Анализ режима работы энергоблока ВВЭР-1000 c естественной циркуляцией тепло-носителя первого контура в рамках реализации стандартной проблемы для валидации кода RELAP5

Изложены основные результаты валидации расчетного кода RELAP5 в рамках международного сотрудничества специалистов Украины и Болгарии при реализации стандартной проблемы для ВВЭР-1000 энергоблока № 6 АЭС «Козлодуй». Приведен сравнительный анализ расчетных и экспериментальных результатов. Представлено...

Повний опис

Збережено в:

Бібліографічні деталі
Дата:	2011
Автори:	Борисенко, В.И., Крушинский, А.Г., Мукоид, В.П., Грудев П., Павлова, М.
Формат:	Стаття
Мова:	Russian
Опубліковано:	Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України 2011
Назва видання:	Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
Теми:	Проблеми безпеки атомних електростанцій
Онлайн доступ:	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/112879
Теги:	Додати тег Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Цитувати:	Анализ режима работы энергоблока ВВЭР-1000 c естественной циркуляцией тепло-носителя первого контура в рамках реализации стандартной проблемы для валидации кода RELAP5 / В.И. Борисенко, А.Г. Крушинский, В.П. Мукоид, П. Грудев, М. Павлова // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2011. — Вип. 15. — С. 13-20. — Бібліогр.: 10 назв. — рос.

Репозитарії

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	irk-123456789-112879
record_format	dspace
spelling	irk-123456789-1128792018-01-02T19:44:49Z Анализ режима работы энергоблока ВВЭР-1000 c естественной циркуляцией тепло-носителя первого контура в рамках реализации стандартной проблемы для валидации кода RELAP5 Борисенко, В.И. Крушинский, А.Г. Мукоид, В.П. Грудев П. Павлова, М. Проблеми безпеки атомних електростанцій Изложены основные результаты валидации расчетного кода RELAP5 в рамках международного сотрудничества специалистов Украины и Болгарии при реализации стандартной проблемы для ВВЭР-1000 энергоблока № 6 АЭС «Козлодуй». Приведен сравнительный анализ расчетных и экспериментальных результатов. Представлено общее заключение о возможности использования расчетного кода RELAP5 для моделирования теплогидравлических процессов в реакторных установках с реакторами ВВЭР-1000. Викладено основні результати валідації розрахункового коду RELAP5 у рамках міжнародного співробітництва спеціалістів України та Болгарії при реалізації стандартної проблеми для енергоблоку № 6 АЕС «Козлодуй» з реактором типу ВВЕР-1000. Наведено порівняльний аналіз розрахункових результатів із результатами натурних випробувань. Надано загальний висновок про можливість застосування розрахункового коду RELAP5 для моделювання перехідних процесів у реакторних установках із реакторами ВВЕР-1000. Main results of RELAP5 code validation in framework of international collaboration of Ukrainian and Bulgarian specialists under realization of standard problem for Kozloduy NPP VVER-1000 Reactor Unit 6 are presented. Comparative analysis of calculation results is described. Overall conclusions about applicability of RELAP5 code to simulate transients in VVER-1000 are stated. 2011 Article Анализ режима работы энергоблока ВВЭР-1000 c естественной циркуляцией тепло-носителя первого контура в рамках реализации стандартной проблемы для валидации кода RELAP5 / В.И. Борисенко, А.Г. Крушинский, В.П. Мукоид, П. Грудев, М. Павлова // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2011. — Вип. 15. — С. 13-20. — Бібліогр.: 10 назв. — рос. 1813-3584 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/112879 621.039.588 ru Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
language	Russian
topic	Проблеми безпеки атомних електростанцій Проблеми безпеки атомних електростанцій
spellingShingle	Проблеми безпеки атомних електростанцій Проблеми безпеки атомних електростанцій Борисенко, В.И. Крушинский, А.Г. Мукоид, В.П. Грудев П. Павлова, М. Анализ режима работы энергоблока ВВЭР-1000 c естественной циркуляцией тепло-носителя первого контура в рамках реализации стандартной проблемы для валидации кода RELAP5 Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
description	Изложены основные результаты валидации расчетного кода RELAP5 в рамках международного сотрудничества специалистов Украины и Болгарии при реализации стандартной проблемы для ВВЭР-1000 энергоблока № 6 АЭС «Козлодуй». Приведен сравнительный анализ расчетных и экспериментальных результатов. Представлено общее заключение о возможности использования расчетного кода RELAP5 для моделирования теплогидравлических процессов в реакторных установках с реакторами ВВЭР-1000.
