Валидация теплогидравлической модели РУ с применением методики быстрого преобразования Фурье для количественной оценки полученных результатов
Выполнена количественная оценка результатов динамической валидации теплогидравлической модели реакторной установки для кода RELAP5/mod3.2. В качестве события-представителя рассмотрен инцидент, произошедший на энергоблоке № 3 Ривненской АЭС 22.09.2009, с незакрытием главного предохранительного кла...
Gespeichert in:
| Datum: | 2014 |
|---|---|
| Hauptverfasser: | , |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | Russian |
| Veröffentlicht: |
Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
2014
|
| Schriftenreihe: | Ядерна та радіаційна безпека |
| Online Zugang: | http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97501 |
| Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Zitieren: | Валидация теплогидравлической модели РУ с применением методики быстрого преобразования Фурье для количественной оценки полученных результатов / А.С. Мазурок, М.П. Вышемирский // Ядерна та радіаційна безпека. — 2014. — № 1. — С. 14-20. — Бібліогр.: 7 назв. — рос. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
irk-123456789-97501 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
irk-123456789-975012016-03-29T03:02:09Z Валидация теплогидравлической модели РУ с применением методики быстрого преобразования Фурье для количественной оценки полученных результатов Мазурок, А.С. Вышемирский, М.П. Выполнена количественная оценка результатов динамической валидации теплогидравлической модели реакторной установки для кода RELAP5/mod3.2. В качестве события-представителя рассмотрен инцидент, произошедший на энергоблоке № 3 Ривненской АЭС 22.09.2009, с незакрытием главного предохранительного клапана импульсного предохранительного устройства компенсатора давления. Для количественной оценки использована методика быстрого преобразования Фурье (Fast Fourier Transform-Based Method). Виконано кількісну оцінку результатів динамічної валідації теплогідравлічної моделі реакторної установки для коду RELAP5/mod3.2. Як подію-представник розглянуто інцидент, що стався на енергоблоці № 3 Рівненської АЕС 22.09.2009, з незакриттям головного запобіжного клапана імпульсного запобіжного пристрою компенсатора тиску. Для кількісної оцінки використано методику швидкого перетворення Фур’є (Fast Fourier Transform-Based Method). A quantitative evaluation of dynamic validation results for the thermal hydraulic model developed in the framework of the periodic safety review for Rivne NPP Unit 3 (WWER- 1000/320) for the RELAP5/mod3.2 code was carried out. The incident with pressurizer safety valve opening that occurred on 22 September 2009 was chosen as a representative event. At the beginning of the incident, the power unit was in hot shutdown state, all main coolant pumps were stopped and core cooling was provided by natural circulation at a very low flow rate (decay heat is very low after refueling), the systems performed according to the design and safety trains were in standby. The Fast Fourier Transform-Based Method (FFTBM) was used for the quantitative evaluation. This method allows not only quantitative evaluation based on individual values, but also analysis of validation results in general and discrepancies between measurement and prediction in the frequency domain. This paper outlines FFTBM application to quantify the accuracy of the RELAP5/mod3.2 code thermal hydraulic model. 2014 Article Валидация теплогидравлической модели РУ с применением методики быстрого преобразования Фурье для количественной оценки полученных результатов / А.С. Мазурок, М.П. Вышемирский // Ядерна та радіаційна безпека. — 2014. — № 1. — С. 14-20. — Бібліогр.: 7 назв. — рос. 2073-6231 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97501 621.039.058 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 |
Выполнена количественная оценка результатов динамической валидации
теплогидравлической модели реакторной установки для кода RELAP5/mod3.2. В качестве
события-представителя рассмотрен инцидент, произошедший на энергоблоке № 3
Ривненской АЭС 22.09.2009, с незакрытием главного предохранительного клапана
импульсного предохранительного устройства компенсатора давления. Для
количественной оценки использована методика быстрого преобразования Фурье (Fast
Fourier Transform-Based Method). |
| format |
Article |
| author |
Мазурок, А.С. Вышемирский, М.П. |
| spellingShingle |
