Forschungszentrum Karlsruhe - Wissenschaftliche Berichte - FZKA 7270
Festigkeitsanalyse für den Reaktordruckbehälter des
High Performance Light Water Reactor (HPLWR)
E. Guelton, K. Fischer
Zusammenfassung
Der High Performance
Light Water Reactor (HPLWR) ist eines der Konzepte des Generation IV Programms.
Dieser wird im Unterschied zu aktuellen Leichtwasserreaktoren mit
überkritischen Dampfzuständen betrieben, d.h. aufgrund des Betriebsdruckes von
25 MPa strömt das Kühlmedium Wasser, welches auch als Moderator verwendet wird,
einphasig durch den Kern. Am Austritt erreicht der Frischdampf Temperaturen
über 500 °C. Diese Bedingungen wirken sich erheblich auf das Design und die
Auslegung des Reaktordruckbehälters (RDB) aus. Für die Modellierung wird ein
Konzept für den RDB verwendet, welches im Aufbau dem Design aktueller
Druckwasserreaktoren ähnelt und somit die Verwendung von bewährten Werkstoffen
ermöglicht und auch die erwähnten hohen Anforderungen berücksichtigt. Eine erste
Druckauslegung zur Abschätzung der Wandstärken und der geometrischen Abmessungen
des Behälters wurden für dieses Konzept anhand der KTA-Richtlinien
durchgeführt. Die Modellierung bzw. Festigkeitsanalyse, welche nach der
Finite-Elemente Methode (FEM) mit dem Programm ANSYS durchgeführt wurde, dient
zur Verifizierung dieses Konzeptes. Die kombinierte mechanische und thermische
Berechnung lieferte die Primär, Sekundär- und Spitzenspannungen, welche nach
den KTA-Richtlinien für die Beanspruchungsstufen 0 (Auslegung) und A (normaler
Betriebszustand) für die einzelnen Komponenten bewertet wurden. Die Ergebnisse
bestätigen die Abschätzung der Wandstärken, allerdings treten im Bereich der
Ein- und Auslassflansche Spannungen in der Nähe der vorgegebenen Grenzwerte
auf, so daß bei einer Vergrößerung des Behälters, z.B. für höhere Leistungen,
eine Grenzwertüberschreitung möglich ist. Daher werden konstruktive
Verbesserungen für diesen Bereich vorgestellt und bewertet. Eine geschicktere
Geometrie des Flansches reduziert die Spannungen um bis zu 65%.
Stress Analysis of the Reactor Pressure Vessel of the High
Performance Light Water Reactors (HPLWR)
Abstract
The High Performance Light Water Reactor (HPLWR) is one of
the concepts of the Generation IV program. The main difference compared to
current Light Water Reactors (LWR) results from the supercritical steam
condition of the coolant. Due to the supercritical pressure of 25 MPa, water,
used as moderator and coolant, flows as a single phase through the core. The
temperatures at the outlet are above 500 °C. These conditions have a major
impact on the design of the Reactor Pressure Vessel (RPV). For the modelling a
RPV concept is proposed, which resembles the design of current LWR and allows
the use of approved materials on one side and also meets the additional demands
on the other side. A first dimensioning of the RPV wall thicknesses and the
geometrical proportions has been performed using the german KTA-guidelines. To
verify these results, a stress analysis using the finite element method has
been performed with the program ANSYS. The combined mechanical and thermal calculations
provide the primary, secondary and peak stresses which are evaluated using the
KTA-guidelines design loading (Level 0) and service loading level A for the different
components. The results confirm the wall thicknesses estimated by Fischer et
al. (2006), but there are peak stresses in the vicinity of the inlet and outlet
flanges, which are very close to the allowed design limit. For larger diameters
of the RPV those regions will become critical and the stresses might exceed the
design limits. Design optimizations for those regions are proposed and
evaluated. A readjusted geometry of the inlet flange reduces those stresses by 65%.
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