EDN: TRTVVI
Авторы
Глазков А.C.
Организация
Федеральное государственное бюджетное учреждение Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», Москва, Россия
Глазков А.С. – инженер-исследователь.
Контакты: 123098, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1. Тел.: +7 (499) 196-71-00 (доб. 6267); e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Аннотация
В данной статье рассматривается вопрос осуществления и применимости реалистичного подхода при анализе ядерной безопасности в запроектных авариях. В работе обсуждается использование и недостатки методики экспертной оценки, как наиболее распространенного на сегодняшний день способа анализа ядерной безопасности в рамках реалистичного подхода. Автором статьи разработана методика, позволяющая существенно снизить количество расчетов при анализе ядерной безопасности реактора типа ВВЭР-1000 на примере модельной запроектной аварии с выкипанием теплоносителя из корпуса реактора в момент перегрузки. Предложенная методика позволяет провести анализ ядерной безопасности реактора на стадии выкипания теплоносителя из корпуса реактора в рамках реалистичного подхода, рекомендованного согласно нормативным документам в области анализа безопасности атомных станций. В тексте данной работы приводятся сравнения результатов прямых расчетов эффективного коэффициента размножения нейтронов keff и расчетов с использованием разработанной методики для подтверждения ее состоятельности. Зависимость, полученная в результате расчетов с использованной методикой отбора, в удовлетворительной степени отображает основные изменения keff в ходе аварии. В работе приводится подробный анализ протекания рассматриваемого этапа запроектной аварии с объяснениями поведения величины эффективного коэффициента размножения нейтронов на каждом из основных временных интервалов. Разработанная методика может быть особенно актуальна при использовании нейтронно-физических программ, реализующих метод Монте-Карло, из-за больших временных затрат на каждый расчет величины keff. Также выявлена необходимость продолжения совершенствования методик отбора состояний с возможностью применения элементов искусственного интеллекта.
Ключевые слова
анализ ядерной безопасности, реалистичный подход, оптимизация количества рассчитываемых состояний, метод Монте-Карло, ВВЭР, запроектная авария, повторная критичность, авария с потерей теплоносителя, перегрузка топлива
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- НП-016-05. Общие положения обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла. М.: ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2006.
- НП-063-05. Правила ядерной безопасности для объектов ядерного топливного цикла. М.: ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2005.
- НП-082-07. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. М.: ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2007.
- РБ-001-19. Рекомендации к содержанию отчёта по углубленной оценке безопасности действующих энергоблоков атомных станций. М.: ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2019.
- РБ-152-18. Комментарии к федеральным нормам и правилам «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций». М.: ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2018.
- Leonid A. Bolshov, Kirill S. Dolganov, Arkady E. Kiselev, Valery F. Strizhov. Results of SOCRAT code development, validation and applications for NPP safety assessment under severe accidents. Nuclear Engineering and Design, January 2019, vol. 341, pp. 326–345.
- Volkov E., Kosourov E., Pavlov V., Pavlovichev A., Saprykin V., Shcherenko A. WWER-1000 Fuel Cycles: Current Situation and Outlook. Proc. of the International Conference on WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support. Nesebar, Bulgaria, 16–23 Septemer, 2017, pp. 131–142.
- Bolypagin S.N. et al. BIPR-7A code (version 1.2). Description of the application. Report of the RRC “Kurchatov Institute” No. 32/1-54-97, 1997.
- Тебин В.В., Борисенков А.Э. Комплекс программ САПФИР-2006 для расчета полномасштабных активных зон реакторов ВВЭР методом Монте-Карло. Вестник Саратовского университета, 2006, т. 4 (20), вып. 5, с. 94.
- International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments. NEA/NSC/DOC(95) 03. September 2015 Edition.
- Sinitsa V.V., Rineiskiy A.A. GRUCON – A Package of Applied Computer Programs. Report INDC(CCP)-344. Vienna: IAEA, 1993.
- Абагян Л.П., Базазянц И.О., Николаев, М.Н., Цибуля А.М. Групповые константы для расчета реакторов и защиты. М.: Энергоиздат, 1981. С. 233.
- Тебин В.В., Юдкевич М.С. Обобщенный подгрупповой подход к расчету резонансного поглощения. Атомная энергия, 1985, т. 59, вып. 2, с. 96.
- Лиман Г.Ф., Майоров Л.В. Программа NUWERAS для расчета дифференциальных сечений рассеяния медленных нейтронов. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика и техника ядерных реакторов, 1981, т. 21, вып. 8, с. 32.
- Гомин Е.А., Майоров Л.В. Программа ВЕПС для расчета вероятностей первых столкновений в трехмерных системах. Препринт ИАЭ № 4207/5. М.: ИАЭ, 1985.
- Франк-Каменецкий А.Д. Моделирование траекторий нейтронов при расчете реакторов методом Монте-Карло. М.: Атомиздат, 1978.
- Варгафтик Н.Б. Справочник по теплофизическим свойствам газов и жидкостей. М.: Наука, 1972.
УДК 621.039.51.17
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2025, № 2, c. 157–166
