3-4 апреля 2015 - innov-rosatom.ru€¦ · Чалый Руслан Васильевич,...

Чалый Руслан Васильевич, ИБРАЭ РАН

Результаты разработки интегрального кода СОКРАТ-БН для анализа аварий на РУ БН

ПРОЕКТНОЕ НАПРАВЛЕНИЕ «ПРОРЫВ»: результаты реализации новой технологической платформы ядерной энергетики 3-4 апреля 2015

  Основным назначением кода является расчетный анализ и обоснование безопасности РУ БН с натриевым теплоносителем с учетом выхода ПД в основные помещения энергоблока и окружающую среду в следующих режимах:

•  нарушения нормальной эксплуатации •  проектные аварии •  тяжелые аварии с разрушением и плавлением активной зоны   Кроме того код может быть использован для: •  выполнения независимых расчетов надзорными органами при экспертизе проектов РУ БН (РУ БН-800)

•  кросс-верификации разрабатываемых кодов •  поддержки экспериментальных исследований

Версии кода: СОКРАТ-БН/В1 – 2010-2013 гг. СОКРАТ-БН/В2 – 2013-2014 гг.

Назначение кода СОКРАТ-БН

2

Основные физические модели кода

модуль/ интегрирован

Моделируемые явления/процессы, характеристики моделей

Аналоги

Предстартовый блок (для расчета состояния твэла на момент начала аварии)

Нейтронная-физика

ГЕФЕСТ/ 2012

Расчет нуклидного состава топливной композиции, расчет флюенса нейтронного потока, расчет повреждающей дозы (с.н.а). 3D диффузионное приближение

-

Процессы в тепловыделяющем элементе

РТОП-БНО/ 2012

Расчет выхода из топлива стабильных газовых продуктов деления при заданном источнике, изменения состава газовой смеси в твэле, НДС топлива (модель плоской деформации) и оболочки на момент начала аварии, расчёт свойств топлива и оболочки в зависимости от выгорания и температуры

КОРАТ

БОНУС-БН/ 2014

Точечная модель для экспресс оценки временной эволюции нуклидного состава топлива и активности продуктов деления в топливе. Является универсальной для всех РУ БН. Используется для потоковых многовариантных расчетов

ORIGEN

ПРОЕКТНОЕ НАПРАВЛЕНИЕ «ПРОРЫВ»: результаты реализации новой технологической платформы ядерной энергетики 3-4 апреля 2015 3

модуль/ интегрирован Моделируемые явления/процессы, характеристики моделей Аналоги


РЕЛИЗ-БН/ 2014

Расчет миграции продуктов деления внутри топливной таблетки и выхода ПД из топлива в стационарном режиме работы РУ с использованием

инженерных моделей -

Процессы в 1-м контуре РУ

TRANS-FP/ 2013

Расчет накопления радиоактивных продуктов коррозии и деления в первом контуре при наличии проектных неплотностей оболочек твэл

(канальная модель переноса и осаждения) Альфа-М

Нестационарный блок (расчет переходных и аварийных процессов) Теплогидравлика в контурах РУ

SOFAR-TH/ 2010

Расчет в одномерном приближениях для одно- и двухфазного потока скорости, температуры и давлений в элементах оборудования РУ БН для

натриевого и водяного теплоносителей. Расчет в 2D приближение температурного поля в конструкционных элементах. В состав модуля

входят точечные модели камер смешения и циркуляционных насосов 3-х типов

BURAN, DIN-800, SAS-4A



4

модуль/ интегрирован

Моделируемые явления/процессы, характеристики моделей

Аналоги

SOFAR-TH-CORE/ 2014 2-D модель активной зоны с коэффициентами межканального переноса COREMELT

Нейтронная физика

QUASIK/ 2012

Расчет мощности реактора в стационарных и переходных режимах с использованием точечной модели нейтронной кинетики -

SYNTES/ 2015 в процессе интеграции

Расчет нейтронно-физических параметров в диффузионном-приближении в 2D геометрии для аварийных режимов с изменением геометрии а.з. в результате ее плавления

RADAR


БОНУС-БН/ 2014

Расчет эволюции нуклидного состава топлива и активности продуктов деления в топливе с учетом цепочек распада на работающем и заглушенном реакторе

