Моделирование кодом СОКРАТ эксперимента по естественной циркуляции на стенде ПСБ-ВВЭР. Ч. 1. Разработка и верификация расчётной модели
Ключевые слова:
код СОКРАТ, естественная циркуляция, математическое моделирование, экспериментальное моделирование, стенд ПСБ-ВВЭР, валидация кодов, безопасность атомных станций, теплогидравлика
Аннотация
Цель исследования — численное моделирование кодом СОКРАТ эксперимента по исследованию различных режимов естественной циркуляции на крупномасштабном интегральном стенде ПСБ-ВВЭР. Одно- и двухфазная естественные циркуляции теплоносителя являются основным механизмом отвода остаточного тепловыделения от активной зоны к парогенераторам во время аварий с течами из первого контура реакторной установки ВВЭР. Эффективность естественной циркуляции в условиях частично заполненного первого контура имеет определяющее значение при работе пассивных систем безопасности во время аварий, сопровождающихся длительным обесточиванием. С целью оценки способности кода СОКРАТ-В1/В2 моделировать различные механизмы естественной циркуляции и адекватно предсказывать переход между режимами разработана нодализационная схема интегрального стенда ПСБ-ВВЭР, включающая в себя модель реактора, четыре циркуляционные петли, компенсатор давления и парогенераторы. В качестве верификации расчётной модели представлено сравнение зависимости объема теплоносителя от высоты в разработанной нодализационной схеме и экспериментальной установке. Полученные результаты необходимы для валидации кода СОКРАТ применительно к анализу безопасности реакторных установок типа ВВЭР.
Литература
1. НП-006—16. Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности блока атомной станции с реактором типа ВВЭР.
2. Свид-во о гос. регистрации программы для ЭВМ № 2010610562 РФ. Программа для численного моделирования внутрикорпусной стадии запроектных аварий на реакторных установках с водой под давлением (СОКРАТ-В1/В2) / В.Ф. Стрижов и др.
3. Bolshov L.A. e. a. Results of SOCRAT Code Development, Validation And Applications for NPP Safety Assessment Under Severe Accidents // Nuclear Eng. and Design. 2019. V. 341. Pp. 326—345.
4. Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants. Vienna: Intern. Atomic Energy Agency, 2005.
5. Кузнецов Д.Ю., Аминов Р.З., Юрин В.Е. Оценка уровня естественной циркуляции теплоносителя ВВЭР-1000 на основе опытных данных Балаковской АЭС // Атомная энергия. 2022. Т. 133. Вып. 4. С. 189—193.
6. D'Auria F. e. a. Scaling of Natural Circulation in PWR Systems // Nuclear Eng. and Design. 1991. V. 132. Pp. 187—205.
7. Validation Matrix for the Assessment of Thermal-hydraulic Codes for VVER LOCA and Transients. Paris: OECD Publ., 2001.
8. Блинков В.Н. и др. Верификация процедур по управлению авариями АЭС с ВВЭР-1000 на стенде ПСБ-ВВЭР // Новое в российской электроэнергетике. 2010. № 11. С. 21—33.
9. Блинков В.Н. и др. Исследование теплогидравлики ВВЭР в аварийных и переходных режимах на стенде ПСБ-ВВЭР // Вестник МЭИ. 2016. № 5. С. 11—18.
10. Елкин И.В. и др. Экспериментальные исследования на стенде ПСБ-ВВЭР теплогидравлики аварийных режимов на АЭС с ВВЭР-ТОИ // Технологии обеспечения жизненного цикла ЯЭУ. 2018. № 4. С. 61—73.
11. Cherubini M. e. a. RELAP5 Simulation of a Natural Circulation Test in the PSB-VVER Test Facility // Proc. 11th Intern. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics. Avignon, 2005. P. 542.
12. United States Nuclear Regulatory Commission. RELAP5/MOD3.3 Code Manual. V. 1—8. N.-Y: Information Services Laboratory Inc., 2001—2002.
13. Латкин Д.Ю., Петкевич И.Г. Выполнение претестовых расчётов и разработка экспериментальной программы стенда ПСБ-ВВЭР в рамках международного проекта АЯЭ ОЭСР «ETHARINUS» // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Физика ядерных реакторов». 2022. Вып. 3. С. 26—33.
14. Латкин Д.Ю., Петкевич И.Г. Результаты посттестового моделирования эксперимента «Закрытие отсечных клапанов при естественной циркуляции» на стенде ПСБ-ВВЭР // Там же. С. 123—128.
15. Аттестационный паспорт программы для электронных вычислительных машин № 537 от 28.12.2021. Программный комплекс КОРСАР/ГП.