format	Article
author	Борисенко, В.И. Крушинский, А.Г. Мукоид, В.П. Грудев П. Павлова, М.
author_facet	Борисенко, В.И. Крушинский, А.Г. Мукоид, В.П. Грудев П. Павлова, М.
author_sort	Борисенко, В.И.
title	Анализ режима работы энергоблока ВВЭР-1000 c естественной циркуляцией тепло-носителя первого контура в рамках реализации стандартной проблемы для валидации кода RELAP5
title_short	Анализ режима работы энергоблока ВВЭР-1000 c естественной циркуляцией тепло-носителя первого контура в рамках реализации стандартной проблемы для валидации кода RELAP5
title_full	Анализ режима работы энергоблока ВВЭР-1000 c естественной циркуляцией тепло-носителя первого контура в рамках реализации стандартной проблемы для валидации кода RELAP5
title_fullStr	Анализ режима работы энергоблока ВВЭР-1000 c естественной циркуляцией тепло-носителя первого контура в рамках реализации стандартной проблемы для валидации кода RELAP5
title_full_unstemmed	Анализ режима работы энергоблока ВВЭР-1000 c естественной циркуляцией тепло-носителя первого контура в рамках реализации стандартной проблемы для валидации кода RELAP5
title_sort	анализ режима работы энергоблока ввэр-1000 c естественной циркуляцией тепло-носителя первого контура в рамках реализации стандартной проблемы для валидации кода relap5
publisher	Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
publishDate	2011
topic_facet	Проблеми безпеки атомних електростанцій
url	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/112879
citation_txt	Анализ режима работы энергоблока ВВЭР-1000 c естественной циркуляцией тепло-носителя первого контура в рамках реализации стандартной проблемы для валидации кода RELAP5 / В.И. Борисенко, А.Г. Крушинский, В.П. Мукоид, П. Грудев, М. Павлова // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2011. — Вип. 15. — С. 13-20. — Бібліогр.: 10 назв. — рос.
series	Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
work_keys_str_mv	AT borisenkovi analizrežimarabotyénergoblokavvér1000cestestvennojcirkulâciejteplonositelâpervogokonturavramkahrealizaciistandartnojproblemydlâvalidaciikodarelap5 AT krušinskijag analizrežimarabotyénergoblokavvér1000cestestvennojcirkulâciejteplonositelâpervogokonturavramkahrealizaciistandartnojproblemydlâvalidaciikodarelap5 AT mukoidvp analizrežimarabotyénergoblokavvér1000cestestvennojcirkulâciejteplonositelâpervogokonturavramkahrealizaciistandartnojproblemydlâvalidaciikodarelap5 AT grudevp analizrežimarabotyénergoblokavvér1000cestestvennojcirkulâciejteplonositelâpervogokonturavramkahrealizaciistandartnojproblemydlâvalidaciikodarelap5 AT pavlovam analizrežimarabotyénergoblokavvér1000cestestvennojcirkulâciejteplonositelâpervogokonturavramkahrealizaciistandartnojproblemydlâvalidaciikodarelap5
first_indexed	2025-07-08T04:48:13Z
last_indexed	2025-07-08T04:48:13Z
_version_	1837052823032823808
fulltext	ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 13 УДК 621.039.588 АНАЛИЗ РЕЖИМА РАБОТЫ ЭНЕРГОБЛОКА ВВЭР-1000 C ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИЕЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ПЕРВОГО КОНТУРА В РАМКАХ РЕАЛИЗАЦИИ СТАНДАРТНОЙ ПРОБЛЕМЫ ДЛЯ ВАЛИДАЦИИ КОДА RELAP5 © 2011 г. В. И. Борисенко, А. Г. Крушинский, В. П. Мукоид, Павлин Грудев, Малинка Павлова Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, Киев *Институт ядерных исследований и ядерной энергии Академии наук Болгарии, София Изложены основные результаты валидации расчетного кода RELAP5 в рамках международ- ного сотрудничества специалистов Украины и Болгарии при реализации стандартной проблемы для ВВЭР-1000 энергоблока № 6 АЭС «Козлодуй». Приведен сравнительный анализ расчетных и экспе- риментальных результатов. Представлено общее заключение о возможности использования расчет- ного кода RELAP5 для моделирования теплогидравлических процессов в реакторных установках с реакторами ВВЭР-1000. Ключевые слова: атомная электрическая станция, теплогидравлические процессы в реактор- ных установках, валидация расчетного кода, стандартная проблема, расчетный код RELAP5. Для анализа безопасности действующих и проектируемых энергоблоков АЭС разра- батываются комплексные расчетные программы, позволяющие моделировать спектр взаимо- связанных физических процессов в реакторных установках – теплогидравлику, теплообмен, нейтронную