EDN: ZKPUUZ
Авторы
Анфимов А.М., Кирилов И.Н., Тимин Д.А.
Организация
Акционерное общество «Опытное конструкторское бюро машиностроения имени И.И. Африкантова», Нижний Новгород, Россия
Анфимов А.М. — начальник бюро отдела физических и теплогидравлических расчетов стационарных реакторных установок,
Кирилов И.Н. — инженер-конструктор 1 категории отдела физических и теплогидравлических расчетов стационарных реакторных установок. Контакты: 603074, Нижний Новгород, Бурнаковский проезд, д. 15. Тел.: (831) 246-94-40; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Тимин Д.А. — инженер-конструктор 3 категории отдела физических и теплогидравлических расчетов стационарных реакторных установок.
Аннотация
В статье представлены методический подход и результаты расчетного анализа проектной аварии (ПА) с блокировкой проходного сечения ТВС реакторной установки на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (РУ БН) с учетом погрешностей и неопределённостей.
В соответствии с НП-18-05 «Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности атомных станций с реакторами на быстрых нейтронах» при обосновании безопасности РУ БН рассматривается ПА с блокировкой проходного сечения ТВС. Так как рассматриваемая авария является проектной, при её анализе используется консервативный подход, что определяется требованиями НП-001-15.
Целью анализа ПА является подтверждение непревышения установленных для неё приемочных критериев. Для этого проводится сравнение консервативных значений параметров безопасности с принятыми критериями. Определение консервативного значения рассчитываемого параметра проводится с использованием подхода на базе метода Монте-Карло, который позволяет учесть погрешности и неопределенности расчета.
Расчетный анализ основных процессов в условиях аварии с полной блокировкой проходного сечения одной ТВС выполнялся с использованием аттестованного кода СОКРАТ-БН.
По результатам анализа расчетов установлено, что консервативные значения важных с точки зрения безопасности параметров РУ, определенные с учетом погрешностей и неопределенностей, не превышают установленных для рассматриваемой ПА приемочных критериев.
Ключевые слова
погрешность, неопределенность, анализ безопасности, проектная авария, РУ БН, натрий, авария с блокировкой проходного сечения, ТВС, твэл, кипение натрия, плавление топлива
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Кузнецов И.А., Поплавский В.М. Безопасность АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. М.: ИздАт, 2012. 632 с.
- НП-018-05. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности атомных станций с реакторами на быстрых нейтронах. Москва, 2005.
- НП-001-15. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. Москва, 2015.
- Deterministic Safety Analysis for Nuclear Power Plant. Specific Safety Guide SSG-2 (Rev. 1). Vienna: IAEA, 2019.
- СОКРАТ-БН/В1. Интегральный код для анализа режимов РУ БН. Версия 1.0. Аттестационный паспорт программного средств. Рег. № 412 от 08.12.2016.
- Chalyy R.V., Rtishchev N.A., Tarasov A.E. et al. SOCRAT-BN integral code for safety analyses of NPP with sodium cooled fast reactors: development and plant application (ID: CN245-281). Proc. of the International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR17). Yekaterinburg, Russia, 26—29 June 2017. Доступно на: https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/STIPUB1836web.pdf (дата обращения 16.05.2025).
- СОКРАТ-БН/В1. Интегральный код для анализа режимов РУ БН. Версия 2.0. Аттестационный паспорт программы для ЭВМ. Рег. № 472 от 20.11.2019.
- Анфимов А.М., Кирилов И.Н. Расчетный анализ аварии с блокировкой проходного сечения ТВС РУ БН. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2024, № 1, c. 83—91.
- Rtishchev N.A., Chalyy R.V., Semenov V.N., Fokin A.M., Tarasov A.E., Shepelev S.F., Osipov S.L., Gorbunov V.S., Anfimov A.M. Validation of SOCRAT-BN Code on the Base of Reactor Experiments. Proc. of the 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS10). Okinawa, Japan, 14—18 Dec. 2014, p. 1356.
- Анфимов А.М., Кирилов И.Н., Кузнецов Д.В. Результаты анализа теплоотводной аварии РУ
БН-800 c учетом данных, полученных на этапе ввода в эксплуатацию. Сборник докладов
20-й Международной конференции молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам. Подольск, 2018, c. 118—126.
- Уилкс С. Математическая статистика. М: Наука, 1967. 632 с.
- РБ-166-20. Руководство по безопасности при использовании атомной энергии. Рекомендации по оценке погрешностей и неопределенностей результатов расчетных анализов безопасности атомных станций. Москва, 2020.
- Программный модуль для расчетов по методу Монте-Карло, статистической обработки результатов расчетов и валидации кодов (ELENA). Версия 1.0. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ № 2021611784, 05.02.2021.
- Гмурман В.Е. Теория вероятностей и математическая статистика. М.: Высшая школа, 2003.
- Бронштейн И.Н, Семендяев К.А. Справочник по математике для инженеров и учащихся ВТУЗов. М.: Наука, 1981.
УДК 621.039.51
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2025, № 2, c. 260–270
