Восьма лекція Весняної школи. Інженер відділу теплогідравлічного та імовірнісного аналізу безпеки АЕС ДНТЦ ЯРБ розповідає про дослідження безпеки АЕС детерміністичними та імовірнісними методами аналізу безпеки з використанням програмних засобів та розрахункових кодів.

1. Науково-технічна підтримка регулювання ядерної та
радіаційної безпеки.
Проведення прикладних досліджень з моделювання теплових
процесів з використанням розрахункових кодів
Франкова Маргарита/ДНТЦ ЯРБ
mv_frankova@sstc.com.ua
Київ, Україна
15 квітня, 2016
Державний науково-технічний центр
з ядерної та радіаційної безпеки

2. Що ж таке аналіз безпеки атомної станції?
Аналіз безпеки атомної станції (АС) – дослідження безпеки АС
детерміністичними та імовірнісними методами аналізу безпеки з
використанням програмних засобів та розрахункових кодів [*].
[*] НП 306.2.162-2010 Вимоги до оцінки безпеки атомних станцій

3. Розрахункове обґрунтування безпеки
Разом із розвитком атомної енергетики, розвивалися і науково-технічні
засоби для можливості підтвердження їх безпечної роботи.

4. Розрахункове обґрунтування безпеки
Аварія
Проектна аварія Запроектна аварія
Без важкого
пошкодження
активної зони
З важким
пошкодженням
активної зони
В рамках обґрунтування безпеки АЕС виконується аналіз аварій.

5. Розрахункове обґрунтування безпеки
Для аналізу аварій використовується безліч розрахункових кодів кожен з
яких має свою область застосування і межі використання:
• RELAP5, MELCOR, TRACE (теплогідравлічний аналіз);
• DYN-3D (нейтронно-фізичний аналіз);
• SAPHIRE, Risk-Spectrum (імовірнісний аналіз).
Для розрахунків повинні бути
використані перевірені програмні
засоби, які забезпечують найкращу
оцінку.

6. Розрахункове обґрунтування безпеки
В рамках АПА і АЗПА (до важкого
пошкодження активної зони), в частині
теплогідравлічного аналізу, найбільш широко
використаним є код RELAP, який
зарекомендував себе як надійний інструмент,
який дає точні і стабільні результати. Для
аналізу аварій з важким пошкодженням
активної зони використовують розрахунковий
код MELCOR.
79
49
29 28
71
76
78
44
20
69
5
68
6
64
54-05
54-04
54-03
12
96
53-05
53-04
53-03
53-0154-01
53-0254-02
33
43
34
9
13
16
18
2122
19
24
15
41 42
11
10
97
51-02 52-02
52-0151-01
91
80
90
61
63
91-0191-0291-0391-0691-04
52-05
52-04
52-03
51-05
51-04
51-03
62
67
7
66
8
23
25
27
32
26
31
46 47
48
73
72
77
74
95
Петля 1 (холодная)
Петля 4 (холодная)
Петля 2 (холодная)
Петля 3 (холодная)
Петля 2 (горячая)
Петля 3 (горячая)
Петля 1 (горячая)
Петля 4 (горячая)
ГЕ-2
ГЕ-4
ГЕ-1
ГЕ-3
14
91-05
7979
4949
29 2828
7171
7676
7878
4444
2020
6969
55
6868
66
64
54-05
54-04
54-03
12
9696
53-05
53-04
53-03
53-0153-0154-0154-01
53-0253-0254-0254-02
3333
4343
3434
9
1313
1616
1818
21212222
1919
2424
1515
4141 4242
11
10
9797
51-0251-02 52-0252-02
52-0152-0151-0151-01
91
80
90
61
63
91-0191-0291-0191-0291-0391-0691-04
52-05
52-04
52-03
51-05
51-04
51-03
62
6767
77
6666
88
2323
2525
2727
3232
2626
3131
4646 4747
4848
7373
7272
7777
7474
95
Петля 1 (холодная)
Петля 4 (холодная)
Петля 2 (холодная)
Петля 3 (холодная)
Петля 2 (горячая)
Петля 3 (горячая)
Петля 1 (горячая)
Петля 4 (горячая)
ГЕ-2
ГЕ-4
ГЕ-1
ГЕ-3
1414
91-05

7. Розрахункове обґрунтування безпеки
Для багатьох галузей науки і
техніки визначними питаннями
є процеси теплообміну та
протікання середовища в
каналах. Сьогодні, для
виконання проектних робіт за
цими напрямами широко
застосовуються різноманітні
системи автоматичного
проектування (САПР), в котрих
проводиться моделювання
досліджуваних процесів.