ORIGEN

РЕЛИЗ-БН/ 2014

Моделирование миграции продуктов деления внутри топливной таблетки и с выхода ПД из топлива в нестационарных аварийных режимах -

ТВЭЛ-БН/ 2013

Расчет напряжённо-деформированного состояния (модель плоской деформации) и условий разгерметизации в оболочке твэла в переходных и аварийных режимах

КОРАТ



5

Элемент кода/ интегрирован Моделируемые явления/процессы, характеристики моделей Аналоги

Fuel_sodcool/ 2014

Расчет физико-химического взаимодействия топлива с теплоносителем при прямом контакте при разгерметизации оболочки для учета влияния на выход ПД поверхностного слоя ураната натрия (Na3UO4)

-

MELT-BN/ 2014

Расчет процессов плавления и перемещения топлива и оболочки твэл Учитываются фазовые переходы, одномерное течение расплава компонентов твэл, с учетом взаимодействия с теплоносителем и твердой поверхностью, блокировка проходного сечения

COREMELT, SIMMER

Перенос продуктов деления

TRANS-FP/ 2013

Расчет процессов конвективного переноса, межфазного обмена, осаждения радиоактивных примесей на поверхностях в контурах РУ в нестационарным режиме

Альфа-М

TRANS-FP +SOFAR-TH/

2014

Расчет теплофизических и радиационных характеристик газовой смеси в помещениях реактора и переноса ПД в них. Инженерная модель в сосредоточенных параметрах

КУПОЛ-БН

НОСТРАДАМУС/ 2013

Расчет распространения радиоактивных веществ в атмосфере и оценка доз для населения и загрязнения окружающей среды. Лагранжева траекторная модель атмосферного переноса

ВЫБРОС, AERO



6

Параметры рассчитываемые кодом СОКРАТ-БН


Параметр

Диапазоны

Погрешность

Максимальная температура оболочки твэлов до Тплавления оболочки +/- 25К

Напряжения в оболочке твэла для оценки достижения критерия разгерметизации

До наступления разгерметизации

15%

Температура теплоносителя в РУ, включая 1-й, 2-й контуры, САОТ (теплоноситель натрий) и 3-й контур (теплоноситель вода)

Жидкость до Ts+10К /пар до Tкрит

+/- 25 К/+/- 35 К

Массовый расход теплоносителя во всех контурах РУ –

20%

Давление теплоносителя в газовой полости и во всех контурах РУ

До 1,2 МПа (натрий) До 22,4 МПа (вода)

+/-0,02 МПа

Уровень теплоносителя в газовой полости –

15 %

Доля расплавленных материалов топлива и оболочки (UO2, МОХ, UN, сталь, B4C)

Без учета взаимного растворения материалов

Определяется с учетом анализа

неопределенностей

7

Параметры рассчитываемые кодом СОКРАТ-БН


Параметр Диапазоны Погрешность

Нуклидный состав и количество ПД и ПК, наработанных к моменту начала аварийного процесса (накопление актиноидов и продуктов деления для оксидного и смешанного уран-плутониевого топлива) –

ПД - 25% Актиноиды – 20%

Содержание радиоактивных продуктов деления (ПД) и продуктов коррозии (ПК) в теплоносителе первого контура, плотность отложений на поверхностях внутрикорпусных элементов 1 контура, содержание радиоактивных ПД в газовой полости реактора

–

Коррозия 100% Продукты деления ГПД – 65% ЛПД – 85%

Основные теплогидравлические параметры в основных помещениях энергоблока (температура, давление) –

+/- 20 %

Объемная и поверхностная активность ПД в основных помещениях энергоблока –

ГПД – 65% ЛПД – 85%

Активность в воздухе и выпадение на поверхность от выбросов в атмосферу и дозы облучения населения –

Определяется погрешностью кода НОСТРАДАМУС

8

Верификация кода

Верификация 1-D и 2-D теплогидравлических моделей :

  аналитические тесты

  верификация на данных внереакторных экспериментов (> 20 расчётов по 7 установкам)

  верификация программных модулей на данных реакторных экспериментов РУ БН-600 (9 экспериментов)

  кросс верификация с кодами, эксплуатируемыми в ГНЦ РФ-ФЭИ на моделях теплообменников «натрий-вода» для РУ БН-350, БН-1200.

