Валидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 по оценке условий термошока корпуса реактора

Валидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 по оценке условий термошока корпуса реактора

Проведена валидация модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 с подробным моделированием опускного участка при помощи азимутального разделения на 20 вертикальных каналов с соединением поперечными связями. В качестве экспериментальных данных для сравнения использованы измеренн...

Повний опис

Збережено в:
Бібліографічні деталі
Дата:2011
Автори: Воробьев, Ю.Ю., Кочарьянц, О.Р.
Формат: Стаття
Мова:Russian
Опубліковано: Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України 2011
Назва видання:Ядерна та радіаційна безпека
Онлайн доступ:http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97433
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:Валидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 по оценке условий термошока корпуса реактора / Ю.Ю. Воробьев, О.Р. Кочарьянц // Ядерна та радіаційна безпека. — 2011. — № 3. — С. 29-37. — Бібліогр.: 11 назв. — рос.

Репозитарії

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
id irk-123456789-97433
record_format dspace
spelling irk-123456789-974332016-03-29T03:02:33Z Валидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 по оценке условий термошока корпуса реактора Воробьев, Ю.Ю. Кочарьянц, О.Р. Проведена валидация модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 с подробным моделированием опускного участка при помощи азимутального разделения на 20 вертикальных каналов с соединением поперечными связями. В качестве экспериментальных данных для сравнения использованы измеренные параметры нарушения с незакрытием предохранительного клапана (ПК) компенсатора давления (КД) на энергоблоке № 3 Ровенской АЭС. Модель применяется для оценки формирования условий термошока корпуса реактора. Проведено валідацію моделі реактора ВВЕР-1000 для комп’ютерного коду RELAP5/MOD3.2 з детальним моделюванням опускної ділянки за допомогою азимутного розділення на 20 вертикальних каналів із з’єднанням поперечними зв’язками. За експериментальні дані для порівняння використано виміряні параметри порушення з незакриттям запобіжного клапана (ЗК) компенсатора тиску (КТ) на енергоблоці № 3 Рівненської АЕС. Модель використовується для оцінки формування умов термошоку корпусу реактора. The WWER-1000 reactor model for RELAP5/mod3.2 computer code is validated. The model includes detailed modeling of the downcomer by dividing it azimuthally into 20 vertical channels with crossflow junctions. The measured parameters for the failure of the Rivne-3 pressurizer safety valve to close are used as experimental data. The model is applied to evaluate reactor vessel thermal shock conditions. 2011 Article Валидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 по оценке условий термошока корпуса реактора / Ю.Ю. Воробьев, О.Р. Кочарьянц // Ядерна та радіаційна безпека. — 2011. — № 3. — С. 29-37. — Бібліогр.: 11 назв. — рос. 2073-6231 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97433 621.039.53 ru Ядерна та радіаційна безпека Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
institution Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection DSpace DC
language Russian
description Проведена валидация модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 с подробным моделированием опускного участка при помощи азимутального разделения на 20 вертикальных каналов с соединением поперечными связями. В качестве экспериментальных данных для сравнения использованы измеренные параметры нарушения с незакрытием предохранительного клапана (ПК) компенсатора давления (КД) на энергоблоке № 3 Ровенской АЭС. Модель применяется для оценки формирования условий термошока корпуса реактора.
format Article
author Воробьев, Ю.Ю.
Кочарьянц, О.Р.
spellingShingle Воробьев, Ю.Ю.
Кочарьянц, О.Р.
Валидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 по оценке условий термошока корпуса реактора
Ядерна та радіаційна безпека
author_facet Воробьев, Ю.Ю.
Кочарьянц, О.Р.
author_sort Воробьев, Ю.Ю.
title Валидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 по оценке условий термошока корпуса реактора
title_short Валидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 по оценке условий термошока корпуса реактора
title_full Валидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 по оценке условий термошока корпуса реактора
title_fullStr Валидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 по оценке условий термошока корпуса реактора
title_full_unstemmed Валидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 по оценке условий термошока корпуса реактора
title_sort валидация теплогидравлической модели реактора ввэр-1000 для компьютерного кода relap5/mod3.2 по оценке условий термошока корпуса реактора
publisher Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
publishDate 2011
url http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97433
citation_txt Валидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 по оценке условий термошока корпуса реактора / Ю.Ю. Воробьев, О.Р. Кочарьянц // Ядерна та радіаційна безпека. — 2011. — № 3. — С. 29-37. — Бібліогр.: 11 назв. — рос.