Мазурок, А.С. Вышемирский, М.П. Валидация теплогидравлической модели РУ с применением методики быстрого преобразования Фурье для количественной оценки полученных результатов Ядерна та радіаційна безпека |
| author_facet |
Мазурок, А.С. Вышемирский, М.П. |
| author_sort |
Мазурок, А.С. |
| title |
Валидация теплогидравлической модели РУ с применением методики быстрого преобразования Фурье для количественной оценки полученных результатов |
| title_short |
Валидация теплогидравлической модели РУ с применением методики быстрого преобразования Фурье для количественной оценки полученных результатов |
| title_full |
Валидация теплогидравлической модели РУ с применением методики быстрого преобразования Фурье для количественной оценки полученных результатов |
| title_fullStr |
Валидация теплогидравлической модели РУ с применением методики быстрого преобразования Фурье для количественной оценки полученных результатов |
| title_full_unstemmed |
Валидация теплогидравлической модели РУ с применением методики быстрого преобразования Фурье для количественной оценки полученных результатов |
| title_sort |
валидация теплогидравлической модели ру с применением методики быстрого преобразования фурье для количественной оценки полученных результатов |
| publisher |
Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України |
| publishDate |
2014 |
| url |
http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97501 |
| citation_txt |
Валидация теплогидравлической модели РУ с применением методики быстрого преобразования Фурье для количественной оценки полученных результатов / А.С. Мазурок, М.П. Вышемирский // Ядерна та радіаційна безпека. — 2014. — № 1. — С. 14-20. — Бібліогр.: 7 назв. — рос. |
| series |
Ядерна та радіаційна безпека |
| work_keys_str_mv |
AT mazurokas validaciâteplogidravličeskojmodelirusprimeneniemmetodikibystrogopreobrazovaniâfurʹedlâkoličestvennojocenkipolučennyhrezulʹtatov AT vyšemirskijmp validaciâteplogidravličeskojmodelirusprimeneniemmetodikibystrogopreobrazovaniâfurʹedlâkoličestvennojocenkipolučennyhrezulʹtatov |
| first_indexed |
2025-07-07T05:05:35Z |
| last_indexed |
2025-07-07T05:05:35Z |
| _version_ |
1836963317979021312 |
| fulltext |
14 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 1(61).2014
УДК 621.039.058
А. С. Мазурок, М. П. Вышемирский
ООО «Атомэнергосервис», г. Киев, Украина
Валидация
теплогидравлической
модели реакторной
установки с применением
методики быстрого
преобразования Фурье
для количественной оценки
полученных результатов
Выполнена количественная оценка результатов динамической ва-
лидации теплогидравлической модели реакторной установки для кода
RELAP5/mod3.2. В качестве события-представителя рассмотрен инци-
дент, произошедший на энергоблоке № 3 Ривненской АЭС 22.09.2009,
с незакрытием главного предохранительного клапана импульсного
предохранительного устройства компенсатора давления. Для количе-
ственной оценки использована методика быстрого преобразования
Фурье (Fast Fourier Transform-Based Method).
К л ю ч е в ы е с л о в а: валидация, инцидент, теплогидравлическая
модель, количественная оценка, быстрое преобразование Фурье.
О. С. Мазурок, М. П. Вишемірський
Валідація теплогідравлічної моделі реакторної уста
новки із застосуванням методики швидкого пере
творення Фур’є для кількісної оцінки отриманих
результатів
Виконано кількісну оцінку результатів динамічної валідації
теплогідравлічної моделі реакторної установки для коду RELAP5/
mod3.2. Як подію-представник розглянуто інцидент, що стався на
енергоблоці № 3 Рівненської АЕС 22.09.2009, з незакриттям головного
запобіжного клапана імпульсного запобіжного пристрою компенсатора
тиску. Для кількісної оцінки використано методику швидкого перетво-
рення Фур’є (Fast Fourier Transform-Based Method).
К л ю ч о в і с л о в а: валідація, інцидент, теплогідравлічна модель,
кількісна оцінка, швидке перетворення Фур’є.
© А. С. Мазурок, М. П. Вышемирский, 2014
В
соответствии с требованиями нормативной доку‑
ментации Украины, в частности общих правил
безопасности атомных станций (ОПБ‑2008) [1],
используемые для обоснования безопасности
атомных электростанций (АЭС) аналитические
модели должны пройти валидацию для подтверждения их
способности отражать реалистичную работу систем и обо‑
рудования энергоблока в целом.
В рабочей практике для оценки результатов валидации
теплогидравлических моделей с целью их использования
для обоснования безопасности АЭС достаточно качествен‑
ного анализа либо количественного с оценкой попадания
отдельных расчетных значений в интервал двух среднеква‑
дратических отклонений (±2σ).