  кросс верификация с кодом БУРАН на задачах по РУ БН-600, БН-1200

МАТРИЦА ВЕРИФИКАЦИЙ ТЕПЛОГИДРАВЛИКА РУ Экспериментальная

установка

Явление в экспериментальной установке:

+ – наблюдается 0 – частично наблюдается - – не наблюдатеся Б

Н-6

00

Стенд

СПРУТ

(Россия,

ФЭИ

)*1

Стенд

ИВТАН

(СССР,

ИВТАН

)

Стенд

ML-

4 (Италия,

Ispr

a)

Стенд

SIE

NA

(Япония,

O-A

rai)

Стенд

NSK

(Германия

)

развитие естественной циркуляции + - + - - + теплообмен в каналах простой формы (однофазный режим)

+ - + + - +

теплообмен в каналах простой формы (двухфазный режим)

- - + - - +

теплообмен в пучках стержней (однофазный режим) - - - - + + теплообмен в пучках стержней (двухфазный режим) - - - - + + Межфазный тепло- и массообмен - 0 0 0 + 0 Теплообмен в ПТО (однофазная область) + - - - - + Теплообмен в ПГ расходе (однофазная область) + + - - - + потери давления при течении жидкого металла в обогреваемых и необогреваемых пучках гладких стержней (труб) при наличии дистанционирующей решетки в треугольной упаковке (однофазный режим)

0 - - - - +

потери давления при течении жидкого металла в обогреваемых и необогреваемых пучках гладких стержней (труб) при наличии дистанционирующей решетки в треугольной упаковке (двухфазный режим)

- - - + - +

Теплообмен в активной зоне (однофазная область) + - - - - +

Фрагмент матрицы верификации



Реструктуризаци

я топлива

(РТОП

-БНО

) Термоупругие

деформации

(РТОП

-БНО

, ТВЭЛ

-БН

) Ползучесть

топлива

(РТОП

-БНО

, ТВЭЛ

-БН

) Пластические

деформации

оболочки

(ТВЭЛ

-БН

)

Распухание

топлива

(РТОП

-БНО

)

Распухание

оболочки

(РТОП

-БНО

)

Радиационная

ползучесть

оболочки

(РТОП

-БНО

) Расчет

для

облученного

твэла

(ТВЭЛ

-БН

)

Аналитический тест с нагружением таблетки - + - - - Аналитический тест с неоднородным распределением температур

- + - - -

Сравнение расчетов с кодами COMSOL и Z88 - + + + - + Аналитический тест с одноосной ползучестью таблетки

- + + - - Аналитический тест с пластической деформацией оболочки давлением газа

- + - + -

Кросс верификация с кодом КОРАТ - - - - + + Сравнение с послереакторными данными ИРМ

+ - - + + + +

Верификация моделей плавления (MELT-BN):  Аналитические тесты с плавлением и стеканием расплава материалов твэл  Экспериментальные данные, полученные на реакторах TREAT(США R1-R3) и ИГР(Казахстан)  Кросс-верификация с кодами SAS-4А и SUBMELT

R-3 R-4 R-5

Расчет

Эксперимент Расчет

Эксперимент Расчет

Эксперимент

Закипание 20,6 20,55 13,5 13,15 12,3 12,5

Кризис 22,5 – 14,2 14,15 13,0 13,65

Обращение

расхода 22,3 22,3 14,0 14,87 12,5 14,56

Начало плавлен

ия 23,3 23,5 15,3 16 14,0 15,7

Фрагмент матрицы термомеханики (РТОП_БНО и ТВЭЛ-БН)


Название эксперимента

(теста)

Моделируемые

явления Изменение активности газообразных радиоактивных продуктов деления в газовой полости реактора при разгерметизации одного твэла в 54 микрокампании на РУ БН-600

Перенос ГПД в натриевом контуре, выход ГПД в газовую систему, перенос ГПД в газовой системе