series Ядерна та радіаційна безпека
work_keys_str_mv AT vorobʹevûû validaciâteplogidravličeskojmodelireaktoravvér1000dlâkompʹûternogokodarelap5mod32poocenkeuslovijtermošokakorpusareaktora
AT kočarʹâncor validaciâteplogidravličeskojmodelireaktoravvér1000dlâkompʹûternogokodarelap5mod32poocenkeuslovijtermošokakorpusareaktora
first_indexed 2025-07-07T05:00:15Z
last_indexed 2025-07-07T05:00:15Z
_version_ 1836962984670265344
fulltext Ядерна та радіаційна безпека 3 (51).2011 29 В последнее время особое внимание уделяется теплогидравлическим аспектам взаимодействия материала корпуса реактора со смесью тепло- носителя и борного раствора, который подается в первый контур насосами системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ). Важность достоверного опре- деления термодинамических параметров теплоносителя и феноменологии теплогидравлических процессов в опуск- ной камере реактора определяется тем, что термические и гидравлические нагрузки, которые возникают при попа- дании холодной воды на металл конструкций, могут быть опасными с точки зрения как циклической прочности, так и хрупкого разрушения. Для получения локальных характеристик в рамках дан- ной работы используется модель установки ВВЭР-1000 для одномерного расчетного кода RELAP5/MOD3.2 с разбие- нием опускного участка реактора на систему параллельных каналов с учетом перетечек между ними. Актуальность связана с адаптацией к конкретной конфигурации самого массового в Украине вида реакторов ВВЭР-1000 и даль- нейшим применением для оценки условий по хрупкому разрушению металла корпуса. Исходной моделью является четырехпетлевая модель РУ, разработанная для энергоблока № 5 Запорожской атомной электростанции (ЗАЭС) в рамках проекта углубленного анализа безопасности. Развитие модели представлено в [1], [2], [3]. Модель ориентирована на реалистичные расчеты поведения РУ и использовалась для обоснования модер- низаций энергоблоков ВВЭР-1000 и аналитического обо- снования симптомно-ориентированных аварийных инст- рукций (СОАИ). Опускной участок разбит путем азимутального разде- ления на 20 вертикальных каналов (по пять на каждый из четырех секторов) с соединением поперечными связями [4]. Данная технология называется методом параллельных ка- налов и используется в международной практике, напри- мер для оценки риска разрушения корпуса реактора [5]. Использование данной технологии не заменяет трехмерно- го моделирования опускного участка, так как расчетный код упрощенно рассчитывает характеристики связей и объ- емов в поперечных направлениях. Более того, в таком слу- чае отсутствует радиальное разделение опускного участка. При моделировании большое внимание уделено на- стройке модели реактора после проведенного разбиения, постановке тестовых задач со сравнительным анализом со- гласно международной практике, анализу поведения жид- кости в опускном участке [4]. Общий подход к валидации. Валидация расчетной мо- дели проводится сравнением расчетного поведения пара- метров с измеренными значениями для избранного исход- ного события (ИС). Сравниваются отдельно численные значения параметров для начального состояния на номи- нальной мощности, начального состояния перед ИС и за- тем для самого переходного процесса. Критериями сравне- ния выбираются как численные значения параметров, так и временные рамки событий. Для снижения субъективного фактора применяются численные критерии оценки (коды соответствия). Переходный процесс разбивается на харак- терные интервалы времени и сравнение производится по интервалам отдельно для временной оценки точности рас- четного моделирования. Численные значения, полученные в результате рас- чета стационарного состояния на номинальной мощности, УДК 621.039.53 Ю. Ю. Воробьев, О. Р. Кочарьянц Государственный научно-технический центр по ядерной  и радиационной безопасности, г. Киев, Украина Валидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 по оценке условий термошока корпуса реактора Проведена  валидация  