16. Hosseini S.A. e. a. Analysis of the Natural Circulation Flow Map Uncertainties in an Integral Small Modular Reactor // Nuclear Eng. and Design. 2021. V. 378. P. 111156.
17. Мелихов О.И. и др. Экспериментальные исследования на крупномасштабном интегральном стенде ПСБ-ВВЭР-1000 в 2001 — 2006 гг. // ЭНИЦ 1957 — 2007. Итоговый отчет. Электрогорск: ФГУП «ЭНИЦ», 2007. С. 189—219.
18. Elkin I.V. e. a. Natural Circulation Test. Experimental Data Rep. TACIS Project R2.03/97 Part A. Electrogorsk, 2005.
---
Для цитирования: Капустин А.В. Моделирование кодом СОКРАТ эксперимента по естественной циркуляции на стенде ПСБ-ВВЭР. Ч. 1. Разработка и верификация расчётной модели // Вестник МЭИ. 2025. № 2. С. 136—144. DOI: 10.24160/1993-6982-2025-2-136-144
#
1. NP-006—16. Trebovaniya k Soderzhaniyu Otcheta po Obosnovaniyu Bezopasnosti Bloka Atomnoy Stantsii s Reaktorom Tipa VVER. (in Russian).
2. Svid-vo o Gos. Registratsii Programmy dlya EVM № 2010610562 RF. Programma dlya Chislennogo Modelirovaniya Vnutrikorpusnoy Stadii Zaproektnykh Avariy na Reaktornykh Ustanovkakh s Vodoy pod Davleniem (SOKRAT-V1/V2). V.F. Strizhov i dr. (in Russian).
3. Bolshov L.A. e. a. Results of SOCRAT Code Development, Validation And Applications for NPP Safety Assessment Under Severe Accidents. Nuclear Eng. and Design. 2019;341:326—345.
4. Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants. Vienna: Intern. Atomic Energy Agency, 2005.
5. Kuznetsov D.Yu., Aminov R.Z., Yurin V.E. Otsenka Urovnya Estestvennoy Tsirkulyatsii Teplonositelya VVER-1000 na Osnove Opytnykh Dannykh Balakovskoy AES. Atomnaya Energiya. 2022;133;4:189—193. (in Russian).
6. D'Auria F. e. a. Scaling of Natural Circulation in PWR Systems. Nuclear Eng. and Design. 1991;132:187—205.
7. Validation Matrix for the Assessment of Thermal-hydraulic Codes for VVER LOCA and Transients. Paris: OECD Publ., 2001.
8. Blinkov V.N. i dr. Verifikatsiya Protsedur po Upravleniyu Avariyami AES s VVER-1000 na Stende PSB-VVER. Novoe v Rossiyskoy Elektroenergetike. 2010;11:21—33. (in Russian).
9. Blinkov V.N. i dr. Issledovanie Teplogidravliki VVER v Avariynykh i Perekhodnykh Rezhimakh na Stende PSB-VVER. Vestnik MEI. 2016;5:11—18. (in Russian).
10. Elkin I.V. i dr. Eksperimental'nye Issledovaniya na Stende PSB-VVER Teplogidravliki Avariynykh Rezhimov na AES s VVER-TOI. Tekhnologii Obespecheniya Zhiznennogo Tsikla YAEU. 2018;4:61—73. (in Russian).
11. Cherubini M. e. a. RELAP5 Simulation of a Natural Circulation Test in the PSB-VVER Test Facility. Proc. 11th Intern. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics. Avignon, 2005:542.
12. United States Nuclear Regulatory Commission. RELAP5/MOD3.3 Code Manual. V. 1—8. N.-Y: Information Services Laboratory Inc., 2001—2002.
13. Latkin D.Yu., Petkevich I.G. Vypolnenie Pretestovykh Raschetov i Razrabotka Eksperimental'noy Programmy Stenda PSB-VVER v Ramkakh Mezhdunarodnogo Proekta AYAE OESR «ETHARINUS». Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Fizika Yadernykh Reaktorov». 2022;3:26—33. (in Russian).
14. Latkin D.Yu., Petkevich I.G. Rezul'taty Posttestovogo Modelirovaniya Eksperimenta «Zakrytie Otsechnykh Klapanov pri Estestvennoy Tsirkulyatsii» na Stende PSB-VVER. Tam zhe:123—128. (in Russian).
15. Attestatsionnyy Pasport Programmy dlya Elektronnykh Vychislitel'nykh Mashin № 537 ot 28.12.2021. Programmnyy Kompleks KORSAR/GP. (in Russian).
16. Hosseini S.A. e. a. Analysis of the Natural Circulation Flow Map Uncertainties in an Integral Small Modular Reactor. Nuclear Eng. and Design. 2021;378:111156.