Изменение активности газообразных радиоактивных продуктов деления в газовой полости реактора при разгерметизации одного твэла в 29 и 47 микрокампании на РУ БН-600

Перенос ГПД в натриевом контуре, выход ГПД в газовую систему, перенос ГПД в газовой системе

Измерение активности РПК в отложениях на стенках 5 ПТО-А РУ БН-600

Перенос, осаждение и повторное смытие РПК в натриевом контуре

Измерение равновесной концентрации йода в парогазовой среде

Межфазный массоперенос изотопов йода

Осаждение изотопов цезия в экспериментальном контуре FPBL

Осаждение и повторный смыв цезия в натриевом контуре

134Cs 137Cs ОКБМ БОНУС ε, % ОКБМ БОНУС ε, %

3.52·1011 2.91·1011 19.0 1.28·1012 1.05·1012 19.7 131I 95Zr

ОКБМ БОНУС ε, % ОКБМ БОНУС ε, % 3.17·1013 2.16·1013 37.9 3.96·1013 3.26·1013 17.8

85mKr 88Kr ОКБМ БОНУС ε, % ОКБМ БОНУС ε, %

4.96·1012 5.28·1012 -6.3 1.13·1013 9.26·1012 19.8

Относительный выход, % Изотоп ОКБМ СОКРАТ-БН

131I 10 19.6 134Cs 50 32.3 137Cs 50 32.0


Фрагмент матрицы верификации по поведению ПД в контуре РУ (TRANS-FP)

Кросс-верификация моделей накопления ПД в твэле проводилась с проектными кодами, эксплуатируемыми в АО «ОКБМ Африкантова (в таблице ОКБМ) Накопление ПД в 1-м твэле (модуль БОНУС-БН)

Относительный выход ПД в газовый зазор (ОКБМ – обобщенные данные по опыту эксплуатации РУ БН-600)


Фрагмент матрицы верификации наработке и миграции ПД в твэле (БОНУС-БН, РЕЛИЗ-БН)

11

Кросс-верификация СОКРАТ-БН с проектными кодами

Режим с расхолаживанием на ЕЦ РУ БН-600 (BURAN)

0 200 400 600 800 10000

0.05

0.1

0.15

0.2

0.25

͑ ⁃ ‗ ‾ ǃ ‥,

‾

,

▬О▬ - код КОРАТ, ▬▼▬ - СОКРАТ-БН, О – экспериментальные данные

Температура оболочки для блокированной ТВС РУ БН-1200 (COREMELT)

Изменение диаметра оболочки облученной ТВС (КОРАТ)


Кросс-верификация СОКРАТ-БН с зарубежными кодами

Максимальная температура оболочки твэл

Расход по 1-му контуру в режиме ЕЦ

а.з.

ПТО

Бак

РУ

Напорны

й трубопровод

ГЦН


Международная задача МАГАТЭ: Benchmark Analysis of an EBR-II Shutdown Heat

Removal Test. CPR Code I31021

(результаты 2015 года)

Коды Организация СОКРАТ-БН ИБРАЭ РАН SIMMER-III KIT (Германия) SAS4A/SASSYS-1 ANL (США)

 Самоход стержня автоматического регулирования (РС) или стержня компенсирующего выгорание топлива (КС)  Незапланированное падение стержня АЗ в активную зону при работе реактора на мощности  Уменьшение расхода теплоносителя в результате останова одного ГЦН первого контура (при работе реактора на 100% мощности (в работе три петли) и 66% мощности (в работе две петли))

Результаты моделирования   Независимые расчёты кодом СОКРАТ-БН подтвердили непревышение предела безопасной эксплуатации по температуре оболочек твэлов РУ БН-800


Моделируемые режимы

Практические задачи 2013 год: Независимые расчёты для экспертизы ОООБ энергоблока №4 Белоярской АЭС БН-800

14

 Срабатывание ПЗ по сигналу «Отключение одной из четырех работающих петель» при прекращении подачи питательной воды на один парогенератор (50 сценариев с заданием различной логики)  Ср а ба ты в а н и е АЗ п о с и г н а л у «Пот е р я с и с т е м н о г о электроснабжения» (Расхолаживание на трёх и четырёх петлях САОТ)