модели  реактора  ВВЭР-1000  для  компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 с подробным моделирова- нием опускного участка при помощи азимутального разделения  на  20 вертикальных  каналов  с соединением  поперечными  свя- зями. В качестве экспериментальных данных для сравнения ис- пользованы измеренные параметры нарушения с незакрытием  предохранительного клапана (ПК) компенсатора давления (КД)  на энергоблоке № 3 Ровенской АЭС. Модель применяется для   оценки формирования условий термошока корпуса реактора. К л ю ч е в ы е   с л о в а: корпус реактора, расчетная модель,  термошок,  термоудар,  перемешивание  в опускном  участке,  стратификация потоков, валидация. Ю. Ю. Воробйов, О. Р. Кочар’янц Валідація теплогидравлічної моделі реактора ВВЕР-1000 для комп’ютерного коду RELAP5/MOD3.2 щодо оцінки умов термошоку корпусу реактора Проведено валідацію моделі реактора ВВЕР-1000 для комп’ю- терного  коду  RELAP5/MOD3.2  з  детальним  моделюванням  опускної  ділянки  за  допомогою  азимутного  розділення  на  20 вертикальних  каналів  із  з’єднанням  поперечними  зв’язками.  За експериментальні дані для порівняння використано виміряні  параметри порушення з незакриттям запобіжного клапана (ЗК)  компенсатора  тиску  (КТ)  на  енергоблоці  № 3  Рівненської  АЕС.  Модель  використовується  для  оцінки  формування  умов  термо- шоку корпусу реактора. К л ю ч о в і   с л о в а:  корпус  реактора,  рпозрахункова  мо- дель, термошок, термоудар, перемішування в опускній ділянці,  стратифікація потоків, валідація. © Ю. Ю. Воробьев, О. Р. Кочарьянц, 2011 30 Ядерна та радіаційна безпека 3 (51).2011 Ю. Ю. Воробьев, О. Р. Кочарьянц приведены в табл. 1 в сравнении с требованиями техни- ческого обоснования безопасности (ТОБ) [6] и техно- логического регламента безопасной эксплуатации, действу- ющего на энергоблоке № 3 РАЭС [7]. Анализ указывает на совпадение расчетных величин с требованиями эксплуа- тационной и проектной документации, стационарное со- стояние оценивается как приемлемое. Для валидации измененной модели реактора ВВЭР-1000 выбирается нарушение «Незакрытие главного предохрани- тельного клапана ИПУ КД YP21S01 во время плановой проверки работоспособности реальным повышением дав- ления в первом контуре перед пуском энергоблока № 3 после ППР из-за подклинивания в седле золотника им- пульсного клапана YP21S04 после его открытия» [8], [9]. Данное нарушение характеризуется: поведением РУ при течи первого контура из парового пространства КД; работой каналов САОЗ высокого давления (ВД); работой каналов САОЗ низкого давления (НД). Таким образом, имеется возможность определить рас- четные возможности модели для моделирования процес- сов, связанных с течами первого контура, в применении к захолаживанию корпуса реактора. Данный инцидент очень близок к постулируемому ИС «Непреднамеренное открытие ПК КД» в анализе термошо- ка корпуса реактора [10], так как он произошел при низ- кой мощности реактора после ППР и перегрузки активной зоны. Это приводит к низкому энерговыделению в актив- ной зоне и, как следствие, к низкой и неустойчивой есте- ственной циркуляции. Основное внимание будет уделено соответствию тепло- гидравлических параметров первого контура, которые очень важны для анализа термошока корпуса реактора, Таблица 2. Коды соответствия Качественный критерий Код Описание Отличное соответствие Код 5 Параметр в пределах проектной точности; события по данному параметру произошли Хорошее соответствие Код 4 Параметр в пределах трех проектных точностей определения, за исключением моментов, когда выход его за рамки является временным и важность данного параметра в моменты выхода для целей расчетного анализа низкая; события по данному параметру произошли Удовлетвори- тельное соответствие Код 3 Параметр находится в пределах пяти проектных точностей определения, за исключением мо- ментов, когда выход его за рамки является временным и важность данного параметра в моменты выхода для целей