кинетику, механическую прочность, радиационное влияние и др. Учитывая сложность как самих программ, так и моделируемых объектов, важным этапом на пути внед- рения программ для решения практических задач по оценке безопасности АЭС является их всесторонняя апробация путем выполнения тестовых расчетов и сравнения получаемых ре- зультатов с экспериментальными данными, иными словами – валидация расчетного кода. Важная роль в разработке специальных расчетных кодов и их внедрении в практику использования для целей оценки безопасности объектов ядерной энергетики принадлежит международному сотрудничеству, в рамках которого открываются широкие возможности вовлечения в процесс валидации расчетных кодов ведущих специалистов разных стран, по- лучения большого объема экспериментальных данных для валидации и, как следствие, по- вышение объективности получаемых оценок. Благодаря международному сотрудничеству реализуется возможность использовать для валидации данные, полученные как на экспери- ментальных стендах, так и на действующих энергоблоках в процессе их эксплуатации. Прак- тическая целесообразность такого сотрудничества обусловлена, с одной стороны, тем, что открывается доступ к данным, полученным на экспериментальных стендах для моделирова- ния физических процессов в реакторной установке, количество которых в мире ограничено, с другой стороны, имеется возможность выполнения анализа не стационарных режимов, имевших место на действующих АЭС, и отбора подходящих переходных процессов для ва- лидации. Кроме того, участие в процессе валидации позволяет специалистам разных стран получить как практические навыки использования расчетного кода, так и получить соб- ственные оценки возможностей данного кода по моделированию процессов в реакторной установке. Примером международного сотрудничества при валидации расчетного кода является программа валидации расчетного кода RELAP5, разработанного в Айдахской национальной лаборатории (США) для анализа теплогидравлических процессов в основном оборудовании реакторной установки с ядерными реакторами на кипящей воде (BWR). Валидация кода бы- ла организована в рамках программы оценки безопасности реакторов советского производ- ства (SDRS), инициированной Министерством энергетики США (U.S. DOE). С этой целью были реализованы проекты («стандартные проблемы») по оценке возможности применения разработанного расчетного кода для анализа теплогидравлических процессов в реакторных В. И. БОРИСЕНКО, А. Г. КРУШИНСКИЙ, В. П. МУКОИД И ДР. ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 14 установках с водо-водяными энергетическими реакторами под давлением типа ВВЭР. Участниками-исполнителями таких проектов стали страны, на территориях которых эксплу- атировались энергоблоки с реакторами ВВЭР. Целью работ по валидации является обоснование возможности использования расчет- ного кода RELAP5 для анализа переходных и аварийных процессов в ВВЭР. Особое внима- ние уделяется вопросам включения в перечень стандартных проблем переходных и аварий- ных режимов работы имевших место на действующих АЭС. Такие работы выполняются во многих научных центрах [1 - 5] и был организован доступ к полученной информации. Одним из многочисленных шагов в процессе валидации расчетного кода RELAP5/Mod3.2 является стандартная проблема для энергоблока № 6 АЭС «Козлодуй». В качестве переходного процесса для исследования рассмотрен режим работы энергоблока на мощности 5 % от номинального значения в режиме установления естественной циркуляции теплоносителя, реализованный на энергоблоке № 6 АЭС «Козлодуй» при выполнении пла- новых испытаний на этапе ввода энергоблока в эксплуатацию. Работы по данной стандарт- ной проблеме выполнены специалистами Болгарии и Украины при техническом руководстве специалистов США в рамках трехстороннего международного сотрудничества. Объем работ включал сбор информации об исследуемом режиме работы и разработку базы данных для стандартной проблемы; разработку моделей и наборов входных данных для компьютерного кода RELAP5/Mod3.2, выполнение расчетного анализа переходного режима реакторной установки. Разработка моделей и расчетный анализ выполнялись параллельно украинской и болгарской сторонами. При выполнении работ были организованы взаимные проверки и