Перспективы развития России
25,395,427
130,791
|
DeC ( Профессионал ) |
| 21 дек 2023 01:24:48 |
Передовая инженерная школа СПбПУ рассчитала прочность корпуса перспективного быстрого реактора БР-1200
новая дискуссия Новость 462
20 декабря 2023
Исследователи Передовой инженерной школы «Цифровой инжиниринг» Санкт-Петербургского политехнического университета Петра Великого (ПИШ СПбПУ) провели расчетное обоснование прочности корпуса блока ядерной энергетической установки со свинцовым теплоносителем для энергоблока нового поколения по заказу АО «НИКИЭТ». Работа выполнена в рамках проекта госкорпорации «Росатом» – «Прорыв», целью которого является достижение нового качества ядерной энергетики путем разработки, создания и промышленной реализации замкнутого ядерного топливного цикла на базе реакторов на быстрых нейтронах.
В ходе реализации проекта «Прорыв» на территории Сибирского химического комбината (г. Северск, Томская обл.) возводятся АЭС с реактором БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем и замыкающим ядерный топливный цикл пристанционным заводом, который включает в себя модуль переработки облученного смешанного уран-плутониевого топлива и модуль фабрикации/рефабрикации для изготовления стартовых твэлов (тепловыделяющих элементов) из привозных материалов, а впоследствии твэлов из переработанного облученного ядерного топлива. Данный комплекс впервые в мире должен обеспечить замыкание топливного цикла, что сделает его, в конечном счете, независимым от внешних поставок энергоресурсов. Вместе с тем, госкорпорация "Росатом" уже приступила к проектированию коммерческого энергоблока нового поколения с электрической мощностью порядка 1200 МВт. Активно ведутся работы по созданию корпуса блока реакторного ядерной энергетической установки со свинцовым теплоносителем для этого энергоблока.
Инженеры ПИШ СПбПУ выполнили полный комплекс расчетных исследований для обоснования прочности и надежности корпуса блока ядерной энергетической установки БР-1200 в условиях длительного высокотемпературного нагружения и внешних динамических воздействий.
Работы выполнялись на основе ранее полученного опыта расчетного обоснования прочности корпуса блока реакторного первого в мире инновационного демонстрационного опытно-промышленного энергоблока на базе быстрого реактора БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем, в полной мере реализующего принципы «естественной безопасности».
«Математическое моделирование теплового и напряженно-деформированного состояния корпуса блока реакторного ядерной энергетической установки со свинцовым теплоносителем представляет собой сложнейшую задачу цифрового инжиниринга в связи с интенсивностью действующих на конструкцию тепловых, механических и гидродинамических нагрузок, а также по причине необходимости детального моделирования нелинейных механических процессов в металло-бетонном корпусе реакторного блока. В данном случае цифровое моделирование является безальтернативным методом проектирования. Кроме того, участие в столь масштабном и сложном проекте наряду с опытными инженерами учащихся Передовой инженерной школы является эффективным методом подготовки инженерных кадров с компетенциями мирового уровня», – прокомментировал значимость разработки руководитель Научно-образовательного центра «Цифровой инжиниринг в атомной и термоядерной энергетике» Передовой инженерной школы СПбПУ Виктор Модестов.
По результатам расчетов было сделано заключение о выполнении нормативных критериев длительной статической прочности корпуса в рассмотренных основных эксплуатационных режимах. При этом была установлена необходимость внесения конструктивных изменений в проект корпуса для обеспечения его сейсмической прочности, а также для обеспечения приемлемых уровней сейсмических нагрузок на внутрикорпусное оборудование. Кроме того, в ходе работ было выявлено определяющее значение динамических нагрузок на металлоконструкции корпуса блока реакторного со стороны свинцового теплоносителя. Учет этого фактора потребовал разработки подробной конечно-элементной модели корпуса в связанной гидроупругой постановке.
«Выполнение задач проекта потребовало задействования всех полученных в ходе обучения и работы в СПбПУ компетенций и навыков в области механики деформируемого твердого тела, динамики сооружений, вычислительной механики и цифрового инжиниринга со стороны исследователей и инженеров Научно-образовательного центра Передовой инженерной школы, а также сотрудников базового для центра Высшей школы механики и процессов управления Физико-механического института СПбПУ», – отметил научный сотрудник НОЦ «Цифровой инжиниринг в атомной и термоядерной энергетике» Передовой инженерной школы СПбПУ, доцент Высшей школы механики и процессов управления Физико-механического института СПбПУ Алексей Лукин.
В декабре 2023 года результаты расчетного исследования были представлены и успешно защищены на заседании Технического комитета Проектного направления «Прорыв» Госкорпорации «Росатом» под председательством научного руководителя ПН «Прорыв» Евгения Адамова.
В 2024-2025 гг исследователи Петербургского Политеха планируют продолжить выполнение полномасштабного комплекса исследовательских работ по расчетному обоснованию прочности корпуса промышленного реактора БР-1200 в рамках подготовки технического проекта реакторной установки.