Результаты моделирования   Полученные результаты подтвердили, что рассматриваемые режимы проходят без превышения принятых критериев, что обосновывает проектные алгоритмы управления РУ

  Полученные результаты согласуются с аналогичными расчетами по аттестованному коду BURAN

Наименование моделируемых режимов:


Практические задачи 2013 год: Анализ безопасности РУ БН-1200

15

Практические задачи 2013 год: Разработана расчётная схема РУ БН-1200


Основные характеристики модели РУ БН-1200

  1-й контур – натрий, аргон; ≈ 1200 расчетных ячеек; ГЦН-1 - точечная модель с заданными расход-напорными характеристиками; тепловые потери с корпуса – ГУ 3-го рода; камеры смешения – точечные модели; включает модели систем управления и защиты – алгоритмы работы отдельных групп СУЗ в зависимости от сценария моделируемых режимов: изменение уровня мощности, аварийный останов.

  2-й контур – натрий, аргон, ≈ 800 расчетных ячеек, ГЦН-2 - точечная модель, тепловые потери с трубопроводов – ГУ 3-го рода.

  3-й контур – вода/пар; ≈ 80 расчетных ячеек; ограничен входом питательной воды в ПГ и выходом перегретого пара; реализована модель регулятора расхода питательной воды в зависимости от параметров натрия на входе в ПГ.

  Контур САОТ – натрий; ≈ 200 расчетных ячеек; включает модели теплообменников натрий-натрий, натрий-воздух.

  Контур ВТО – воздух; ≈ 50 ячеек; включает модель регулятора расхода воздуха в зависимости от параметров натрия в контуре САОТ.

  Помещения энергоблока – точечные модели в сосредоточенных параметрах

  Кроме того модель включает исходные данные для отдельных программных модулей.


Моделируемые режимы

  Потеря системного и надёжного электроснабжения, отказ активных систем остановки реактора (САОТ работает).   Потеря системного и надёжного электроснабжения (АЗ срабатывает), отказ САОТ   Потеря системного и надёжного электроснабжения (отказ активных систем остановки реактора, отказ САОТ)   Непредусмотренное последовательное поочерёдное извлечение из активной зоны РС вследствие отработки ложного сигнала с отказом активных систем остановки реактора

Анализируемые параметры

  Изменение во времени основных теплогидравлических параметров РУ   Тепловые потери с корпуса реактора   Изменение нейтронной мощности реактора   Количество разгерметизировавшихся твэлов   Выход активности в 1-й контур, в основные помещения энергоблока и окружающую среду   Для отдельных режимов выполнены оценка неопределенности и анализ чувствительности

Практические задачи 2014 год: Анализ безопасности РУ БН-1200


Планируемые задачи на 2015-16 гг.

 Аварии с остановкой расхода по 1-му контуру и несрабатыванием аварийной защиты - аварии типа ULOF

 Полная мгновенная блокировка одной ТВС с отказом срабатывания АЗ

 Непредусмотренное последовательное извлечение из активной зоны стержней СУЗ с отказом всех средств воздействия на реактивность (UTOP)


Основные результаты разработки

 На сегодняшний день разработан интегральный код позволяющий выполнять задачи проведения «сквозных» расчетов переходных и аварийных режимов РУ с натриевым теплоносителем, включая оценку состояния а.з. и других элементов реактора, помещения энергоблока с системой вентиляции, оценку выброса рад веществ в окружающую среду среду и рад обстановку на промплощадке и прилегающих территориях

 В отличии от существующих проектных кодов, код СОКРАТ-БН позволяет детальное описание РУ и смежные с ней помещения энергоблока и, соответственно, получать более объективную информацию по уровню безопасности

 Код внедрен в промышленную эксплуатацию в АО «ОКБМ Африкантова»

 Код заявлен и используется в международных программах расчета бенчмарк тестов (расчеты РУ EBR-II, PHENIX)


3-4 апреля 2015 - innov-rosatom.ru€¦ · Чалый Руслан Васильевич,...

Documents

Transcript of 3-4 апреля 2015 - innov-rosatom.ru€¦ · Чалый Руслан Васильевич,...