об- суждения полученных результатов, а также разработан совместный итоговый отчет, содер- жащий общие результаты валидации кода RELAP5/Mod3.2 в рамках реализованной стан- дартной проблемы. Ниже представлены основные результаты валидации. Основу для определения стандартной проблемы составили задокументированные ре- зультаты испытаний энергоблока в режиме пониженной мощности при естественной цирку- ляции теплоносителя в первом контуре реакторной установки. Экспериментальные данные содержат данные измерений основных параметров энергоблока в ходе испытаний, а также хронологическую последовательность событий по работе оборудования, систем энергоблока и действиям оперативного персонала. В качестве предмета для анализа применимости рас- четного кода RELAP5 для моделирования теплогидравлических процессов в реакторной установке с реакторами типа ВВЭР был сформирован перечень важных для безопасности ра- боты реакторной установки физических явлений, с одной стороны, имевших место в иссле- дуемом переходном процессе и, с другой стороны, обозначенных как характерные для реак- торов ВВЭР в рамках объединенного проекта USINSC/RINSC [6, 7], а именно: естественная циркуляция теплоносителя в реакторе и петлях; теплопередача в парогенераторе (ПГ); термогидравлика второго контура ПГ; общесистемные эффекты; уровень пароводяной смеси в ПГ. Для валидационного анализа отобраны параметры, которые характеризуют состояние энергоблока в течение переходного процесса на ВВЭР-1000 во время испытаний: давление и температура теплоносителя в первом контуре, уровни в компенсаторе давления (КД) и ПГ, перепады давлений на главных циркуляционных насосах (ГЦН) и ПГ и др. Описание исследуемого переходного процесса представлено в [8]. Энергоблок № 6 АЭС «Козлодуй» проектной электрической мощностью 1000 МВт с реакторной установкой ВВЭР-1000/В-320 введен в действие в 1991 г. Всего в составе АЭС «Козлодуй» имеется два энергоблока ВВЭР-1000/В-320 (энергоблок № 5 эксплуатируется с 1987 г.). Испытание, результаты которого используются в настоящей работе, было выполнено в соответствии с программой предпусковых испытаний энергоблока. Основной целью испы- таний было подтверждение возможности отвода от активной зоны тепловой мощности по- ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 15 рядка 150 МВт в режиме естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре. Перед началом испытаний энергоблок находился в режиме пониженной мощности (5 % (150 МВт)). Все системы нормальной эксплуатации и системы безопасности энергоблока находились в штатном состоянии. Вследствие работы систем нормальной эксплуатации на протяжении испытаний условия для срабатывания аварийных защит реактора не возникали. Регистрация параметров в ходе испытаний осуществлялась штатными средствами управляющей вычисли- тельной системы (УВС) и системы внутриреакторного контроля (СВРК) энергоблока. Для моделирования рассматриваемого переходного процесса были использованы теплогидравлические модели энергоблока ВВЕР-1000/В-320 для расчетного кода RELAP5/Mod3.2, разработанные в соответствии с руководствами кода RELAP5 [9, 10]. В со- став расчетных моделей вошло все основное оборудование и системы первого и второго кон- туров, а также системы безопасности. Для моделирования переходного процесса сторонами- участниками были разработаны индивидуальные наборы входных данных. Основные мо- дельные отличия связаны с тем, что в модели украинских специалистов применена более по- дробная нодализация ПГ (использовано пять параллельных слоев по высоте ПГ, в «болгар- ской» модели - три) и системы питательной воды ПГ (учитывались все трубопроводы основ- ной, вспомогательной и аварийной питательной воды). В модели болгарских специалистов использована более подробная нодализация: главного циркуляционного трубопровода (ГЦТ) - моделируются все четыре циркуля- ционные петли, в украинской модели - три петли, две из четырех петель объединены в одну эквивалентную; реактора - опускной участок реактора разделен на четыре параллельных канала с по- перечными гидравлическими связями. Началом переходного процесса в расчетных анализах, выполненных украинской и болгарской стороной, было принято отключение всех ГЦН. Расчетные анализы протекания переходного процесса выполнены на интервале времени 