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Tesi etd-02172005-164437


Thesis type
Tesi di laurea vecchio ordinamento
Author
Frustaci, Luca
email address
luca.frustaci@libero.it
URN
etd-02172005-164437
Title
Analisi dello shock termico in un RPV tipo WWER100 in condizioni di DEGB
Struttura
INGEGNERIA
Corso di studi
INGEGNERIA NUCLEARE
Commissione
relatore Prof. Beghini, Marco
relatore Ing. Mazzini, Davide
relatore Prof. D'Auria, Francesco
Parole chiave
  • reattore
  • luca frustaci
  • fessura
  • crack
  • frattura
  • meccanica
  • rpv
  • WWER
  • analisi
  • shock
  • thermal
  • pts
  • nucleare
Data inizio appello
11/03/2005;
Consultabilità
completa
Riassunto analitico
Nel settore dell&#39;Ingegneria nucleare, è di importanza fondamentale l&#39;analisi di problemi relativi alla sicurezza degli impianti già esistenti od in fase di progettazione.<br>Tramite l&#39;uso di appropriati codici di calcolo, è possibile oggi valutare in modo sempre più realistico le conseguenze che possono derivare dal verificarsi di determinati transitori incidentali, analizzando l&#39;evolversi dell’ evento dal punto di vista termoidraulico ed i suoi effetti sull’integrità strutturale dei differenti componenti dell’impianto, in particolare del RPV (Reactor Pressure Vessel), uno dei componenti più critici.<br>Per questo recipiente in pressione è importante conoscere le sollecitazioni di origine termica e meccanica indotte da una serie di transitori incidentali che possono verificarsi nel corso della vita operativa dell’impianto. Infatti il vessel è sottoposto ad intenso irraggiamento neutronico, soprattutto nella zona antistante il nocciolo. L’effetto di tale irraggiamento si manifesta sotto forma di degrado delle caratteristiche del materiale (aumento della temperatura di transizione duttile-fragile, diminuzione della tenacità a frattura).<br>Nel presente lavoro si analizzano le conseguenze di un evento di TS (Thermal Shock), originatosi a seguito di un DEGB (Double Ended Guillotine Break). Si prende a riferimento il vessel di un reattore di tipo WWER-1000/320 a 4 loops, da 3000 MWth, ipotizzando una rottura in corrispondenza della cold leg n° 1. <br>Scopo dell’analisi di TS è di verificare l’esistenza di un adeguato margine di sicurezza in relazione all’infragilimento neutronico del materiale del vessel, in modo da escludere la possibilità di inizio di frattura fragile per qualunque difetto ipotizzato od individuato dalle ispezioni di sorveglianza.<br>Nella presente tesi è stato studiato il comportamento di ipotetiche fessure localizzate nella parete interna del RPV, in posizione prospiciente il nocciolo ed in corrispondenza di un cordone di saldatura. La fessura è stata posta nella posizione più critica in relazione ai carichi indotti dal transitorio incidentale; nel caso specifico il punto più critico è posto al di sotto del punto di immissione dei sistemi di refrigerazione di emergenza. <br>L’analisi è stata svolta secondo tre fasi. La prima è quella relativa alla simulazione termoidraulica del transitorio. E’ stato ottimizzato un modello termoidraulico per il codice RELAP, per l’intero impianto (comprendente il circuito primario e secondario). I risultati ottenuti sono stati utilizzati come dati di ingresso per i calcoli strutturali inerenti la seconda fase, avvalendosi di un accoppiamento del codice termoidraulico RELAP ed il codice strutturale agli elementi finiti ANSYS 8; il modello agli elementi finiti (FE) è utilizzato per il calcolo delle tensioni termiche e meccaniche agenti sul RPV. <br>La terza fase consiste nello studio di meccanica della frattura, considerando differenti tipologie di fessure.<br>Al fine di migliorare la conoscenza degli effetti indotti dal raffreddamento parziale della parete del vessel, e di poter supportare i risultati ottenuti con l’analisi di TS, è stato eseguito uno studio aggiuntivo, estendendo il fronte del raffreddamento a porzioni crescenti del downcomer. Tale attività ha permesso di verificare un effetto di intensificazione delle tensioni conseguente al raffreddamento parziale, che causa un incremento del SIF (Stress Intensification Factor). <br>Nel Capitolo 2 si fornisce una descrizione del reattore nucleare WWER-1000/320, con particolare attenzione nei confronti del circuito primario (vessel ed internals, nocciolo del reattore, sistema di tubazioni etc.). Nel Capitolo 3 è stata descritta la metodologia di analisi adottata in base alle linee guida fornite dalla IAEA per l’analisi di PTS (Pressurized Thermal Shock). Il Capitolo 4 propone i principali richiami teorici sui codici di calcolo termoidraulico e strutturale impiegati. Nel Capitolo 5 vengono illustrati i modelli di calcolo utilizzati da tali codici, mentre nel Capitolo 6 si effettua l’analisi termoidraulica del transitorio. Il Capitolo 7 illustra i risultati dell’ analisi strutturale, mentre nel Capitolo 8 viene svolta l&#39;analisi di meccanica della frattura e vengono mostrati gli effetti sul vessel (fenomeno “bending”), dovuti al raffreddamento progressivo di porzioni crescenti del downcomer. Il Capitolo 9 mostra le conclusioni del lavoro svolto. <br>
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