В данной статье предлагается использовать методику
быстрого преобразования Фурье (БПФ), которая позволяет
выполнить количественную оценку не только отдельных
значений, но и оценить результаты валидации обобщенно
по большинству расчетных значений.
Методика применена для количественной оценки вали‑
дации четырехпетлевой модели реакторной установки (РУ)
энергоблока ВВЭР‑1000/В‑320 для кода RELAP5/mod3.2,
разработанной в рамках периодической переоценки без‑
опасности энергоблока № 3 Ривненской атомной электро‑
станции (РАЭС) [2].
Выбор сценария для выполнения валидационного расчета.
В качестве события‑представителя для проведения вали‑
дационного расчета принято нарушение, имевшее место
22.09.2009 на энергоблоке № 3 РАЭС [3, 4] и вызванное
незакрытием после открытия главного предохранительного
клапана (ПК) импульсного предохранительного устройства
(ИПУ) компенсатора давления (КД) YP21S01 во время пла‑
новой проверки работоспособности реальным повышением
давления в первом контуре вследствие заклинивания золот‑
ника клапана разгрузки в направляющей втулке.
Такой выбор обусловлен масштабом события и нали‑
чием достаточного количества информации о характере
протекания переходного процесса, в том числе данных
о поведении основных теплогидравлических параметров
первого и второго контуров РУ, описания работы оборудо‑
вания и систем, хронологии срабатывания защит, непроти‑
воречивостью имеющихся данных и т. д.
Результаты валидации. В качестве начальных условий
выбраны значения параметров состояния систем и обору‑
дования РУ, соответствующие моменту открытия ИПУ КД,
а именно: тепловая мощность реактора — 1,67 МВт; дав‑
ление в первом контуре — P1k = 186,5 кгс/см2 (соответст‑
вует давлению открытия ИПУ КД); уровень в КД — 5,6 м;
уровни в парогенераторах (ПГ) — 2,47…2,63 м.
В качестве граничных условий для моделирования собы‑
тия предполагалось заклинивание контрольного ИПУ КД
в полностью открытом положении и действия оператив‑
ного персонала (ОП) по организации: подпитки первого
контура насосами системы аварийного охлаждения актив‑
ной зоны высокого давления (САОЗ ВД), а также насосами
подсистемы подпитки из баков TB10; открытия арматуры
на линии сдувок из реактора, ПГ и КД; расхолаживания РУ
через быстродействующие редукционные установки сброса
пара в конденсатор и атмосферу (БРУ‑К и БРУ‑А) и под‑
питки второго контура от вспомогательных питательных
электронасосов (ВПЭН‑1,2).
Последовательность событий с точки зрения развития
переходного процесса и условий работы систем и оборудо‑
вания РУ дана в табл. 1. Значения основных параметров РУ
и объемного расхода насосов САОЗ приведены к начально‑
му значению и представлены на рис. 1 и 2.
ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 1(61).2014 15
Валидация теплогидравлической модели РУ с применением методики быстрого преобразования Фурье
Результаты расчетного анализа показали хорошее соот‑
ветствие с измеренными данными на энергоблоке за ис‑
ключением температур теплоносителя в главном цирку‑
ляционном трубопроводе (ГЦТ). Данное отличие связано
с возникновением эффекта термической стратификации
однофазного теплоносителя, движущегося в петлях РУ. Этот
эффект уже достаточно исследован для рассматриваемого
инцидента, в том числе и в [4, 5], поэтому в рамках данной
статьи детально не анализируется.
