ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ
ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы


Расширенное продолжение серии: Ядерные константы c 1971 года
ISSN 2414-1038 (online)

Аннотация

Использование расчетных кодов в общей системе анализов безопасности сводится к проверке выполнения приёмочных критериев, ограничивающих последствия нарушения нормальных условий эксплуатации (ННУЭ). Основным способом проверки выполнения приёмочных критериев является расчёт поведения реакторной установки при ННУЭ. При этом некоторые параметры расчётных моделей (конструктивные, режимные и относящиеся к математическим моделям) известны с определенной погрешностью. Варьирование значений этих параметров в той или иной степени влияет на результаты расчета. Оценка неопределённости рассчитываемых характеристик при варьировании параметров расчётных моделей является основной целью применения метода анализа неопределенности и чувствительности (АНЧ).

Актуальность задачи определяется тем, что в проектах новых реакторов и для действующих ВВЭР формулируется требование повышения мощности энергоблоков, и для успешного достижения этой цели желательно оценить, а в перспективе и снизить, степень консерватизма в анализах безопасности.

В данной работе излагается взгляд на эту задачу с точки зрения разработчиков нейтронно-физической части кода. С учётом особенностей характерных проектных аварий, для анализа которых используются сопряжённые нейтронно-физические и теплогидравлические расчёты, иллюстрируется подход к выбору варьируемых параметров нейтронно-физических моделей и определению диапазона их изменения при использовании метода АНЧ. Опыт применения метода АНЧ показал, что обоснованность получаемых при его применении выводов, существенно зависит от качества и объема верификации кодов. Это связано с тем, что полученные в процессе верификации оценки погрешностей рассчитываемых характеристик определяют диапазон варьирования параметров расчетных моделей, а, следовательно, и диапазон неопределенности результатов расчетов.

На примере моделирования конкретных аварийных режимов продемонстрирована схема выполнения расчетов методом АНЧ с использованием сопряженной нейтронно-физической и теплогидравлической модели ВВЭР-1000, подготовленной на основе кодов КОРСАР/ГП и САПФИР_95&RC_ВВЭР.Получены оценки неопределенности результатов расчетов, при вариациях параметров моделей, соответствующих паспортным погрешностям аттестованных в Ростехнадзоре РФ кодов КОРСАР/ГП и САПФИР_95&RC_ВВЭР.

Ключевые слова
метод Монте-Карло, расчетная модель РК, код КОРСАР, анализ неопределенности и чувствительности (АНЧ), нейтронно-физические процессы, теплогидравличекие процессы, нейтронная кинетика, верификация

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

УДК 621.040.59:621.039.51...17

Вопросы атомной науки и техники. Cер. Ядерно-реакторные константы, 2014, вып. 3, 3:8