8. Модель БГК ССВЯП в ANSYS CFD
Для програмного засобу ANSYS CFD, який використовують для
моделювання течії рідин і газів, процесів тепло- і масообміну, взаємодію
потоків і т. д. було розроблено модель багатомісної герметичної корзини
(БГК) сухого сховища відпрацьованого ядерного палива (ССВЯП).

9. Модель БГК ССВЯП в ANSYS Fluent
Для програмного засобу ANSYS Fluent
було створено модель багатомісної
герметичної корзини (БГК) сухого
сховища відпрацьованого ядерного
палива (ССВЯП).
Для геометричної моделі сформовано
розрахункову сітку.

10. Модель БГК ССВЯП в ANSYS Fluent
Здійснено розрахунок для
стаціонарного процесу.
Отримано розподіл
температур в БГК , а також
напрям та значення
швидкостей теплоносія.

11. Модель БГК ССВЯП в ANSYS CFX
1 – кришка корзини, 2 – корпус корзини, 3, 5, 7, 8, 9 – гелій, 4 – відпрацьовані
ТВЗ, 6 – прокладки для дистанціювання труб, 10 – днище корзини

12. Модель БГК ССВЯП в ANSYS CFX
Для пакету ANSYS CFX було розроблено
аналогічну модель, як для пакета Fluent,
однак моделювалася лише ¼ частина
БГК.
Таке рішення дало можливість суттєво
зменшити розрахунковий час.

13. Використання коду LAVA
У світлі останніх подій в галузі атомної
енергетики, важливу роль приділяють
аналізу важких аварій на АЕС, для чого
використовують різноманітні розрахункові
коди.
А для дослідження окремих процесів є
можливість використання спеціалізованих
кодів.
Так, наприклад, для моделювання
розтікання розплаву активної зони при
виході з корпусу реактора розроблено код
LAVA.

14. Модель ГО для коду LAVA

15. Модель ГО для коду LAVA
Розрахунковий код LAVA використовують для
моделювання розтікання розплаву активної
зони, при важких аваріях на АЕС.

16. Використання програмного продукту SolidWorks
Важливим питанням при протіканні
важких аварій є воднева безпека.
При запроектній аварії з осушенням
активної зони виникають умови для
виділення водню під час термохімічних
реакціях пари з цирконієм, паливом,
конструкційними матеріалами і палива з
бетоном. Підвищена концентрація водню
всередині ГО РУ в аварійних умовах може
призвести до вибуху з руйнуванням ГО і
виходом радіоактивних продуктів поділу в
навколишнє середовище.

17. Модель ГО для програмного продукту SolidWorks
Відмітка 16,8 Відмітка 25,7 Відмітка 28,8
За допомогою програмного продукту SolidWorks було розроблено 3-D
модель гермооб'єма РУ ВВЕР-1000 (В-320).

18. Модель ГО для програмного продукту SolidWorks
В подальшому, розроблену геометричну
модель буде конвертовано в ANSYS CFD.
На основі даної моделі в ANSYS CFD будуть
моделюватись процеси перемішування
водню в ГО, який утворюється при важких
аваріях.

19. Мета безпеки АЕС
Основна мета безпеки - захист
людей і охорона навколишнього
природнього середовища від
шкідливого впливу іонізуючого
випромінювання [**].
[**] SF-1. Основополагающие
принципы безопасности. МАГАТЭ,
Вена, 2007.

20. Проведення прикладних досліджень з моделювання теплових процесів з
використанням розрахункових кодів
Франкова Маргарита/ДНТЦ ЯРБ
mv_frankova@sstc.com.ua
Дякую за увагу!
Київ, Україна
15 квітня, 2016
Державний науково-технічний центр
з ядерної та радіаційної безпеки