Источник
Исследователи Передовой инженерной школы «Цифровой инжиниринг» Санкт-Петербургского политехнического университета Петра Великого (ПИШ СПбПУ) провели расчетное обоснование прочности корпуса блока ядерной энергетической установки со свинцовым теплоносителем для энергоблока нового поколения по заказу АО «НИКИЭТ». Работа выполнена в рамках проекта госкорпорации «Росатом» – «Прорыв», целью которого является достижение нового качества ядерной энергетики путем разработки, создания и промышленной реализации замкнутого ядерного топливного цикла на базе реакторов на быстрых нейтронах.
В ходе реализации проекта «Прорыв» на территории Сибирского химического комбината (г. Северск, Томская обл.) возводятся АЭС с реактором БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем и замыкающим ядерный топливный цикл пристанционным заводом, который включает в себя модуль переработки облученного смешанного уран-плутониевого топлива и модуль фабрикации/рефабрикации для изготовления стартовых твэлов (тепловыделяющих элементов) из привозных материалов, а впоследствии твэлов из переработанного облученного ядерного топлива. Данный комплекс впервые в мире должен обеспечить замыкание топливного цикла, что сделает его, в конечном счете, независимым от внешних поставок энергоресурсов. Вместе с тем, госкорпорация "Росатом" уже приступила к проектированию коммерческого энергоблока нового поколения с электрической мощностью порядка 1200 МВт. Активно ведутся работы по созданию корпуса блока реакторного ядерной энергетической установки со свинцовым теплоносителем для этого энергоблока.
Инженеры ПИШ СПбПУ выполнили полный комплекс расчетных исследований для обоснования прочности и надежности корпуса блока ядерной энергетической установки БР-1200 в условиях длительного высокотемпературного нагружения и внешних динамических воздействий.
Работы выполнялись на основе ранее полученного опыта расчетного обоснования прочности корпуса блока реакторного первого в мире инновационного демонстрационного опытно-промышленного энергоблока на базе быстрого реактора БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем, в полной мере реализующего принципы «естественной безопасности».
«Математическое моделирование теплового и напряженно-деформированного состояния корпуса блока реакторного ядерной энергетической установки со свинцовым теплоносителем представляет собой сложнейшую задачу цифрового инжиниринга в связи с интенсивностью действующих на конструкцию тепловых, механических и гидродинамических нагрузок, а также по причине необходимости детального моделирования нелинейных механических процессов в металло-бетонном корпусе реакторного блока. В данном случае цифровое моделирование является безальтернативным методом проектирования. Кроме того, участие в столь масштабном и сложном проекте наряду с опытными инженерами учащихся Передовой инженерной школы является эффективным методом подготовки инженерных кадров с компетенциями мирового уровня», – прокомментировал значимость разработки руководитель Научно-образовательного центра «Цифровой инжиниринг в атомной и термоядерной энергетике» Передовой инженерной школы СПбПУ Виктор Модестов.
По результатам расчетов было сделано заключение о выполнении нормативных критериев длительной статической прочности корпуса в рассмотренных основных эксплуатационных режимах. При этом была установлена необходимость внесения конструктивных изменений в проект корпуса для обеспечения его сейсмической прочности, а также для обеспечения приемлемых уровней сейсмических нагрузок на внутрикорпусное оборудование. Кроме того, в ходе работ было выявлено определяющее значение динамических нагрузок на металлоконструкции корпуса блока реакторного со стороны свинцового теплоносителя. Учет этого фактора потребовал разработки подробной конечно-элементной модели корпуса в связанной гидроупругой постановке.
«Выполнение задач проекта потребовало задействования всех полученных в ходе обучения и работы в СПбПУ компетенций и навыков в области механики деформируемого твердого тела, динамики сооружений, вычислительной механики и цифрового инжиниринга со стороны исследователей и инженеров Научно-образовательного центра Передовой инженерной школы, а также сотрудников базового для центра Высшей школы механики и процессов управления Физико-механического института СПбПУ», – отметил научный сотрудник НОЦ «Цифровой инжиниринг в атомной и термоядерной энергетике» Передовой инженерной школы СПбПУ, доцент Высшей школы механики и процессов управления Физико-механического института СПбПУ Алексей Лукин.
В декабре 2023 года результаты расчетного исследования были представлены и успешно защищены на заседании Технического комитета Проектного направления «Прорыв» Госкорпорации «Росатом» под председательством научного руководителя ПН «Прорыв» Евгения Адамова.
В 2024-2025 гг исследователи Петербургского Политеха планируют продолжить выполнение полномасштабного комплекса исследовательских работ по расчетному обоснованию прочности корпуса промышленного реактора БР-1200 в рамках подготовки технического проекта реакторной установки.
Источник
ОТВЕТЫ (0)
Комментарии не найдены!