расчетного анализа низкая; параметры расчета и АЭС могут быть совмещены путем сдвига по времени или по параметру, что указывает на их корреляцию; события по данному параметру произошли. Минимальное соответствие Код 2 Параметр находится за пределами пяти проектных точностей определения (не более 50 %), но сохраняет тенденцию экспериментально определенного параметра. Параметры расчета и АЭС могут быть совмещены путем сдвига по времени или по параметру, что указывает на их корре- ляцию; события по данному параметру произошли, однако значительно сдвинуты во временных рамках. Возможно наличие одного ложного срабатывания или несрабатывания, обусловленного отличи- ем расчетной величины от экспериментальной Неудовлетво- рительное соответствие Код 1 Параметр находится за пределами пяти проектных точностей определения и не сохраняет тен- денцию экспериментально определенного параметра. Параметры расчета и АЭС не могут быть совмещены путем сдвига по времени или по параметру, что указывает на отсутствие их корре- ляции; события, активирующиеся по данному параметру (защиты, блокировки и т. д.), не произошли или не соответствуют экспериментальным данным (два события и более) Таблица 1. Результаты расчета стационарного состояния Параметр Ссылочное значение Расчетная величина Тепловая мощность реактора, МВт 3000±60 3000 Давление на выходе из реактора, кгс/см2 159±2 158,7 Температура холодных ниток (ХН), °C 289,7 289,6–289,8 Температура горячих ниток (ГН), °C 320 319,8–319,9 Максимальная температура топлива, °C 1883 1890 Расход теплоносителя в холодных нитках, м3/ч 21200±1000/1200 21225–21265 Уровень теплоносителя в КД, м 8,77±0,15 8,67 Давление в паропроводах парогенераторов (ПГ), кгс/см2 63±1 62,9 Уровень в ПГ по уровнемеру с базой 4 м на “холодном” днище, м 2,25±0,05 2,16–2,26 Расход питательной воды в ПГ, т/ч 1470±60 1477–1485 Ядерна та радіаційна безпека 3 (51).2011 31 Валидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 результатам, измеренным при нарушении. Это следующие параметры: давление первого контура; температура холодных ниток (ХН), опускного участка, активной зоны; температура корпуса реактора; расход САОЗ. Сравнение данных параметров позволяет сделать вы- вод о применимости модели. Распределение температур в азимутальном направлении опускного участка и в самом опускном участке не измеряется непосредственно на АЭС. Данные параметры оцениваются при помощи подходов, принятых при моделировании. Далее приводятся крите- рии соответствия расчетных и измеренных параметров. Данная система критериев расширена по сравнению с [11]. Время расчетного анализа разбивается на шесть интер- валов, которые определяются инженерно по происходя- щим явлениям и тенденциям изменения параметров: Время, с Описание 0–300 Характеризуется паровым истечением из ПК КД до момента достижения минимального уровня в КД 300–500 Характеризуется паровым истечением из ПК КД с повышением уровня в КД практически до 10 м 500–2000 Характеризуется двухфазным истечением из ПК КД до момента достижения максимального уровня в КД и начала однофазного водяного ис- течения 2000–3000 Характеризуется водяным истечением из ПК КД до момента перегиба температуры на выходе ак- тивной зоны (в расчетном анализе). На данной фазе работает САОЗ ВД; САОЗ НД не подает воду в первый контур 3 000–5000 Характеризуется водяным истечением из ПК КД до момента стабилизации температуры на выходе активной зоны (в расчетном анализе). На данной фазе отключается САОЗ ВД и начинает работать САОЗ НД 5000–10000 Характеризуется водяным истечением из ПК КД до конца расчетного анализа. На данной фазе от- ключаются все кроме одного насоса САОЗ НД В табл. 3 приведены параметры расчета начального со- стояния перед ИС. Таблица 3. Результаты расчета начального состояния Параметр Данные АЭС Расчетное значение Тепловая мощность реактора, МВт 1,67 1,67 Давление на выходе из реактора, кгс/см2 186,5 186,7 Температура теплоносителя на входе в реактор (ХН), °C 267,0–268 