1. На главную
  2. Электронные версии
  3. Теплоэнергетика
  4. № 5, 2023

Теплоэнергетика, 2023, № 5, стр. 23-30

Анализ чувствительности и неопределенности расчета по коду КОРСАР/ГП для аварий с отказом системы охлаждения бассейнов выдержки

В. Е. Карнаухов a, М. М. Бедретдинов a, П. С. Гагулин a, *, Р. М. Следков a, О. Е. Степанов a

a ОКБ “Гидропресс”
142103 Московская обл, г. Подольск, ул. Орджоникидзе, д. 21, Россия

* E-mail: gagulinps@yandex.ru

Поступила в редакцию 17.06.2022
После доработки 23.11.2022
Принята к публикации 25.11.2022

Аннотация

Проведен анализ чувствительности и неопределенности результатов, получаемых на основе расчетной модели работы экспериментального стенда ALADIN, выполненной на базе расчетного программного средства КОРСАР/ГП. Установка ALADIN предназначена для экспериментального наблюдения за процессами, происходящими в приреакторных бассейнах выдержки отработавшего ядерного топлива на АЭС при нарушении его охлаждения (выкипание воды и осушение хранящихся отработавших тепловыделяющих сборок), что имеет большое значение для обоснования безопасности АЭС, особенно в условиях существующего ограниченного банка данных по аналогичным процессам в условиях бассейна выдержки. Результаты, полученные с помощью расчетной модели, и данные экспериментов были опубликованы ранее и показали хорошее совпадение. Анализ чувствительности и неопределенности проведен на основе программного средства ПАНДА, в котором реализуются специальные статистические методы. По результатам проведенного анализа определены параметры, неопределенность которых оказывает наибольшее влияние на температуру имитатора тепловыделяющей сборки и уровень воды в испытательном стенде. Показано, что для рассматриваемой модели допустимо использовать упрощенный подход к проведению анализа неопределенности, основанный на рассмотрении только предельных вариантов отклонения неопределенных параметров модели. В таком случае можно заведомо покрыть всю трубку неопределенности результатов. Количество расчетных вариантов при этом существенно сокращается, а трубка неопределенности расширяется до максимально возможных границ, определяемых наложением самых неблагоприятных отклонений. Стенд ALADIN моделирует одну тепловыделяющую сборку в условиях аварии в бассейне выдержки. Если полученный результат верен для рассмотренной модели, то при схожести протекающих в бассейне процессов и теплофизических характеристик, имеется потенциальная вероятность, что упрощенный подход к анализу чувствительности и неопределенности может быть применим и при анализе безопасности бассейнов выдержки с отработавшим ядерным топливом.

Ключевые слова: анализ чувствительности и неопределенности, обоснование безопасности, анализ аварий, водо-водяной энергетический реактор, бассейн выдержки отработавшего ядерного топлива, программа для теплогидравлических расчетов КОРСАР/ГП, программный комплекс ПАНДА/КОРСАР

Список литературы

  1. НП-001-15. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. М.: НТЦ ЯРБ, 2016.

  2. НП-006-16. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии “Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности блока атомной станции с реактором типа ВВЭР”. М.: Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору, 2017.

  3. Порядок проведения экспертизы программ для электронных вычислительных машин, используемых в целях построения расчетных моделей процессов, влияющих на безопасность объектов использования атомной энергии и (или) видов деятельности в области использования атомной энергии. М.: Ростехнадзор, 2018.

  4. РБ-166-20. Рекомендации по оценке погрешностей и неопределенностей результатов расчетных анализов безопасности атомных станций. М.: Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору, 2020.

  5. Analysis of loss of cooling and loss of coolant severe accident scenarios in VVER-1000/V446 spent fuel pool / P. Omidifard, A. Pirouzmand, K. Hadad, Sümer Şahin // Ann. Nucl. Energy. 2020. V. 138. No. 4. P. 107205. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2019.107205

  6. Song Ni, Maolong Liu, Hanyang Gu. Modeling and validation of RELAP5 for natural circulation flow in a single PWR fuel assembly // Ann. Nucl. Energy. 2021. No. 151. P. 107940. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2020.107940

  7. Severe accident code-to-code comparison for two accident scenarios in a spent fuel pool / O. Coindreau, B. Jäckel, F. Rocchi, F. Alcaro // The 8th European Review Meeting on Severe Accident Research – ERMSAR. Warsaw, Poland, 16–18 May 2017.

  8. Partmann C., Schuster C., Hurtado A. Experimental investigation of the thermal hydraulics of a spent fuel pool under loss of active heat removal conditions // Nucl. Eng. Des. 2018. No. 330. P. 480–487. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2018.02.023

  9. Бедретдинов М.М., Степанов О.Е. Валидация кодов КОРСАР/ГП и СОКРАТ/В1 для условий бассейна выдержки отработанного ядерного топлива // ВАНТ. Сер.: Ядерно-реакторные константы. 2021. № 3. С. 213–226.

  10. Опыт применения и развития расчетного кода КОРСАР для обоснования безопасности АЭС с ВВЭР/ Ю.Г. Драгунов, М.А. Быков, В.А. Василенко, Ю.А. Мигров // Теплоэнергетика. 2006. № 1. С. 43–47.

  11. Чиркин В.С. Теплофизические свойства материалов: справ. М.: Физматгиз, 1959.

  12. Анализ неопределенностей при численном моделировании аварийных режимов ВВЭР с помощью ПК ПАНДА/КОРСАР / А.В. Владимиров, В.С. Грановский, А.Н. Гудошников, И.Г. Данилов, Д.Н. Донченко, В.Г. Коротаев, Ю.А. Мигров // Сб. докл. на межведомственном семинаре “Теплогидравлические аспекты безопасности активных зон, охлаждаемых водой и жидкими металлами”. Обнинск, 2008.

  13. Подгорнов В.В., Черный В.В. Корреляционный анализ: учеб. пособие. Краснодар: Кубан. гос. ун-т, 2010.

Дополнительные материалы отсутствуют.

Инструменты

следующая статья выпуска предыдущая статья выпуска содержание выпуска

Теплоэнергетика

Архивы выпусков Информация о журнале Отправить рукопись в журнал