17. Melikhov O.I. i dr. Eksperimental'nye Issledovaniya na Krupnomasshtabnom Integral'nom Stende PSB-VVER-1000 v 2001 — 2006 gg. ENITS 1957 — 2007. Itogovyy Otchet. Elektrogorsk: FGUP «ENITS», 2007:189—219. (in Russian).
18. Elkin I.V. e. a. Natural Circulation Test. Experimental Data Rep. TACIS Project R2.03/97 Part A. Electrogorsk, 2005
---
For citation: Kapustin A.V. Numerical Simulation of the Natural Circulation Experiment in the PSB-VVER Test Facility Using the SOCRAT Code. Part 1. Analysis Model Development and Verification. Bulletin of MPEI. 2025;2:136—144. (in Russian). DOI: 10.24160/1993-6982-2025-2-136-144
2. Свид-во о гос. регистрации программы для ЭВМ № 2010610562 РФ. Программа для численного моделирования внутрикорпусной стадии запроектных аварий на реакторных установках с водой под давлением (СОКРАТ-В1/В2) / В.Ф. Стрижов и др.
3. Bolshov L.A. e. a. Results of SOCRAT Code Development, Validation And Applications for NPP Safety Assessment Under Severe Accidents // Nuclear Eng. and Design. 2019. V. 341. Pp. 326—345.
4. Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants. Vienna: Intern. Atomic Energy Agency, 2005.
5. Кузнецов Д.Ю., Аминов Р.З., Юрин В.Е. Оценка уровня естественной циркуляции теплоносителя ВВЭР-1000 на основе опытных данных Балаковской АЭС // Атомная энергия. 2022. Т. 133. Вып. 4. С. 189—193.
6. D'Auria F. e. a. Scaling of Natural Circulation in PWR Systems // Nuclear Eng. and Design. 1991. V. 132. Pp. 187—205.
7. Validation Matrix for the Assessment of Thermal-hydraulic Codes for VVER LOCA and Transients. Paris: OECD Publ., 2001.
8. Блинков В.Н. и др. Верификация процедур по управлению авариями АЭС с ВВЭР-1000 на стенде ПСБ-ВВЭР // Новое в российской электроэнергетике. 2010. № 11. С. 21—33.
9. Блинков В.Н. и др. Исследование теплогидравлики ВВЭР в аварийных и переходных режимах на стенде ПСБ-ВВЭР // Вестник МЭИ. 2016. № 5. С. 11—18.
10. Елкин И.В. и др. Экспериментальные исследования на стенде ПСБ-ВВЭР теплогидравлики аварийных режимов на АЭС с ВВЭР-ТОИ // Технологии обеспечения жизненного цикла ЯЭУ. 2018. № 4. С. 61—73.
11. Cherubini M. e. a. RELAP5 Simulation of a Natural Circulation Test in the PSB-VVER Test Facility // Proc. 11th Intern. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics. Avignon, 2005. P. 542.
12. United States Nuclear Regulatory Commission. RELAP5/MOD3.3 Code Manual. V. 1—8. N.-Y: Information Services Laboratory Inc., 2001—2002.
13. Латкин Д.Ю., Петкевич И.Г. Выполнение претестовых расчётов и разработка экспериментальной программы стенда ПСБ-ВВЭР в рамках международного проекта АЯЭ ОЭСР «ETHARINUS» // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Физика ядерных реакторов». 2022. Вып. 3. С. 26—33.
14. Латкин Д.Ю., Петкевич И.Г. Результаты посттестового моделирования эксперимента «Закрытие отсечных клапанов при естественной циркуляции» на стенде ПСБ-ВВЭР // Там же. С. 123—128.
15. Аттестационный паспорт программы для электронных вычислительных машин № 537 от 28.12.2021. Программный комплекс КОРСАР/ГП.
16. Hosseini S.A. e. a. Analysis of the Natural Circulation Flow Map Uncertainties in an Integral Small Modular Reactor // Nuclear Eng. and Design. 2021. V. 378. P. 111156.
17. Мелихов О.И. и др. Экспериментальные исследования на крупномасштабном интегральном стенде ПСБ-ВВЭР-1000 в 2001 — 2006 гг. // ЭНИЦ 1957 — 2007. Итоговый отчет. Электрогорск: ФГУП «ЭНИЦ», 2007. С. 189—219.
18. Elkin I.V. e. a. Natural Circulation Test. Experimental Data Rep. TACIS Project R2.03/97 Part A. Electrogorsk, 2005.
---
Для цитирования: Капустин А.В. Моделирование кодом СОКРАТ эксперимента по естественной циркуляции на стенде ПСБ-ВВЭР. Ч. 1. Разработка и верификация расчётной модели // Вестник МЭИ. 2025. № 2. С. 136—144. DOI: 10.24160/1993-6982-2025-2-136-144
#
1. NP-006—16. Trebovaniya k Soderzhaniyu Otcheta po Obosnovaniyu Bezopasnosti Bloka Atomnoy Stantsii s Reaktorom Tipa VVER. (in Russian).