Методика БПФ. Оценка результатов валидации мо‑
дели с помощью методики БПФ проводится в частотной
области путем определения функции, характеризующей
точность расчета [6, 7]. Для выполнения преобразования
необходимы массив измеренных (экспериментальных)
таблица 1. Последовательность событий в ходе нарушения
Время
Событие на АЭС Событие в расчете
РАЭС RELAP
21:14:49 (0 с) 0.0 с P1k достигло 186,5 кгс/см2. Открывается контрольный клапан ИПУ КД
21:15:47 (57 с) 60 с Включение всех групп трубчатых электронагревателей (ТЭН) КД
21:16:00 (70 с) 70 с Разрыв мембраны бака‑барботера (ББ)
21:17:00 (130 с) 131 с Аварийное отключение ТЭН КД по уровню в КД менее 4200 мм
21:20:00 (310 с) 327 с Зафиксировано открытие обратных клапанов
на линиях подачи раствора борной кислоты
от гидроемкостей (ГЕ) САОЗ при снижении P1k
менее 58 кгс/см2
Начало подачи концентрата борной кислоты
от ГЕ САОЗ при снижении P1k менее 58 кгс/см2
21:21:00 (371 с) 371 с ОП начинает подачу от насосов TQ1(2,3)4D01 в первый контур
21:28:00 (790 с) 790 с ОП начинает подачу от насоса TQ13D01 в первый контур
21:30:00 (910 с) 910 с Начато заполнение ПГ 1‑4 для расхолажива‑
ния РУ
Заполнение осуществляется с помощью ВПЭН
21:32:00 (1041 с) 1041 с ОП прекращает подачу от насоса TQ13D01 в первый контур
21:34:00 (1201 с) 1201 с ОП начинает подачу от насоса TQ23D01 в первый контур
21:37:00 (1331 с) 1331 с ОП открывает арматуру на линии сдувок из ре‑
актора YR01‑03S01, ПГ и КД
Объединяются в общий коллектор аварийные
газовые сдувки реактора, ПГ и КД.
При повышении уровня в КД ОП открывает
арматуры системы аварийного газоудаления
из реактора на ББ и закрывает линии от си‑
стемы КД
21:41:00 (1570 с) 1570 с ОП начинает расхолаживание второго контура
через БРУ‑К (RC11S01)
Начальная степень открытия БРУ‑К1 — 8,6 %
21:44:00 (1761 с) 1761 с ОП начинает подачу от насоса TQ33D01 в первый контур
21:49:13 (2064 с) 2064 с Срабатывание защиты САОЗ по повышению
давления в гермообъеме (ГО) больше 1,3 кгс/см2,
локализация ГО, запуск механизмов САОЗ
в проект ном объеме
Моделируется формирование сигнала по повы‑
шению давления в ГО больше 1,3 кгс/см2
21:49:30 (2080 с) 2080 с Отключение насосов подпитки системы TK вследствие локализации ГО
21:49:30 (2081 с) 2081 с Возобновление подачи от насоса TQ13D01 в первый контур вследствие формирования сигнала
САОЗ
21:51:10 (2111 с) 2111 с ОП выведены из работы на первый контур насосы TQ1(2,3)4D01
21:50:50 (2156 с) 2156 с ОП выведен из работы на первый контур насос TQ33D01
21:55:00 (2436 с) 2436 с ОП выведен из работы на первый контур насос TQ23D01
22:13:00 (3521 с) 3521 с ОП выведен из работы на первый контур насос TQ13D01
22:30:00 (4510 с) 4095 с Зафиксирована подача на первый контур раствора борного концентрата насосами TQ1(2,3)2D01
при P1k = 23 кгс/см2
— 5115 с Окончание расчета
16 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 1(61).2014
А. С. Мазурок, М. П. Вышемирский
Рис. 1. Взвешенный уровень в КД
Рис. 2. Уровень в ПГ‑1
Рис. 3. Уровень в ПГ‑2
Рис. 4. Уровень в ПГ‑3
Рис. 5. Уровень в ПГ‑4
Рис. 6. Давление на выходе из реактора
Рис. 7. Давление в ПГ‑1
Рис. 8. Давление в ПГ‑2
ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 1(61).2014 17
Валидация теплогидравлической модели РУ с применением методики быстрого преобразования Фурье
Рис. 9. Давление в ПГ‑3
Рис. 10. Давление в ПГ‑4
Рис. 11. Температура теплоносителя
в холодной нитке (ХН) петли № 1
Рис. 12. Температура теплоносителя в ХН петли № 2
Рис. 13. Температура теплоносителя в ХН петли № 3
Рис. 14. Температура теплоносителя в ХН петли № 4
Рис. 15. Температура теплоносителя
в горячей нитке (ГН) петли № 1
Рис. 16. Температура теплоносителя в ГН петли № 2
18 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 1(61).2014
А. С. Мазурок, М. П. Вышемирский
Рис. 17. Температура теплоносителя в ГН петли № 3
Рис. 18. Температура теплоносителя в ГН петли № 4
Рис. 19. Объемный расход от насоса TQ13D01
Рис. 20. Объемный расход от насоса TQ23D01
данных ( )F texp и функция ошибки во временной
об ласти F∆ для каждого параметра, которая определяется
по формуле
( ) ( )calcF F t F t∆ = − exp , (1)
где ( )calcF t — массив расчетных данных.