10 мин, что включает время выбега ГЦН и переход к режиму естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре реак- торной установки. Исходные значения основных параметров реакторной установки соответствовали имеющимся результатам измерений на энергоблоке на момент времени, непосредственно предшествовавший началу испытаний. В табл. 1 представлены параметры исходного состоя- ния, задаваемого в качестве начальных условий переходного процесса. Таблица 1. Параметры исходного состояния энергоблока перед началом переходного процесса по данным измерений и расчетов Параметры Данные АЭС Расчет (Болгария) Расчет (Украина) Мощность реактора, МВт 151 151 151 Давление в первом контуре, МПа 15,70 15,5 15,5 Давление в главном паровом коллекторе (ГПК), МПа 6,13 6,136 6.14 Напор ГЦН, МПа 0,62 0,62 0,62 Уровень в КД, м 5,20 5,20 5,20 Температура теплоносителя на входе в реактор, К 554 552 552 Температура теплоносителя на выходе из реактора, К 556,5 554 553,4 Температура пара в КД, К 617,2 619 617,5 Уровень в ПГ, м 2,45 2,45 2,46 Температура основной питательной воды ПГ, К 434,8 434,8 434,8 Расход подпитки/продувки, м3/ч 30/30 30/30 30/30 Расход вспомогательной питательной воды ПГ, м3/ч 160/131 145/145 160/131 Давление в ПГ, МПа 6,13 6,13 6,14 Температура теплоносителя на выходе из активной зоны (ТВС № 09-32), К 555,3 553 554 В. И. БОРИСЕНКО, А. Г. КРУШИНСКИЙ, В. П. МУКОИД И ДР. ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 16 Как следует из таблицы, значения всех расчетных параметров исходного состояния обоих моделей соответствуют результатам измерений. Отличия расчетных значений темпе- ратур теплоносителя на входе и выходе реактора от измеренных значений находятся в пре- делах точности средств измерения. В соответствии с планом испытаний при работе энергоблока на мощности 5 % от но- минального значения были отключены все ГЦН. В течение испытаний оперативный персо- нал, используя рабочую группу органов регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ), в «ручном режиме» поддерживал заданную мощность реактора и, регулируя расход продувки первого контура, поддерживал уровень в КД. Подробная хронология событий, за- регистрированных на АЭС во время проведения испытаний и моделируемых в расчетных анализах, представлена в табл. 2. Таблица 2. Хронология событий Время, ч:м:с Описание событий 00:00:00 Отключение всех ГЦН 00:01:00 Начало снижения расходов насосов вспомогательной питательной воды ПГ 00:01:30 Начало подъема рабочей группы ОР СУЗ 00:02:45 Снижение расходов насосов вспомогательной питательной воды ПГ 00:03:00 Рабочая группа ОР СУЗ остановлена на уровне 1,2 м 00:03:30 Снижение расходов насосов вспомогательной питательной воды ПГ до значений 25/135 м3/ч, а затем начало повышения расходов 00:03:40 Расходы насосов вспомогательной питательной воды ПГ возросли до значений 75/150 м3/ч, а затем начинают снижение 00:04:00 Начало увеличения расхода подпитки первого контура 00:04:45 Расход подпитки первого контура достиг 18 м3/ч 00:04:50 Расход продувки первого контура достиг 80 м3/ч 00:05:00 Расходы насосов вспомогательной питательной воды ПГ снизились до 25/130 м3/ч 00:05:50 Расход подпитки первого контура начинает снижаться 00:06:15 Расход подпитки первого контура снизился до нуля, а затем начал повышаться. Расходы насосов вспомогательной питательной воды ПГ начал увеличиваться 00:06:25 Расход подпитки первого контура достиг 32 м3/ч. Расход продувки первого контура снизился до 18 м3/ч и продолжает снижаться 00:06:30 Расход продувки первого контура снизился до нуля 00:07:00 Расход подпитки первого контура начал уменьшаться 00:07:20 Расход подпитки первого контура достиг 18 м3/ч 00:08:10 Расход подпитки первого контура увеличился до 20 м3/ч 00:08:30 Расходы насосов вспомогательной питательной воды ПГ возросли до 75/150 м3/ч 00:08:35 Расход подпитки первого контура равен 20 м3/ч 00:09:30 Расход подпитки первого контура увеличился до 30 м3/ч 00:09:50 Расход продувки первого контура увеличился до 20 м3/ч 00:10:00 Завершение испытаний Наличие представленной в табл. 2 детальной хронологии в части автоматической ра- боты обеспечивающих систем энергоблока и действий персонала позволило расчетчикам выполнить адекватное моделирование данных действий. Для визуальной оценки полученных