributes to the improved evaluation of the mechanical integrity of the soviet-type WER-440 reactors especially, to a sensitive early failure detection and to the localization of mechanical damages of reactor components by means of vibration monitoring. For that purpose the mechanical vibration of all primary circuit components was modelled by finite elements. Modeling was built on the finite element code AN- SYS@. The interaction between the coolant flowing in the downcomer and the vibrating components has been wnsidered by a fluid-structure element, which describes additional mode selective damping and intertia due to the coolant displacement when the downcomer geometry changes. The calculation model was adjusted using recults from experimental vibration in- vestigations. To some extent data from earlier measurements were available. But additionally dedicated experiments had to be perforrned at original WERs. Now, the model can be regarded to be widely verified. Mainly it was applied to clarify how hypothetical damages of reactor internals influence the vibration signature of the primary circuit. Such kind of darnage sirnulation is an appropriate means to find sensitive measuring positiones for on-line monitoring and to define physically based threshold values. In principle, the model is even suited to estimate the loads of reactor cornponents which might be imposed by external events (explosion, earthquake). Abkürzungen und Symbole ASL Autospektralleistung B Dämpfungsmatrix BE Brennelement (in Anlehnung an russische Bezeichnungen auch Areits- kassette oder Brennstoffkassette genannt) Federkonstante allgemein C Umfangsgeschwindigkeit des Fluids im Wirbel C" Steifigkeit eines finiten Elementes Ce C Steifigkeitsmatrix CFK Steifigkeitsmatrix der Führungskeile CFP Steifigkeitsmatrix der Federpakete CRL Steifigkeitsmatrix der Ringlagerung CRS Steifigkeitsmatrix der Federrohrsegmente DE Dampferzeuger DGL Differentialgleichung DOF degree of freedom (Freiheitsgrad) DWR Druckwasserreaktor EF Eigenfrequenz EWA Eigenwertaufgabe f Vektor der Knotenkräfte f Frequenz FDL Frischdampfleitung FE Finite Elemente FEM Finite-Elemente-Methode FFT Fast Fourier Transform (Schnelle Fouriertransformation) FK Führungskeil FRS Federrohrsegment FSE Fluid-Struktur-Element FSI Fluid-Struktur-Interaktion fi i= x,y,z generalisierte Kräfte in den Knoten FZR Forschungszentrum Rossendorf HAS Hauptabsperrschieber HUL Hauptumwälzleitung HUP Hauptumwälzpumpe KB Kembehälter KBE Kernbehältereinbauten KK Kassettenkorb W E Kalt-Warm-Erprobung L Länge (allg.); Länge des Ringspaltes beim Strömungspendel M Massenmatrk MDOF master degree of freedom (generalisierter Freiheitsgrad) mi i=x,y,z generalisierte Momente in den Knoten OB Oberer Block OKG Oberes Kemgerüst (Schutzrohrblock) P Statischer Druck irn Fluid q Vektor der generalisierten Koordinaten (enthält die MDOF)
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