Количественная оценка точности расчетных данных
основывается на амплитудах дискретных эксперименталь‑
ных данных ( )nF fexp и функций ошибки ( )nF f∆ , полу‑
ченных с помощью БПФ для частот fn, где 0, 1,..., 2mn =
(m = 8, 9, 10, 11). Эти спектры амплитуд в дальнейшем
используются для расчета средней амплитуды AA (англ. —
Average Amplitude), которая характеризирует точность рас‑
четного кода.
AA, представляющая собой ошибку в расчете некоторой
переменной, определяется по формуле
2
0
2
0
( )
( )
m
m
n
n
n
n
F f
AA
F f
=
=
∆
=
∑
∑ exp
. (2)
Значение AA можно рассматривать как своего рода сред‑
нюю относительную погрешность, т. е. чем ближе значение
AA к нулю, тем точнее результат.
Второй величиной, характеризирующей точность вычис‑
лений, является взвешенная частота WF (англ. — Weighted
Frequency):
2
0
2
0
( )
( )
m
m
n n
n
n
n
F f f
WF
F f
=
=
∆ ⋅
=
∑
∑ exp
. (3)
WF дает информацию о том, в каком случае погреш‑
ность можно считать приемлемой. Высокая точность рас‑
чета достигается при низких значениях AA и высоких
значениях WF, так как предполагается, что источником по‑
грешностей являются различные виды «шумов».
Общий результат, дающий представление о точно‑
сти выполненного расчета, можно получить, вычислив
Рис. 21. Объемный расход от насоса TQ33D01
ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 1(61).2014 19
Валидация теплогидравлической модели РУ с применением методики быстрого преобразования Фурье
суммарную среднюю амплитуду AAtot и суммарную взве‑
шенную частоту WFtot:
1
( )
N
tot i f i
i
AA AA w
=
= ∑
var
,
1
( )
N
tot i f i
i
WF WF w
=
= ∑
var
, (4)
где AAi и WFi — значения AA и WF для i‑й переменной;
wf — весовой коэффициент, получаемый при помощи трех
составляющих: wexp , wsaf , wnorm. Для wf должно выполняться
условие
( ) 1
N
f iw =∑
var
i =1
. (5)
Здесь 12mN +=var — число анализируемых переменных.
Весовой коэффициент определяется по формуле
1
( ) ( ) ( )
( )
( ) ( ) ( )
i saf i norm i
f i N
i saf i norm i
i
w w w
w
w w w
=
⋅ ⋅
=
⋅ ⋅∑
var
exp
exp
, (6)
где wexp — коэффициент, характеризующий точность экс‑
периментальных данных, на которую влияет неопределен‑
ность, вносимая внутренней погрешностью измерительных
приборов, погрешностью метода измерения и различных
процедур оценки, используемых для сравнения экспери‑
ментальных и расчетных данных; wsaf — коэффициент, ха‑
рактеризирующий важность рассматриваемого параметра
с точки зрения безопасности (более высокая важность при‑
дается точности рассчитанных переменных, которые имеют
отношение к безопасности, например давлению и темпера‑
туре оболочек твэлов); wnorm — коэффициент, учитывающий
нормализацию расчетных параметров по отношению к P1k.
Значения весовых коэффициентов wexp , wsaf , wnorm фик‑
сированы и отличаются в зависимости от важности пара‑
метра (табл. 2).
