Разработка методов расчета термопрочности корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии Добров, Михаил Вячеславович

Короткий опис

Добров,МихаилВячеславович.Разработкаметодоврасчетатермопрочностикорпусаядерногореакторапритяжелойаварии: диссертация ... кандидата технических наук : 01.02.06. - Москва, 1998. - 148 с. : ил.больше
Цитаты из текста:

стр. 1
На правах рукописиДобровМихаилВячеславовичУДК 593.3РАЗРАБОТКАМЕТОДОВРАСЧЕТАТЕРМОПРОЧНОСТИКОРПУСАЯДЕРНОГОРЕАКТОРАПРИТЯЖЕЛОЙАВАРИИ01.02.06

стр. 12
реономного деформированиякорпуса, а рассматривают данную задачу в упруго - пластической постановке. Данная работа посвященаразработкеметодик*!расчетанеизотермического деформированиякорпусареакторапритяжелойаварии, находящегося в условиях действия остаточного внутреннего давления, веса кориума,

стр. 37
Проведенный обзор предшествующих работ позволяет сформулировать основные задачи диссертационной работы: •Разработкаметодикирасчетатемпературного состояниякорпусареакторас учетом возможного плавления материалакорпуса; • Формулировка уравнений состояния материала иразработкаметодик их идентификации; -38•Разработкаметодоврасчетанапряженно-деформированного состояниякорпусас учетом нестационарного изменения...

Оглавление диссертациикандидат технических наук Добров, Михаил Вячеславович
содержание
ВВЕДЕНИЕ
1. Обзор исследований термомеханических процессов в системе корпус - кориум
1.1. Термическое состояние системы кориум - корпус
1.1.1. Модель тепломассопереноса в насыпном слое
1.1.2. Модель естественной конвекции в ванне расплава
1.2. Напряженно - деформированное состояние и разрушение корпуса
1.3. Задачи дальнейшего исследования
2. Анализ теплофизических процессов в системе корпус ЯР - кориум
2.1. Формулировка уравнений термического состояния корпус -кориум
2.2. Численная реализация
2.2.1. Одномерная реализация на основе МКР
2.2.2. Двумерная реализация на основе МКЭ
3. Описание механических свойств реакторных сталей для условий, свойственных тяжелым авариям
3.1. Анализ упругих свойств
3.2. Общая формулировка закона нелинейно - вязкого деформирования и разрушения реакторных сталей
3.3. Критерий и методика поиска констант, конкретизирующих уравнение состояния
3.4. Организация вычисления целевой функции
3.5. Моделирование высоко - температурной ползучести стали 8А508-СЬ2
3.6. Моделирование высоко - температурной ползучести стали
15Х2НМФА-А
4. Модель анализа напряженно - деформированного состояния и разрушения корпуса реактора
4.1. Основные уравнения упруго - нелинейно - вязкого деформирования корпуса реактора
4.2. Модель нарушения целостности корпуса реактора
4.3. Численная реализация модели механического состояния на основе шаговой процедуры интегрирования по времени с применением МКЭ
4.4. Одномерная модель деформирования полусферического днища
5. Численный анализ термомеханических процессов в нижней части корпуса при тяжелой аварии
5.1. Постановка задачи
5.2. Расчеты по одномерной модели
5.3. Расчеты по осесимметричной модели
5.4. Оценка опасности протекания аварии 128 Основные результаты и выводы 133 Список использованных источников 135 Приложение