результатов расчетных анализов и сравнения с данными испытаний на рис. 1–6 показаны кривые изменения во времени ряда параметров РУ. Как следует из рис. 1, отключение ГЦН на начальном периоде исследуемого переходно- го процесса вызвало рост давления в первом контуре. Увеличение давления является след- ствием расширения теплоносителя из-за повышения температуры теплоносителя в результа- те ухудшения теплоотвода от первого контура ко второму при переходе с принудительной циркуляции через активную зону к естественной циркуляции после окончания свободного ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 17 выбега ГЦН. Заметное на кривых давления небольшое возмущение вследствие автоматиче- ского открытия линии впрыска в КД на интервале времени 100÷200 с переходного процесса и оказавшегося неэффективным для прекращения роста давления в контуре после отключе- ния ГЦН выглядит идентично на всех трех кривых, что подтверждает корректность модели- рования расчетчиками системы впрыска в КД и адекватность моделей КД реальному физиче- скому объекту. Отличия расчетных значений максимального давления в первом контуре от экспериментального составляет около 0,2 МПа и обусловлено имеющейся неопределенно- стью в регулировании мощности реактора. В целом поведение расчетных кривых давления в первом контуре показали хорошее взаимное совпадение и близость данным измерений. 15,4 15,6 15,8 16,0 16,2 16,4 16,6 0 100 200 300 400 500 600 Время, с Д а в л е н и е , М П а 1 2 3 550 555 560 565 570 575 580 585 0 100 200 300 400 500 600 Время, с Т е м п е р а т у р а , К 1 2 3 4 5 6 Рис. 1. Давление теплоносителя на выходе из реактора: 1-измерение; 2-расчет (Болгария); 3-расчет (Украина). Рис. 2. Температура теплоносителя на выходе ре- актора: 1–измерение; 2–расчет (Болгария); 3-расчет (Украина); и на входе: 4–измерение; 5-расчет (Болгария); 6-расчет (Украина). Общее поведение температуры теплоносителя (рис. 2) показывает удовлетворитель- ное подобие. Расчетные кривые изменения температуры, полученные обеими сторонами- участниками, адекватно отражают поведение температуры во время переходного процесса. Имеющиеся некоторые отличия поведения расчетных кривых по сравнению с эксперимен- том связаны, как и в предыдущем случае, с отличиями в регулировании мощности реактора. Особо следует обратить внимание на отличия начальных значений расчетных и измеренных температур на входе и выходе реактора. Выполненный украинской стороной анализ чувстви- тельности показал, что добиться повышения начальной температуры в первом контуре путем изменения параметров влияния (давления второго контура, расхода ГЦН, эффективности теплопередачи от первого контура ко второму) в обоснованных пределах не представляется возможным ввиду крайне низкой чувствительности температуры теплоносителя к указанным параметрам. Например, снижение эффективной площади теплопередачи в ПГ на 10÷20 % не приводит к значимому увеличению температуры теплоносителя первого контура (требуемое увеличение температуры может быть получено лишь при снижении эффективности теплопе- редачи ПГ в 10 раз). По мнению специалистов, выполнявших расчетный анализ, отличия начальных значений расчетных и измеренных температур теплоносителя могут быть объяс- нены лишь неопределенностями в измерениях параметров на энергоблоке. Общая тенденция поведения уровня в КД (рис. 3) (повышение вследствие темпера- турного расширения теплоносителя в первом контуре после отключения ГЦН, достижение максимума, а затем снижение и дальнейшая стабилизация), полученная в расчетных резуль- татах, соответствует поведению данного параметра во время испытаний. Расчетная кривая изменения уровня в КД, полученная украинской стороной (кривая 3 на рис. 3), достаточно точно повторяет экспериментальную кривую. В результатах расчета, выполненных болгар- ской стороной, уровень в КД расхождение расчетных и экспериментальных значений дости- гает 0,6 м (кривая 2 на рис. 3). Анализ причин различия, выполненный совместно украин- скими и болгарскими специалистами, показал, что моделирование КД в обоих случаях вы- В. И. БОРИСЕНКО, А. Г. КРУШИНСКИЙ, В. П. МУКОИД И ДР. ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 18 полнено идентично в соответствии с проектными характеристиками оборудования. Различия результатов расчетов обусловлены, с одной стороны, особенностями моделирования уровнемера КД и, с другой стороны, наличием неопределенностей в описании действий пер- сонала по регулированию продувки первого контура, что привело к субъективной интерпре- тации станционных данных о вмешательстве персонала при разработке граничных условий для расчетного сценария. 5,0 5,2 5,4 5,6 5,8 6,0 6,2 6,4 6,6 6,8 0 100 200 300 400 500 600 Время, с У р о в е н ь , м 1 2 3 2,43 2,45 2,47 2,49 2,51 2,53 0 100 200 300 400 500 600 Время, с У р о в е н ь , м 1 2 3 4 5 6 Рис. 3. Уровень в КД: 1-измерение; 2-расчет (Болгария); 3-расчет (Украина). Рис. 4. Уровни в ПГ: 1, 2–ПГ1, ПГ3, измерение; 3, 4–ПГ1, ПГ3, расчет (Болгария); 5, 6–ПГ1, ПГ3, расчет (Украина). На рис. 4 представлено сравнение уровней котловой воды в парогенераторах. Как сле- дует из рисунка, характер поведения расчетных уровней согласно результатам украинской стороны (кривые 5 и 6) достаточно точно соответствует экспериментальным результатам (кривые 1 и 2), тогда как тенденция поведения уровней в ПГ в результатах расчета болгар- ской стороны существенно отличается. Принципиальное различие расчетных результатов обусловлено отличиями в моделировании системы питательной воды ПГ. В болгарской мо- дели применена концепция подачи питательной воды в каждый ПГ от индивидуального ис- точника с функцией регулирование расхода для поддержания заданного уровня в ПГ. Укра- инские специалисты реализовали модель системы питательной воды ПГ с учетом проектной схемы трубопроводов. При этом питательные насосы подают воду в общий коллектор, из ко- торого осуществляется раздача на четыре ПГ по трубопроводам с индивидуальными гидрав- лическими характеристиками. Гидравлическая асимметрия трубопроводов приводит к неко- торым отличиям в режимах работы регуляторов питательной воды и, как следствие, обу- словливает соответствующие отличия уровней в различных ПГ. Выполненный анализ чув- ствительности показал отсутствие значимого влияния отклонения уровней в ПГ в представ- ленном на рис. 4 диапазоне на параметры первого контура. Следовательно, имеющиеся от- личия в поведении уровней в ПГ не оказали влияния на общие результаты анализа. Расчетные результаты украинской и болгарской сторон показывают хорошее совпаде- ние перепада давления на ГЦН (рис. 5), что свидетельствует о корректном моделировании гомологических характеристик насоса в режиме свободного выбега. Также хорошее совпа- дение перепада давления на ПГ (рис. 6) подтверждает адекватность модели в части оборудо- вания гидравлического тракта главного циркуляционного контура (ГЦК). При обсуждении результатов валидации сторонами-участниками было признано в це- лом приемлемое взаимное соответствие результатов, полученных украинской и болгарской сторонами, а также соответствие расчетных и экспериментальных результатов. Качественное и количественное поведение параметров реакторной установки корректно описывает проте- кание моделируемого переходного процесса, все отклонения в расчетных и эксперименталь- ных результатах объяснимы. Для подведения итогов валидации были выполнены оценки совпадения по отдельным определяющим параметрам реакторной установки (табл. 3). Оценки соответствия результа- ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 19 тов установлены по четырехуровневой шкале, обычно используемой при валидации расчет- ного кода RELAP5: «отлично», «приемлемо», «минимально», «недостаточно». 0 100000 200000 300000 400000 500000 600000 700000 0 100 200 300 400 500 600 Время, с Д а в л е н и е , П а 1 2 3 0 20000 40000 60000 80000 100000 120000 140000 160000 0 100 200 300 400 500 600 Время, с Д а в л е н и е , П а 1 2 3 Рис. 5. Напор ГЦН: 1-измерение; 2-расчет (Болгария); 3-расчет (Украина). Рис. 6. Перепад давления на ПГ: 1-измерение; 2-расчет (Болгария); 3-расчет (Украина). Таблица 3. Оценки совпадения результатов Название параметра Расчет (Украина)/ данные АЭС Расчет (Болгария)/ данные АЭС Расчет (Украина)/ расчет (Болгария) Давление в первом контуре Приемлемо Приемлемо Приемлемо Температура первого контура Приемлемо Приемлемо Приемлемо Уровень в компенсаторе дав- ления Приемлемо Минимально Минимально Уровень котловой воды в парогенераторах Минимально Минимально Минимально Перепад давления на ГЦН Отлично Отлично Отлично