Для выполнения количественной оценки валидации
с помощью методики БПФ используются 20—25 предста‑
вительных переменных. Показателем приемлемости резуль‑
татов расчета является обобщенная средняя амплитуда AAtot,
которая сравнивается с критерием приемлемости K:
AAtot < K. (7)
таблица 2. Значения составляющих весовых коэффициентов
Параметр wexp wsaf wnorm
Давление в первом контуре 1,0 1,0 1,0
Давление во втором контуре 1,0 0,6 1,1
Перепад давления 0,7 0,7 0,5
Запас массы 0,8 0,9 0,9
Расход 0,5 0,8 0,5
Температура среды 0,8 0,8 2,4
Температура оболочек твэлов 0,9 1,0 1,2
Взвешенный уровень 0,8 0,9 0,6
Мощность реактора 0,8 0,8 0,5
таблица 3. Результаты применения
методики БПФ (расчет AA и WF)
№
п/п
Параметр АА WF
1 Взвешенный уро‑
вень в КД
0,080066 0,016029
2 Давление теплоно‑
сителя
0,077389<0,1 0,015493
3 Уровень в ПГ‑1 0,038355 0,007678
4 Уровень в ПГ‑2 0,018994 0,003803
5 Уровень в ПГ‑3 0,016759 0,003355
6 Уровень в ПГ‑4 0,031891 0,006384
7 Давление в ПГ‑1 0,095719 0,019163
8 Давление в ПГ‑2 0,090347 0,018087
9 Давление в ПГ‑3 0,091680 0,018354
10 Давление в ПГ‑4 0,078081 0,015631
11 Температура тепло‑
носителя в ХН
петли № 1 ГЦТ
0,158348 0,031701
12 Температура тепло‑
носителя в ХН
петли № 2 ГЦТ
0,47934 0,095962
13 Температура тепло‑
носителя в ХН
петли № 3 ГЦТ
0,107205 0,021462
14 Температура тепло‑
носителя в ХН
петли № 4 ГЦТ
0,10043 0,020106
15 Температура тепло‑
носителя в ГН
петли № 1 ГЦТ
0,181106 0,036257
16 Температура тепло‑
носителя в ГН
петли № 2 ГЦТ
0,169207 0,033875
17 Температура тепло‑
носителя в ГН
петли № 3 ГЦТ
0,185339 0,037104
18 Температура тепло‑
носителя в ГН
петли № 4 ГЦТ
0,158097 0,03165
19 Объемный расход
от насоса TQ13D01
0,213395 0,042721
20 Объемный расход
от насоса TQ23D01
0,200721 0,040183
21 Объемный расход
от насоса TQ33D01
0,315095 0,063081
Обобщенные значения AAtot = 0,155 < 03 WFtot = 0,031
20 ISSN 2073-6237. Ядерна та радіаційна безпека 1(61).2014
А. С. Мазурок, М. П. Вышемирский
Для оценки достоверности расчетов используются
следующие значения K: AAtot ≤ 0,3 — очень хорошая;
0,3 < AAtot ≤ 0,5 — хорошая; 0,5 < AAtot ≤ 0,7 — плохая;
AAtot > 0,7 — очень плохая достоверность расчетов.
Для переменной, характеризирующей P1k, учитывая
важность параметра, значение К принято равным 0,1, т. е.
должно выполнятся условие AAtot ≤ 0,1.
Количественная оценка результатов валидации с исполь-
зованием методики БПФ. Для выполнения количественной
оценки выбран минимальный, но достаточный для ана‑
лиза переходного процесса набор параметров. Исходя из
условий применения методики БПФ (количество анали‑
зируемых значений должно удовлетворять условию N = 2m),
проанализировано 210 = 1024 расчетных точек, что соот‑
ветствует 5115 с переходного процесса с временным ша‑
гом 5 с. Результаты расчета по методике БПФ приведены
в табл. 3.
Полученное значение суммарной средней амплитуды
менее 0,3 и выполнение критерия касательно P1k свиде‑
тельствуют об очень хорошей достоверности результатов
валидационного расчета.
Выводы
В результате сравнительного анализа переходного про‑
цесса, выбранного для валидации, можно сделать вывод
о хорошем совпадении результатов в части поведения рас‑
четных и измеренных параметров, о чем свидетельствует
количественная оценка полученных результатов.
Использование методики БПФ позволило оценить ре‑
зультаты валидации обобщенно по основным параме‑
трам РУ в отличие от обычно выполняемой оценки от‑
дельно по каждому параметру.
Данная методика может быть использована для оценки
результатов валидации разрабатываемых в рамках обосно‑
вания безопасности АЭС Украины теплогидравлических
моделей РУ, а также, для сравнения, — результатов, полу‑
ченных при помощи различных кодов.
