EDN: SIGBNA
Авторы
Гембицкий Н.Д.1, 2, Долганов К.С.1
Организация
1 Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук, Москва, Россия
2 Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования «Московский физико-технический институт (национальный исследовательский университет)», Долгопрудный, Россия
Гембицкий Н.Д.1, 2 – техник, студент 6 курса МФТИ. Контакты: 115191, Москва, Большая Тульская ул., д. 52. Тел.: (925) 534-80-55; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Долганов К.С.1 – заведующий лабораторией, кандидат технических наук.
Аннотация
В настоящее время в ИБРАЭ РАН разрабатывается интегральная программа для ЭВМ (код) для расчётного анализа водородной взрывобезопасности на отечественных термоядерных установках типа токамак. Применительно к прототипным процессам используется опыт разработки и апробации физических моделей кода СОКРАТ, предназначенного для анализа тяжёлых аварий на АЭС с ВВЭР. В качестве референтного проекта токамака рассматривается ИТЭР. Расчётные исследования, выполненные за рубежом, демонстрируют возможность образования в ИТЭР взрывоопасной смеси водорода и воздуха при авариях, вызванных потерей теплоносителя (LOCA) из системы охлаждения дивертора или первой стенки.
С целью оценки возможностей теплогидравлических моделей интегрального кода СОКРАТ воспроизводить процессы в подобных авариях выполняются кросс-верификационные расчёты. В качестве реперных используются открыто опубликованные результаты расчётов представительной аварии LOCA, полученные по адаптированным к ИТЭР кодам MELCOR и ATHENA.
В статье описана разработанная нодализационная схема раннего проекта ИТЭР, приведены результаты квалификации соответствующей расчётной модели в стационарных условиях работы ИТЭР и результаты моделирования аварии с двусторонним разрывом контура охлаждения дивертора. На основе анализа расчетных параметров и сравнения с реперными результатами продемонстрирована возможность использования теплогидравлических моделей кода СОКРАТ в составе интегрального кода для анализа водородной взрывобезопасности токамаков типа ИТЭР.
Ключевые слова
ИТЭР, водород, безопасность, токамак, LOCA, СОКРАТ, дивертор, потеря теплоносителя, моделирование аварии, теплогидравлические процессы
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Васильев А.Д., Долганов К.С., Киселёв А.Е., Матвеев Л.В., Семёнов В.Н. Инженерная модель окисления слоя бериллиевой пыли в условиях аварии с истечением теплоносителя из системы охлаждения в вакуумную камеру ИТЭР. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Термоядерный синтез, 2022, т. 45, вып. 2, с. 37–49.
- Васильев А.Д., Долганов К.С., Киселёв А.Е., Кондратенко П.С., Матвеев Л.В., Семёнов В.Н. Возможность стратификации водорода в условиях аварии с истечением теплоносителя из системы охлаждения в вакуумную камеру токамака. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Термоядерный синтез, 2023, т. 46, вып. 2, с. 72–86.
- Bolshov L.A., Dolganov K.S., Kiselev A.E., Strizhov V.F. Results of SOCRAT code development, validation and applications for NPP safety assessment under severe accidents. Nuclear Engineering and Design, 2019, vol. 341, pp. 326–345. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2018.11.013.
- Chuyanov V., Topilski L. Prevention of hydrogen and dust explosion in ITER. Fusion Engineering and Design, 2006, vol. 81, рр. 1313–1319. DOI: https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.05.009.
- Redlinger R., Baumann W., Breitung W., Dorofeev S., Gulden W., Kuznetsov M., Lelyakin A., Necker G., Royl P., Singh R.-K., Travis J., Veser A. 3D-analysis of an ITER accident scenario. Fusion Engineering and Design, 2005, vol. 75–79, pp. 1233–1236. DOI: https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.06.207.
- Preliminary Safety Report (RPrS). English Translation of the Rapport Préliminaire de Sûreté (RPrS) submitted to the French Nuclear Safety Authorities, ver. 1.0, 19 Nov. 2010.
- Ахмедов И.С., Рыжов Н.И., Юдина Т.А., Долганов К.С., Киселев А.Е. Анализ аварии с потерей вакуума на ИТЭР с использованием интегральной программы для ЭВМ СОКРАТ-В1/В2. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Термоядерный синтез, 2023, т. 46, вып. 2, c. 38–52.
- ChunHong Sheng. MELCOR Analyses of Divertor Ex-vessel LOCA During Normal Operation. Contract EFDA 01/599, Deliverable 3 – Final Report, STUDSVIK/ES-02/36, Studsvik Eco & Safety AB, Sweden, 2002.
- John Eriksson, Anders Sjöberg, Lise-Lotte Spontón. ATHENA Calculation Model for the ITER-FEAT Divertor Cooling System. Final report with updates. Studsvik Eco & Safety AB, Sweden, 2001.
- Emilian Popov, Graydon L. Yoder, Seokho H. Kim. RELAP5 Model of the Divertor Primary Heat Transfer System. Oak Ridge National Laboratory, August 2010. DOI: https://doi.org/10.2172/1000902.
- ITER EDA Documentation Series No. 24. International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER). Engineering Design Activities (EDA). ITER technical basis. IAEA, VIENNA, 2002. 816 p.
- Progelhof R.C., Throne J.L., Ruetsch R.R. Methods for Predicting the Thermal Conductivity of Composite Systems: A Review. Polymer Engineering and Science, 1976, vol. 16, no. 9. DOI: https://doi.org/10.1002/pen.760160905.
- Sheng C.H., Sjöberg A. MELCOR model of divertor cooling loop and divertor ex-vessel LOCA analysis for the ITER plant. Fusion Engineering and Design, 2003, vol. 69, pp. 577–583. DOI: https://doi.org/10.1016/s0920-3796(03)00145-5.
- Juan J. Carbajo, Graydon L. Yoder, Seokho H. Kim. RELAP5 Model of the Vacuum Vessel Primary Heat Transfer System. Oak Ridge National Laboratory, May 2010. DOI: https://doi.org/10.2172/983832.
- Mitin D., Khomyakov S., Razmerov A., Strebkov Yu. ITER blanket module shield block design and analysis. Fusion Engineering and Design, 2008, vol. 83, pp. 1188–1198. DOI: https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2008.07.035.
- Raffray A.R., Merola M. Overview of the design and R&D of the ITER blanket system. Fusion Engineering and Design, 2012, vol. 87, pp. 769–776. DOI: https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2012.02.013.
УДК 621.039.534
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2024, № 2, c. 280-292
