Науково-технічна підтримка регулювання ядерної та радіаційної безпеки.

Проведення прикладних досліджень з моделювання теплових процесів з використанням розрахункових

кодів

Франкова Маргарита/ДНТЦ ЯРБ mv_frankova@sstc.com.ua

Київ, Україна15 квітня, 2016

Державний науково-технічний центр з ядерної та

радіаційної безпеки

Що ж таке аналіз безпеки атомної станції?Аналіз безпеки атомної станції (АС) – дослідження безпеки АС детерміністичними та імовірнісними методами аналізу безпеки з використанням програмних засобів та розрахункових кодів [*].

[*] НП 306.2.162-2010 Вимоги до оцінки безпеки атомних станцій

Розрахункове обґрунтування безпеки

Разом із розвитком атомної енергетики, розвивалися і науково-технічні засоби для можливості підтвердження їх безпечної роботи.

Розрахункове обґрунтування безпеки

Аварія

Проектна аварія Запроектна аварія

Без важкого пошкодженняактивної зони

З важким пошкодженням активної зони

В рамках обґрунтування безпеки АЕС виконується аналіз аварій.

Розрахункове обґрунтування безпекиДля аналізу аварій використовується безліч розрахункових кодів кожен з яких має свою область застосування і межі використання:• RELAP5, MELCOR, TRACE (теплогідравлічний аналіз);• DYN-3D (нейтронно-фізичний аналіз);• SAPHIRE, Risk-Spectrum (імовірнісний аналіз).

Для розрахунків повинні бути використані перевірені програмні засоби, які забезпечують найкращу оцінку.

Розрахункове обґрунтування безпеки

В рамках АПА і АЗПА (до важкого пошкодження активної зони), в частині теплогідравлічного аналізу, найбільш широко використаним є код RELAP, який зарекомендував себе як надійний інструмент, який дає точні і стабільні результати. Для аналізу аварій з важким пошкодженням активної зони використовують розрахунковий код MELCOR.

79

49

29 28

71

76

78

44

20

69

5

68

6

64 54-05

54-04

54-03

1296

53-05

53-04

53-03

53-0154-01

53-0254-02

33

43

34

9

13

16

18

2122

19

24

15

41 42

11

10

97

51-02 52-02

52-0151-01

91 80

90

61

63

91-0

191

-02

91-0

391

-06

91-0

4

52-05

52-04

52-03

51-05

51-04

51-03

62

67

7

66

8

23

2527

32

26

31

46 47

48

73

72

77

74

95

Петля 1 (холодная)

Петля 4 (холодная)

Петля 2 (холодная)

Петля 3 (холодная)

Петля 2 (горячая)

Петля 3 (горячая)

Петля 1 (горячая)

Петля 4 (горячая)

ГЕ-2

ГЕ-4

ГЕ-1

ГЕ-3

14

91-0

5

7979

4949

29 2828

7171

7676

7878

4444

2020

6969

55

6868

66

64 54-05

54-04

54-03

129696

53-05

53-04

53-03

53-0153-0154-0154-01

53-0253-0254-0254-02

3333

4343

3434

9

1313

1616

1818

21212222

1919

2424

1515

4141 4242

11

10

9797

51-0251-02 52-0252-02

52-0152-0151-0151-01

91 80

90

61

63

91-0

191

-02

91-0

191

-02

91-0

391

-06

91-0

4

52-05

52-04

52-03

51-05

51-04

51-03

62

6767

77

6666

88

2323

25252727

3232

2626

3131

4646 4747

4848

7373

7272

7777

7474

95

Петля 1 (холодная)

Петля 4 (холодная)

Петля 2 (холодная)

Петля 3 (холодная)

Петля 2 (горячая)

Петля 3 (горячая)

Петля 1 (горячая)

Петля 4 (горячая)

ГЕ-2

ГЕ-4

ГЕ-1

ГЕ-3

1414

91-0

5

Розрахункове обґрунтування безпекиДля багатьох галузей науки і техніки визначними питаннями є процеси теплообміну та протікання середовища в каналах. Сьогодні, для виконання проектних робіт за цими напрямами широко застосовуються різноманітні системи автоматичного проектування (САПР), в котрих проводиться моделювання досліджуваних процесів.