Список использованной литературы
1. Загальні положення безпеки атомних станцій (НП 306.2.141–
2008) : Затвердж. наказом Держатомрегулювання від 19.11.2007
№ 162, зареєстр. в Мін’юсті 25.01.2008 за № 56/14747 // Офіційний
вісник України від 15.02.2008. — 2008. —№ 9. — С. 28 — Ст. 226.
2. Ривненская АЭС. Энергоблок № 3. Отчет по периодиче‑
ской переоценке безопасности. Описание и валидация расчетной
теплогидравлической модели для компьютерного кода RELAP5/
MOD3.2 / ООО «Атомэнергосервис». — К., 2013. — 96 с.
3. Отчет о расследовании нарушения в работе РАЭС. Незакры‑
тие главного предохранительного клапана ИПУ КД YP21S01 во
время плановой проверки работоспособности реальным повыше‑
нием давления в первом контуре перед пуском энергоблока № 3
после ППР из‑за подклинивания в седле золотника импульсного
клапана YP21S04 после его открытия / ОП Ривненская АЭС. —
Кузнецовск, 2009. — 205 с.
4. Ривненская АЭС. Выполнение расчетов по оценке целост‑
ности РУ энергоблока № 3 РАЭС по результатам незакрытия ИПУ
КД в состоянии «горячий останов». Этап 2: Теплогидравлические
расчеты режима с незакрытием ИПУ КД при опробовании в со‑
стоянии «горячего останова» / ООО «Атомэнергосервис». — К.,
2011. — 114 с.
5. Практика использования расчетных моделей для систем‑
ных теплогидравлических кодов в регулирующей деятельности
в Украине / Ю. П. Алексеев, А. И. Бережной, В. П. Мукоид,
А. С. Мазурок // Матер. 9‑й Междунар. науч.‑практ. конферен‑
ции «Безопасность, эффективность, ресурс ЯЭУ». — Севастополь,
2011. — 34 c. [Электронный ресурс]. — Режим доступа: http://icnpe.
com.ua/prezentacii‑mnpk‑pae‑2011.
6. Quantitative Code Assessment with Fast Fourier Transform Based
Method Improved by Signal Mirroring (NUREG/IA‑0220) / U. S.
Nuclear Regulatory Commission. — Washington, 2009. — 95 р.
7. Prosek А. A tool for quantitative assessment of code calculations
with an improved fast Fourier transform based method / A. Prosek,
B. Mavko // Elektrotehniski vestnik. — 2003. — 70(5). — P. 291—296.
References
1. General provisions of nuclear power plants safety (NP 306.2.141–
2008), approved by the Nuclear Regulatory Committee of 19.11.2007
№ 162, registered in Ministry of Justice of 25.01.2008, № 56/14747.
(Rus)
2. Rivne NPP. Unit 3. Report on periodic reassessment of
safety. Description and validation of computational models for the
thermohydraulic computer code RELAP5/MOD3.2 / Atomenergoservice,
Ltd. — Kiev, 2013. — 96 p. (Rus)
3. Report on infringement investigation at Rivne NPP Unit 3. Stuck
open pressurizer safety valve 3YP21S01 / Rivne NPP. — Kuznetsovsk,
2009. — 205 p. (Rus)
4. Rivne NPP. Perform calculations to assess the integrity of
Rivne NPP unit 3 reactor facility due to PRZ SV stuck open in the
hot shutdown mode. Stage 2. Thermal‑hydraulic calculations of regime
with PRZ SV stuck open during function test in a hot shutdown mode /
Atomenergoservice, Ltd. — Kiev, 2011. — 114 p. (Rus)
5. The practice of using computational models for system thermal
hydraulic codes in regulatory activities in Ukraine / J. Alekseev,
A. Berezhnoj, V. Mukoid, A. Mazurok // Proceedings of 9th International
Scientific‑Practical Conference on Nuclear Energy «Safety, Efficiency,
Resource of nuclear facility». — Sebastopol, 2011. (Rus)
6. Quantitative Code Assessment with Fast Fourier Transform
Based Method Improved by Signal Mirroring (NUREG/IA‑0220) / U.S.
Nuclear Regulatory Commission. — Washington, 2009. — 95 р.
7. Prosek А. A tool for quantitative assessment of code calculations
with an improved fast Fourier transform based method / A. Prosek,
B. Mavko // Elektrotehniski vestnik. — 2003. — 70(5). — P. 291—296.
Отримано 29.10.2013.
|