ANALISI DI UN EVENTO DI PTS ORIGINATO DA UN INCIDENTE DI TIPO MSLB IN UN IMPIANTO NUCLEARE WWER-1000/320 CONDOTTA MEDIANTE I CODICI ACCOPPIATI RELAP5, TRIO_U E ANSYS

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Titolo della tesi: “Analisi di meccanica della frattura del vessel di un impianto nucleare WWER-1000/320 condotta mediante i codici accoppiati Relap5, Trio_U e Ansys, in caso di un evento di PTS originato da un incidente di tipo MSLB”Riassunto: Il presente lavoro documenta lo studio degli effetti di un PTS (Pressurized Thermal Shock) originato da un MSLB (Main Steam Line Break) sul recipiente in pressione di un reattore di tipo WWER-1000/320. E’ stata condotta una analisi accoppiata fra un codice termoidraulico di sistema (Relap5) e un codice agli elementi finiti (Ansys 5.7) al fine di determinare i margini di sicurezza in relazione all’infragilimento del materiale del vessel. I risultati del calcolo termoidraulico ottenuti da Relap hanno permesso di determinare i carichi termici e meccanici da introdurre nel codice strutturale. Le sollecitazioni determinate con Ansys sono state quindi utilizzate per una analisi di meccanica della frattura condotta su una ipotetica cricca monodimensionale, assiale e circonferenziale, avente 3 differenti valori di profondità: 7 mm (cricca piccola), 73 mm (1/4 dello spessore del vessel), 196 mm (>1/2 dello spessore del vessel); nei calcoli, sia termoidraulici che meccanici, è stata presa in considerazione la presenza del cladding.E’ stato analizzato anche il comportamento di una cricca bidimensionale semiellittica superficiale su vessel senza cladding, avente 3 differenti valori di profondità all’apice: 7 mm, 16 mm e 73 mm con rapporto di aspetto di 0.5, 0.3 e 0.5 rispettivamente. Infine è stata condotta una analisi fluidodinamica tramite codice CFD Trio_U per determinare gli effetti dell’eventuale miscelamento nel downcomer del fluido primario sui risultati di meccanica della frattura.