Модель БГК ССВЯП в ANSYS CFDДля програмного засобу ANSYS CFD, який використовують для моделювання течії рідин і газів, процесів тепло- і масообміну, взаємодію потоків і т. д. було розроблено модель багатомісної герметичної корзини (БГК) сухого сховища відпрацьованого ядерного палива (ССВЯП).

Модель БГК ССВЯП в ANSYS Fluent

Для програмного засобу ANSYS Fluent було створено модель багатомісної герметичної корзини (БГК) сухого сховища відпрацьованого ядерного палива (ССВЯП).Для геометричної моделі сформовано розрахункову сітку.

Модель БГК ССВЯП в ANSYS Fluent

Здійснено розрахунок для стаціонарного процесу. Отримано розподіл температур в БГК , а також напрям та значення швидкостей теплоносія.

Модель БГК ССВЯП в ANSYS CFX

1 – кришка корзини, 2 – корпус корзини, 3, 5, 7, 8, 9 – гелій, 4 – відпрацьовані ТВЗ, 6 – прокладки для дистанціювання труб, 10 – днище корзини

Модель БГК ССВЯП в ANSYS CFXДля пакету ANSYS CFX було розроблено аналогічну модель, як для пакета Fluent, однак моделювалася лише ¼ частина БГК.Таке рішення дало можливість суттєво зменшити розрахунковий час.

Використання коду LAVAУ світлі останніх подій в галузі атомної енергетики, важливу роль приділяють аналізу важких аварій на АЕС, для чого використовують різноманітні розрахункові коди. А для дослідження окремих процесів є можливість використання спеціалізованих кодів.Так, наприклад, для моделювання розтікання розплаву активної зони при виході з корпусу реактора розроблено код LAVA.

Модель ГО для коду LAVA

Модель ГО для коду LAVA

Розрахунковий код LAVA використовують для моделювання розтікання розплаву активної зони, при важких аваріях на АЕС.

Використання програмного продукту SolidWorksВажливим питанням при протіканні важких аварій є воднева безпека.При запроектній аварії з осушенням активної зони виникають умови для виділення водню під час термохімічних реакціях пари з цирконієм, паливом, конструкційними матеріалами і палива з бетоном. Підвищена концентрація водню всередині ГО РУ в аварійних умовах може призвести до вибуху з руйнуванням ГО і виходом радіоактивних продуктів поділу в навколишнє середовище.

Модель ГО для програмного продукту SolidWorks

Відмітка 16,8 Відмітка 25,7 Відмітка 28,8

За допомогою програмного продукту SolidWorks було розроблено 3-D модель гермооб'єма РУ ВВЕР-1000 (В-320).

Модель ГО для програмного продукту SolidWorks

В подальшому, розроблену геометричну модель буде конвертовано в ANSYS CFD.На основі даної моделі в ANSYS CFD будуть моделюватись процеси перемішування водню в ГО, який утворюється при важких аваріях.

Мета безпеки АЕС

Основна мета безпеки - захист людей і охорона навколишнього природнього середовища від шкідливого впливу іонізуючого випромінювання [**].

[**] SF-1. Основополагающие принципы безопасности. МАГАТЭ, Вена, 2007.

Проведення прикладних досліджень з моделювання теплових процесів з використанням розрахункових кодів

Франкова Маргарита/ДНТЦ ЯРБ mv_frankova@sstc.com.ua

Дякую за увагу!

Київ, Україна15 квітня, 2016

Державний науково-технічний центр з ядерної та

радіаційної безпеки