Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Результаты валидации и перекрёстной проверки расчётного кода РОК/Б на задаче потери охлаждения в бассейне выдержки

08.12.2021 2021 - №04 Безопасность, надежность и диагностика ЯЭУ

Р.М. Следков М.М. Карнаухов О.Е. Степанов М.М. Бедретдинов И.А. Чусов

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2021.4.08

УДК: 621.039.58

Рассматриваются процедуры валидации и перекрестной проверки модернизированного расчётного кода РОК/Б. Основная задача, решаемая этой программой, – обоснование величины плотности теплоносителя в бассейне выдержки и температурного режима кассет при длительном отключении систем охлаждения. Предусмотрена возможность проведения расчётов для различных типов конструкций ТВС и ВВЭР, в частности, энергоблоков ВВЭР-1000, ВВЭР-1200 и ВВЭР-440 с одно- и двухъярусной компоновкой ТВС.

Математическая модель для расчёта тепломассопереноса (в том числе модель кипящего теплоносителя), реализованная в РОК/Б, включает в себя уравнение движения; уравнения для расчёта энтальпии по высоте топливной части ТВС при естественной циркуляции теплоносителя в канале с ТВС и межканальном пространстве; уравнение баланса между изменением массы в каналах стеллажей с кассетами и в межкассетном пространстве и количеством выпаренной (вытекшей) воды; уравнение теплообмена между твэлом и паровой средой. Система уравнений дополнена замыкающими соотношениями для расчёта теплофизических свойств воды и пара, топлива и оболочки, пароводяной смеси в каналах, теплоты пароциркониевой реакции.

Валидация выполнялась по данным эксперимента ALADIN немецких специалистов и данным ОКБ «Гидропресс». Перекрестная проверка кода РОК/Б проводилась в сравнении с результатами расчётов по кодам КОРСАР/ГП и СОКРАТ/В1. По результатам валидации сделан вывод, что отклонение результатов РОК/Б от экспериментальных данных лежит в диапазоне от двух до 10% (10% – для мощности твэла 20 Вт). Перекрёстная проверка показала что отклонение расчётов РОК/Б от СОКРАТ/В1 не превышает 0,5%, а от КОРСАР/ГП – меньше 10%.

Ссылки

  1. Крицкий В.Г., Березина И.Г., Калинкин В.И., Тихонов Н.С., Козлов Ю.В., Размашкин Н.В., Шафрова Н.П. «Атомный ренессанс» и перспективы обращения с ОЯТ. // Безопасность окружающей среды. – 2008. – № 1. – С. 68-71.
  2. Гагаринский А.Ю. Обращение с РАО в ядерно-энергетической стратегии России. // Энергия: экономика, техника, экология. – 2014. – № 7. – С. 2-9.
  3. Сафутин В.Д., Симановский В.М.,. Тихонов Н.С. Транспортирование и хранение отработавших ТВС. / Энциклопедия «Машиностроение», т. IV «Машиностроение ядерной техники», книга 2. – М.: Машиностроение, 2005. – С. 280-300.
  4. Phenomena Identification and Ranking Table. Priorities for Loss-of-Cooling and Loss-of-Coolant Accidents in Spent Nuclear Fuel Pools. Nuclear Safety and Regulation. OECD 2018 NEA No. 7443. Электронный ресурс: https://www.oecd-nea.org/upload/docs/application/pdf/2019-12/7443-pheno_id_rank_table.pdf (дата доступа 10.06.2021).
  5. Wang D. et al. Study of Fukushima Daichi Nuclear Power Station Unit 4 Spent Fuel Pool.// Nuclear Technology. – 2012. – Vol. 180. – PP. 205-215. DOI: https://doi.org/10.13182/NT12-A14634 .
  6. Гидродинамические характеристики движения воздуховодяной смеси атмосферного давления в вертикальном пучке при высоких весовых скоростях потока и повышенной температуре. Отчет 76-0-011, ОКБ «Гидропресс». – Подольск: ОКБ «Гидропресс», 1962. – 72 c.
  7. Partmann Christine, Schuster Christoph, Hurtado Antonio. Experimental investigation of the thermal hydraulics of a spent fuel pool under loss of active heat removal conditions. // Nuclear Engineering and Design. – 2018. – Vol. 330. – PP. 480-487. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2018.02.023 .
  8. Петкевич И.И., Увакин М.А. Применение программы LINQUAD для анализа неопределенностей расчетов режима с разрывом паропровода на установке АЭС-2006 по коду КОРСАР/ГП. // ВАНТ. Серия: Физика ядерных реакторов. –2013. – Вып. 2. – С. 51-60.
  9. Пантюшин С.И., Сорокин Ю.С. Сравнение кодов СОКРАТ/В1, КОРСАР/ГП и ТЕЧЬ-М-97 при анализе начальной стадии тяжелой аварии на РУ ВВЭР-1200. / Сб. трудов VI Международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, 26-29 мая 2009. – Подольск: ОКБ «Гидропресс», 2009. – C. 71-79.
  10. Александрова О.Л., Барабанов Р.А., Дьянов Д.Ю., Косарим С.С., Наумов А.О., Спиридонов В.Ф., Филимонкин Е.А., Циберев К.В. Пакет программ ЛОГОС. Конечно-элементная методика расчёта задач статической прочности конструкций с учетом эффектов физической и геометрической нелинейности. // ВАНТ. Серия: Математическое моделирование физических процессов. – 2014. – Вып. 3. – С. 3-17.
  11. Клемин А.И., Полянин Л.Н., Стригулин М.М. Теплогидравлический расчёт и теплотехническая надежность ядерных реакторов. – М.: Атомиздат, 1980. – 327 с.
  12. Следков Р.М., Степанов О.Е. Кроссверификация программы РОК2 на задаче с потерей охлаждения бассейна выдержки РУ ВВЭР-1000. // ВАНТ. Серия: Физика ядерных реакторов. – 2017. – Вып. 1. – С. 32-36.
  13. Следков Р.М., Степанов О.Е., Галкин И.Ю., Стребнев Н.А. Анализ корреляций истинного объёмного паросодержания для задач с потерей охлаждения бассейна выдержки. // Теплоэнергетика. – 2017. – № 1. – C. 20-24. DOI: https://doi.org/10.1134/S004036361610009X .
  14. Усовершенствование серийной реакторной установки с ВВЭР-1000 в обеспечение безопасности и надежности эксплуатации. Исследование температурного режима кассеты из имитаторов твэлов на стадии повторного залива. Отчет о НИР (заключительный 341-О-044), ОКБ «Гидропресс». – Подольск: ОКБ «Гидропресс», 1985. – 112 c.
  15. Research Program. DENOPI Project. Spent Fuel Pool Loss-of-Cooling and Loss-of-Cooling Accident. 2021. Электронный ресурс: https://www.irsn.fr (дата доступа 10.06.2021).

бассейн выдержки расчетный код РОК/Б КОРСАР/ГП СОКРАТ/В1 потеря охлаждения ВВЭР набухание верификация твэл ТВС