МОДЕЛИРОВАНИЕ ПОВЕДЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ ПРИ ТЯЖЕЛОЙ АВАРИИ НА АЭС С ВВЭР С УЧЕТОМ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ ИСХОДНЫХ ДАННЫХ

Авторы

Шмельков Ю.Б.

Организация

Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», Москва, Россия

Шмельков Ю.Б. – заместитель начальника отдела по техническим вопросам, кандидат технических наук, Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт». Контакты: 123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1. Тел.: (917) 547-90-62; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..

Аннотация

В работе представлены результаты моделирования поведения продуктов деления (ПД) для сценария тяжелой аварии «Двусторонний гильотинный разрыв главного циркуляционного трубопровода с одновременным полным обесточиванием» для двух типов реакторных установок: ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200. Моделирование выполнялось с помощью аттестованного программного средства МАВР-ТА, имеющего модуль для анализа неопределенности и чувствительности к неопределенности. Получены данные по выходу ПД из топлива и расплава, включая взаимодействие расплава с бетоном в случае аварии на ВВЭР-1000, данные по переносу ПД в защитной оболочке (ЗО) и выбросу ПД в окружающую среду.
Моделирование поведения продуктов деления сопровождалось анализом неопределенности и чувствительности к неопределенности исходных данных. Анализ неопределенности выполнялся по методике, основанной на стандарте ASME V&V 20 и РБ-166-20. Всего в ходе анализа неопределенности выполнено по 200 расчетов для каждого из процессов (выход ПД из топлива, выход ПД из расплава, перенос ПД в ЗО). Число варьируемых параметров составляло от 10 до 20.
Выполнена оценка сходимости результатов в зависимости от числа расчетов, показано, что сходимость достигается максимум при 120 расчетах. Определены коридоры неопределенности результатов для нескольких изотопов: Kr-85, Cs-137, Ba-140. В рамках анализа чувствительности выполнена оценка влияния варьируемых параметров на результат. В качестве критерия влияния рассматривался коэффициент ранговой корреляции Кендалла. Показано, что наибольшее влияние на выход ПД из топлива и расплава оказывает температура топливного образца и поверхности расплава, а на выброс ПД в окружающую среду – величина утечки из ЗО.

Ключевые слова
продукты деления, выход из топлива, выход из расплава, выброс в окружающую среду, анализ неопределенности, тяжелая авария, ВВЭР, МАВР-ТА

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

НП-001-15 «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций». М.: Федеральная служба по экологическому технологическому и атомному надзору, 2015. 75 c.
SSG-2 Deterministic safety analysis for Nuclear Power Plants. IAEA Specific Safety Guide. Vienna, Austria, 2010.
Shmelkov Yu.B., Zvonarev Yu.A., Shutov N.V., Petrov L.V. Development and validation of the MAVR-TA code for analyzing the release and transport of fission products during a severe accident at a VVER NPP. Part 1 — Modelling of the release of fission products from the fuel. Nuclear Engineering and Design, 2012, vol. 385, p. 111407. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2021.111407.
Shmelkov Yu.B., Zvonarev Yu.A., Shutov N.V., Petrov L.V. Development and validation of the MAVR-TA code for analyzing the release and transport of fission products during a severe accident at a VVER NPP. Part 2 — Modelling of the fission products transport in the primary circuit and inside the containment. Nuclear Engineering and Design, 2021, vol. 382, p. 111377. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2021.111377.
Shmelkov Yu.B., Shutov N.V., Zvonarev Yu.A., Petrov L.V. Development and validation of the MAVR-TA code for analyzing the release and transport of fission products during a severe accident at a VVER NPP. Part 3 — Modelling of the release of fission products from the melt. Nuclear Engineering and Design, 2023, vol. 415, p. 112694. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2023.112694.
Bolshov L.A. Results of SOCRAT code development, validation and applications for NPP safety assessment under severe accidents. Nuclear Engineering and Design, 2019, vol. 341, p. 326. DOI: http://dx.doi.org/10.1016/j.nucengdes.2018.11.013.
Standard for Verification and Validation in Computational Fluid Dynamics and Heat Transfer — V&V 20. ASME, 2009. 101 p.
РБ-166-20. Рекомендации по оценке погрешностей и неопределенностей результатов расчетных анализов безопасности атомных станций. М.: Ростехнадзор, 2020. 24 c.
Glaeser H. Summary of existing uncertainty methods. OESD/CSNI Workshop on Best Estimate Methods and Uncertainty Evaluations. NEA/CSNI/R(2013)8/PART2. 2011.

УДК 621.039.586

Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2024, № 2, c. 149–157

БРОНД-3.1

Архив

2024, Выпуск 2

МОДЕЛИРОВАНИЕ ПОВЕДЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ ПРИ ТЯЖЕЛОЙ АВАРИИ НА АЭС С ВВЭР С УЧЕТОМ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ ИСХОДНЫХ ДАННЫХ