Перепад давления на пароге- нераторах Отлично Отлично Отлично Как следует из данных таблицы, сравнительный анализ показал, в основном, прием- лемое совпадение расчетных результатов, полученных с помощью моделей для кода RELAP5/Mod3.2, с документальными данными о переходном процессе на АЭС, полученны- ми с помощью штатных средств измерения и регистрации эксплуатационных параметров энергоблока. По результатам выполненного анализа было принято общее заключение о воз- можности использования расчетного кода RELAP5/Mod3.2 для моделирования переходных процессов в реакторной установке с реакторами ВВЭР-1000. СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ 1. Российская стандартная проблема безопасности № 1 (СПБ-1) на стенде ИСБ-ВВЭР. Малая течь 2,4 % из выходной камеры реактора: (Заключит. отчет) / ЭНИЦ. - Инв. № 3.433. - Электрогорск, 1995. 2. Российская стандартная проблема безопасности №. 2 (СПБ-2) на стенде ИСБ-ВВЭР. Малая течь 11 % из выходной камеры реактора с последующим отключением циркуляционных насосов: (Заключит. отчет) / ЭНИЦ. - Инв. № 2.468 - Электрогорск, 1997. 3. Стандартная проблема безопасности -3 (СПБ-3) на стенде ИСБ-ВВЭР: исходные данные для пре-тест расчетов / ЭНИЦ. - Электрогорск, 1997. 4. Борисенко В.И., Крушинский А.Г., Мукоид В.П. Стандартная проблема валидации кода RELAP5 для энергоблока с реактором ВВЭР-440 // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорно- биля. - 2006. - Вип. 6. - С. 41 - 48. В. И. БОРИСЕНКО, А. Г. КРУШИНСКИЙ, В. П. МУКОИД И ДР. ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 20 5. Борисенко В.И., Крушинский А.Г., Мукоид В.П. и др. Анализ аварии с течью из первого контура во второй для реакторной установки с реактором ВВЭР-440 при валидации расчетного кода RELAP5 с участием специалистов Украины и Болгарии // Проблеми безпеки атомних електро- станцій і Чорнобиля. - 2008. - Вип. 10. - С. 12 - 19. 6. Guideline for performing code validation within the DOE International Nuclear Safety Center (INSC). - Argonne, 2000. – 13 p. – (Guidelines of US/Russia International Nuclear Safety Center (USINSC/RINSC). WO № 974056401). 7. Computer code validation for transient analysis of VVER and RBMK reactors. Final RELAP5 validation plan for application to VVER. – M., 1998. – 69 p. - (USINSC/RINSC joint project. WO № 974066401). 8. Kozloduy NPP VVER-1000 Thermal-Hydraulics Standard Problem Definition Report, BOA 278065-A- R4, 2000. 9. RELAP5/MOD3 Code Manual. User’s guide and Input Requirements. NUREG/CR-5535, EGG-2596, Vol. 2, 1990. 10. RELAP5/MOD3 Code Manual. User’s guidelines. NUREG/CR-5535. INEL-95/0174, Vol. 5, Rev. 1, 1995. АНАЛІЗ РЕЖИМУ РАБОТИ ЕНЕРГОБЛОКА ВВЕР-1000 З ПРИРОДНОЮ ЦИРКУЛЯЦІЄЮ ТЕПЛОНОСІЯ ПЕРШОГО КОНТУРУ В РАМКАХ РЕАЛІЗАЦІЇ СТАНДАРТНОЇ ПРОБЛЕМИ З ВАЛІДАЦІЇ КОДУ RELAP5 В. І. Борисенко, А. Г. Крушинський, В. П. Мукоїд, Павлін Грудєв, Малінка Павлова Викладено основні результати валідації розрахункового коду RELAP5 у рамках міжнародного співробітництва спеціалістів України та Болгарії при реалізації стандартної проблеми для енергобло- ку № 6 АЕС «Козлодуй» з реактором типу ВВЕР-1000. Наведено порівняльний аналіз розрахункових результатів із результатами натурних випробувань. Надано загальний висновок про можливість за- стосування розрахункового коду RELAP5 для моделювання перехідних процесів у реакторних уста- новках із реакторами ВВЕР-1000. Ключові слова: атомна електрична станція, теплогідравлічні процеси в реакторних установ- ках, валідація розрахункового коду, стандартна проблема, розрахунковий код RELAP5. ANALYSIS OF VVER-1000 NATURAL CIRCULATION REGIME FO R RELAP5 CODE VALIDATION STANDARD PROBLEM V. I. Borysenko, A. G. Krushynsky, V. P. Mukoyd, Pavlin Groudev, Malinka Pavlova Main results of RELAP5 code validation in framework of international collaboration of Ukrainian and Bulgarian specialists under realization of standard problem for Kozloduy NPP VVER-1000 Reactor Unit 6 are presented. Comparative analysis of calculation results is described. Overall conclusions about ap- plicability of RELAP5 code to simulate transients in VVER-1000 are stated. Keywords: nuclear power plant, reactor unit thermal hydraulics, code validation, standard problem, RELAP5 code. Поступила в редакцию 12.10.10

Репозитарії

Схожі ресурси