2. Svid-vo o Gos. Registratsii Programmy dlya EVM № 2010610562 RF. Programma dlya Chislennogo Modelirovaniya Vnutrikorpusnoy Stadii Zaproektnykh Avariy na Reaktornykh Ustanovkakh s Vodoy pod Davleniem (SOKRAT-V1/V2). V.F. Strizhov i dr. (in Russian).
3. Bolshov L.A. e. a. Results of SOCRAT Code Development, Validation And Applications for NPP Safety Assessment Under Severe Accidents. Nuclear Eng. and Design. 2019;341:326—345.
4. Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants. Vienna: Intern. Atomic Energy Agency, 2005.
5. Kuznetsov D.Yu., Aminov R.Z., Yurin V.E. Otsenka Urovnya Estestvennoy Tsirkulyatsii Teplonositelya VVER-1000 na Osnove Opytnykh Dannykh Balakovskoy AES. Atomnaya Energiya. 2022;133;4:189—193. (in Russian).
6. D'Auria F. e. a. Scaling of Natural Circulation in PWR Systems. Nuclear Eng. and Design. 1991;132:187—205.
7. Validation Matrix for the Assessment of Thermal-hydraulic Codes for VVER LOCA and Transients. Paris: OECD Publ., 2001.
8. Blinkov V.N. i dr. Verifikatsiya Protsedur po Upravleniyu Avariyami AES s VVER-1000 na Stende PSB-VVER. Novoe v Rossiyskoy Elektroenergetike. 2010;11:21—33. (in Russian).
9. Blinkov V.N. i dr. Issledovanie Teplogidravliki VVER v Avariynykh i Perekhodnykh Rezhimakh na Stende PSB-VVER. Vestnik MEI. 2016;5:11—18. (in Russian).
10. Elkin I.V. i dr. Eksperimental'nye Issledovaniya na Stende PSB-VVER Teplogidravliki Avariynykh Rezhimov na AES s VVER-TOI. Tekhnologii Obespecheniya Zhiznennogo Tsikla YAEU. 2018;4:61—73. (in Russian).
11. Cherubini M. e. a. RELAP5 Simulation of a Natural Circulation Test in the PSB-VVER Test Facility. Proc. 11th Intern. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics. Avignon, 2005:542.
12. United States Nuclear Regulatory Commission. RELAP5/MOD3.3 Code Manual. V. 1—8. N.-Y: Information Services Laboratory Inc., 2001—2002.
13. Latkin D.Yu., Petkevich I.G. Vypolnenie Pretestovykh Raschetov i Razrabotka Eksperimental'noy Programmy Stenda PSB-VVER v Ramkakh Mezhdunarodnogo Proekta AYAE OESR «ETHARINUS». Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Fizika Yadernykh Reaktorov». 2022;3:26—33. (in Russian).
14. Latkin D.Yu., Petkevich I.G. Rezul'taty Posttestovogo Modelirovaniya Eksperimenta «Zakrytie Otsechnykh Klapanov pri Estestvennoy Tsirkulyatsii» na Stende PSB-VVER. Tam zhe:123—128. (in Russian).
15. Attestatsionnyy Pasport Programmy dlya Elektronnykh Vychislitel'nykh Mashin № 537 ot 28.12.2021. Programmnyy Kompleks KORSAR/GP. (in Russian).
16. Hosseini S.A. e. a. Analysis of the Natural Circulation Flow Map Uncertainties in an Integral Small Modular Reactor. Nuclear Eng. and Design. 2021;378:111156.
17. Melikhov O.I. i dr. Eksperimental'nye Issledovaniya na Krupnomasshtabnom Integral'nom Stende PSB-VVER-1000 v 2001 — 2006 gg. ENITS 1957 — 2007. Itogovyy Otchet. Elektrogorsk: FGUP «ENITS», 2007:189—219. (in Russian).
18. Elkin I.V. e. a. Natural Circulation Test. Experimental Data Rep. TACIS Project R2.03/97 Part A. Electrogorsk, 2005
---
For citation: Kapustin A.V. Numerical Simulation of the Natural Circulation Experiment in the PSB-VVER Test Facility Using the SOCRAT Code. Part 1. Analysis Model Development and Verification. Bulletin of MPEI. 2025;2:136—144. (in Russian). DOI: 10.24160/1993-6982-2025-2-136-144
Опубликован
2024-12-16
Выпуск
Раздел
Ядерные энергетические установки, топливный цикл, радиационная безопасность (технические науки) (2.4.9)