268,7 Температура теплоносителя на вы- ходе из реактора (ГН), °C 271,0 272,5 Средний подогрев на реакторе по показаниям температур петель,°C 3,6 3,8 Уровень теплоносителя в КД YP10L06, м 5,28 5,26 Давление в паропроводах ПГ, кгс/см2 56,0–56,2 55,8 При моделировании аварийного процесса некоторые параметры задаются в качестве граничных условий, что продиктовано как границами моделирования, так и дей- ствиями оператора. Включение и отключение каналов САОЗ ВД осуществлялись оператором вручную и автома- тически, поэтому моделировались также граничными ус- ловиями расчета. Для оценки моделирования выбранного нарушения принят подход упрощенного моделирования условий: давления по второму контуру (давление и уровень в ПГ определялись как граничные условия); ввода в работу и вывода каналов САОЗ ВД (моменты включения и отключения); вывода каналов САОЗ НД (моменты отключения). Момент включения в работу САОЗ НД определяется расчетом переходного процесса. Результаты анализа. В табл. 4 представлена хронология событий при открытии ПК КД, на рис. 1–20 даны резуль- таты расчета. Рис. 1. Давление на выходе из реактора Рис. 2. Уровень в КД YP10L06 (для блокировки YPF02) 32 Ядерна та радіаційна безпека 3 (51).2011 Ю. Ю. Воробьев, О. Р. Кочарьянц Таблица 4. Последовательность событий Время по дан- ным АЭС, с Время по дан- ным расчета, c Описание 0 0 Начало переходного процесса. Открытие ПК КД 62–65 60 Включение всех групп ТЭН 120 120* Отключение продувки первого контура 135 125 Отключение всех ТЭН КД. Уровень в КД менее 4,2 м 300 315 Снижение минимального запаса до насыщения в горячих нитках менее 10 °C 315 330 Открытие обратных клапанов ГЕ САОЗ, начало подачи от ГЕ САОЗ, давление первого контура менее 60 кгс/см2 845 845* Начало подачи от TQ13D01, действие оператора 1045 1045* Прекращение подачи от TQ13D01 1205 1205* Начало подачи от TQ23D01, действие оператора 1765 1765* Начало подачи от TQ33D01, действие оператора 2068 2068* Давление в ГО более 0,3 кгс/см2. Закрытие локализующей арматуры. Запуск на рециркуляцию САОЗ НД, начало подачи спринклерных насосов, прекращение подпитки первого контура 2085 2085* Начало подачи от TQ13D01 по сигналу САОЗ 2160 2160* Выведен из работы на первый контур насос TQ33D01 2440 2440* Выведен из работы на первый контур насос TQ23D01 3525 3525* Выведен из работы на первый контур насос TQ13D01 4485 3900 Начало подачи от насосов САОЗ НД TQ12,22,32D01 4935 4935* Выведен из работы на первый контур насос TQ22D01 5055 5055* Выведен из работы на первый контур насос TQ32D01 5475 5800 Все уровни в ПГ на холодном коллекторе равны 3,8м 6375 — Снижение температуры во всех горячих нитках менее 70 °C Окончание расчета 10000 Минимальная температура воды на входе в реактор 40 °C, температура на выходе активной зоны 63 °C, давление первого контура 23 кгс/см2 * Значение является граничным условием расчета. Рис. 3. Минимальный запас до насыщения в горячих нитках Рис. 4. Запас до насыщения на выходе активной зоны Ядерна та радіаційна безпека 3 (51).2011 33 Валидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 Рис. 5. Температура ХН петли 1, температура на входе в реактор Рис. 6. Температура ХН петли 2, температура на входе в реактор Рис. 7. Температура ХН петли 3, 7. Температура ХН петли 3,7. Температура ХН петли 3, температура на входе в реактор Рис. 8. Температура ХН петли 4, 8. Температура ХН петли 4,8. Температура ХН петли 4, температура на входе в реактор Рис. 9. Температура ГН петли 1, 9. Температура ГН петли 1,9. Температура ГН петли 1, температура на выходе реактора Рис. 10. Температура ГН петли 2, 10. Температура ГН петли 2,10. Температура ГН петли 2, температура на выходе реактора 34 Ядерна та радіаційна безпека 3 (51).2011 Ю. Ю. Воробьев, О. Р. Кочарьянц Рис. 11. Температура ГН петли 3, температура на выходе реактор Рис. 12. Температура ГН петли 4, 12. Температура ГН петли 4,12. Температура ГН петли 4, температура на выходе реактора Рис. 13. Температура на выходе 13. Температура