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Analytische Modellierung mechanischer Schwingungen von Primaerkreiskomponenten des Druckwasserreaktors WWER-440 mit finiten Elementen Abschlussbericht

By E. Altstadt, M. Scheffler, F.P. Weiss, G. Grunwald and Forschungszentrum Rossendorf e.V. (FZR) (Germany). Inst. fuer Sicherheitsforschung

Abstract

The project contributes to the improved evaluation of the mechanical integrity of the soviet-type VVER-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. Modelling was built on the finite element code ANSYS"R. The interaction between the coolant flowing in the downcomer and the vibrating components has been considered by a fluid-structure element, which describes additional mode selective damping and inertia due to the coolant displacement when the downcomer geometry changes. The calculation model 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 VVERs. 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 damage simulation 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 components which might be imposed by external events (explosion, earthquake). (orig.)Das Vorhaben leistet einen Beitrag zur verbesserten Beurteilung der mechanischen Integritaet von Reaktoren der russischen WWER-440-Baureihe, insbesondere zur empfindlichen Frueherkennung und Lokalisation mechanischer Schaedigungen an Reaktorkomponenten mit Hilfe schwingungsdiagnostischer Methoden. Zu diesem Zweck wurde das mechanische Schwingungsverhalten aller Primaerkreiskomponenten mit finiten Elemente (FE) modelliert. Dafuer wurde das Programmpaket ANSYS"R genutzt. Die Wechselwirkung zwischen dem im Downcomer abwaerts stroemenden Kuehlmittel und den schwingenden mechanischen Strukturen ist ueber ein Fluid-Struktur-Element beruecksichtigt worden, das die zusaetzliche modenselektiv wirkende Daempfung und Traegheit infolge der Kuehlmittelverdraengung bei zeitlich veraenderlicher Spaltweite des Downcomers beschreibt. Das Berechnungsmodell wurde mit Ergebnissen experimenteller Schwingungsuntersuchungen justiert. Zum Teil konnte auf fruehere Messungen zurueckgegriffen werden. Zusaetzlich wurden dedizierte Schwingungsmessungen durchgefuehrt. Das Modell kann als weitgehend verifiziert gelten. Es wurde in der Hauptsache genutzt, um zu klaeren, wie sich unterstellte mechanische Defekte von Reaktoreinbauten auf die Schwingungen der Gesamtanlage auswirken. Diese Schadenssimulation ist besonders geeignet, empfindliche Messpositionen fuer die on-line Ueberwachung zu finden und physikalisch fundierte Grenzwerte zu definieren. Das entwickelte Modell is grundsaetzlich auch geeignet, um Lastabschaetzung fuer die Reaktorkomponenten bei Einwirkung von Aussen (Explosion, Erdbeben) vorzunehmen. (orig.)SIGLEAvailable from FIZ Karlsruhe / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekBundesministerium fuer Bildung, Wissenschaft, Forschung und Technologie, Bonn (Germany)DEGerman

Topics: 10O - Nuclear power plants, 10P - Nuclear reactor technology, REACTOR SAFETY EXPERIMENTS, PRIMARY COOLANT CIRCUITS, REACTOR COMPONENTS, WWER-3 REACTOR, FAILURE MODE ANALYSIS, FINITE ELEMENT METHOD, COMPUTERIZED SIMULATION, FLUID-STRUCTURE INTERACTIONS, FRACTURES, MECHANICAL VIBRATIONS
Year: 1997
OAI identifier:
Provided by: OpenGrey Repository
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