на выходе13. Температура на выходе из активной зоны Рис. 14. Температура воды в КД 14. Температура воды в КД14. Температура воды в КД Рис. 15. Максимальная температура 15. Максимальная температура15. Максимальная температура оболочек твэлов Рис. 16. Расход теплоносителя в течь 16. Расход теплоносителя в течь16. Расход теплоносителя в течь и расход подачи от САОЗ ВД и НД Ядерна та радіаційна безпека 3 (51).2011 35 Валидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 Рис. 17. Минимальная температура жидкости в опускном участке модели реактора на уровне сварных швов № 5, № 4 и № 3 Рис. 18. Максимальный коэффициент теплоотдачи от жидкости к корпусу на уровне сварных швов № 5, № 4 и № 3 Рис. 19. Профиль температур опускного участка на 2100 с Рис. 20. Диаграмма распределения температур опускного участка на 2100 с 36 Ядерна та радіаційна безпека 3 (51).2011 Ю. Ю. Воробьев, О. Р. Кочарьянц Результаты проведенного сравнительного анализа пред- ставлены в табл. 5 в виде кодов соответствия параметров на выбранных временных интервалах. В табл. 6 приводится информация по средним кодам для каждого интервала. Таблица 6. Результирующая таблица удовлетворения критериев приемлемости валидации по интервалам расчетного анализа (коды соответствия) Интервал, с Код соответствия Критерий приемлемости 0–300 4,76 Отличное, хорошее 300–500 4,69 Отличное, хорошее 500–2000 4 Хорошее 2000–3000 3,31 Хорошее, удовлетворительное 3000–5000 2,67 Удовлетворительное, мини- мальное 5000–10000 2,97 Удовлетворительное В интервале 0–2000 с расчета соответствие является отличным и хорошим, до 3000 с — удовлетворительным. Интервал 3000–5000 с самый сложный для моделиро- вания, когда температура первого контура менее 100 °C и циркуляция в петлях РУ не может быть адекватно смоделирована при помощи одномерной модели холод- ных и горячих ниток. На данном интервале соответствие удовлетворительное и минимальное. После 5000 с первый контур охлажден и давление стабилизировано, поэтому соответствие параметров становится удовлетворительным и точность моделирования возрастает. В целом наблюда- ется ожидаемое снижение точности моделирования в за- висимости от времени переходного процесса. Оценка температуры на входе в реактор и выходе ак- тивной зоны указывает на то, что принятые в расчетном анализе предположения и конфигурация модели позво- ляют обеспечить подачу более холодной воды в опуск- ной участок реактора по сравнению с измеренными ве- личинами за счет отсутствия перемешивания в петлях РУ и увеличенной расходной характеристики ПК КД по воде. Данный подход является менее благоприятным с точки зрения термошока корпуса реактора и поэтому приемлем. Таблица 5. Таблица удовлетворения критериев приемлемости валидации по интервалам расчетного анализа (коды соответствия) Параметр Временной диапазон, с 0–300 300–500 500–2000 2000–3000 3000–5000 5000–10000 Код соответствия Давление на выходе из реактора 5 4 4 4 4 5 Уровень в КД YP10L06 (для блокировки YPF02) 4 3 — — — — Минимальный запас до насыщения в горячих нитках 5 5 4 1 1 1 Запас до насыщения на выходе из активной зоны 5 5 4 4 4 4 Температура в холодной нитке петли 1 5 5 2 2 2 3 Температура в холодной нитке петли 2 5 4 1 1 1 1 Температура в холодной нитке петли 3 5 4 1 1 1 1 Температура в холодной нитке петли 4 5 5 2 2 3 3 Температура в горячей нитке петли 1 5 5 4 1 2 3 Температура в горячей нитке петли 2 5 5 4 1 1 1 Температура в горячей нитке петли 3 5 5 4 1 1 1 Температура в горячей нитке петли 4 5 5 5 4 2 4 Температура на выходе из активной зоны 5 5 4 4 4 4 Температура под крышкой реактора 4 4 4 4 2 2 Температура воды в КД 5 5 5 4 4 4 Температура корпуса реактора 4 4 4 4 4 4 Среднее значение кода соответствия 4,76 4,69 4 3,31 2,67 2,97 Ядерна та радіаційна безпека 3 (51).2011 37 Валидация теплогидравлической модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 Давление первого контура моделируется достаточно хо- рошо на всем интервале расчета. Температуры петель РУ (холодных и горячих ниток) при низких скоростях цирку- ляции могут быть оценены по температурам объемов мо- дели на входе в реактор и на выходе реактора. Сравнение показывает в основном хорошее и удовлетворительное со- ответствие этих параметров температурам датчиков петель. Более того, можно утверждать: в реальной ситуации со снижением скорости циркуляции оператор зарегистрирует изменение температур холодных ниток при подаче САОЗ ВД достаточно своевременно за счет улучшения переме- шивания в холодных нитках, что положительно сказыва- ется на определении и диагностировании ситуации опера- тором. Выводы Модель адекватно моделирует теплогидравлические па- раметры первого контура, важные для оценки термошока корпуса реактора при течи первого контура из парового пространства КД. Течь из парового пространства КД яв- ляется аналогом течи из горячей нитки. При начале ИС с номинальной мощности расхолаживание ожидается ме- нее динамичным за счет более высокого энерговыделения в активной зоне. Несмотря на минимальное или неудов- летворительное соответствие некоторых параметров, тем- пературы в опускном участке, судя по температуре на вы- ходе активной зоны, моделируются приемлемо и могут быть при необходимости ограничены снизу введением дополнительных консервативных предположений по гра- ничным условиям систем. После сравнения результатов расчета с тестами также определено, что стратификация в холодных нитках модели и недостатки моделирования циркуляции в ГЦТ слабо влияют на изменение темпера- туры в опускном участке реактора при данном подходе к моделированию. Список литературы 1. Проект углубленного анализа безопасности энергоблока № 5 Запорожской АЭС. Модификация расчетной модели ЯППУ для кода RELAP5/MOD3.2. Описание расчетной модели, 10007DL11R / ЗАО «ЭИС». — 2001. 2. Корректировка и обновление ВАБ энергоблока № 5 ЗАЭС. Описание модифицированной расчетной модели RELAP и набор входных данных для кода RELAP5/mod 3.2 ЕР94-2003.110.ОД.2, Ревизия 2 / ООО «Энергориск». — 2003. 3. Адаптация вероятностного анализа безопасности блока № 5 ЗАЭС, разработанного в рамках ОАБ, для внедрения риск-ориен- тированных подходов при эксплуатации энергоблока и реализации приложений РОП. Описание модифицированной расчетной модели RELAP и набор исходных данных для кода RELAP5/mod3.2. — ЛИП МЦЯБ, 2004. 4. Воробьев, Ю. Ю. Теплогидравлическая модель реактора ВВЭР-1000 для получения граничных условий для оценки сопро- тивления хрупкому разрушению с использованием компьютерно- го кода RELAP5/MOD3.2 / Ю. Ю. Воробьев, О. Р. Кочарьянц // Ядерна та радіаційна безпека. — 2011. — № 2(50). — С. 13–19. 5. Technical Basis for Revision of the Pressurized Thermal Shock (PTS) Screening Limit in the PTS Rule (10 CFR 50.61) // NUREG-1806, Vol. 1. Summary Report. — 2007. 6. Техническое обоснование безопасности сооружения и экс- плуатации АЭС. Запорожская АЭС. Энергоблок № 5. Проект / Атомэнергопроект. — 1991. 7. Технологический регламент безопасной эксплуатации энерго- блока № 3 Ривненской АЭС. 3-Р-РАЭС. — 2009. 8. Отчет о расследовании нарушения в работе РАЭС. Неза- крытие главного предохранительного клапана ИПУ КД YP21S01 во время плановой проверки работоспособности реальным по- вышением давления в первом контуре перед пуском энергоблока № 3 после ППР из-за подклинивания в седле золотника импуль- сного клапана YP21S04 после его открытия. Отчет № 3 РОВ-П07- 002–09-09Д / ОП РАЭС. — 2009. 9. Архив СВРК, архив ИВС незакрытия главного предохрани- тельного клапана ИПУ КД, РАЭС-3 / ОП РАЭС. — 2009. 10. Guidelines on pressurized thermal shock analysis for WWERGuidelines on pressurized thermal shock analysis for WWER Nuclear Power Plants. IAEA-EBP-WWER-08. — 1997.Power Plants. IAEA-EBP-WWER-08. — 1997. 11. Проект углубленного анализа безопасности энергоблока № 5 Запорожской АЭС. Модификация расчетной модели ЯППУ для кода RELAP5/MOD3.2. Валидационный отчет. 10007DL41R / ЗАО «ЭИС». — 2001. Надійшла до редакції 31.01.2011.

Схожі ресурси