Легководных реакторов в проектных авариях
|
Скачать 252 Kb.
|
1 2
|
РАЗВИТИЕ МЕТОДОЛОГИИ АНАЛИЗА ПОВЕДЕНИЯ ТОПЛИВА ЛЕГКОВОДНЫХ РЕАКТОРОВ В ПРОЕКТНЫХ АВАРИЯХ А.В.Салатов, А.А.Гончаров, А.С. Еременко, В.И. Кузнецов, А.В. Кумачев, О.А. Нечаева, В.В.Новиков, М.В.Сыпченко, П.В. Федотов (ОАО «ВНИИНМ», г. Москва, Россия) В.А.Болнов, А.С.Гусев, О.Б.Самойлов, А.А. Фальков (ОАО «ОКБМ Африкантов», г.Нижний Новгород, Россия) А.Б.Долгов, А.В. Угрюмов (ОАО «ТВЭЛ», г. Москва, Россия) Аннотация В докладе сделана попытка проанализировать имеющийся опыт обоснований безопасности топлива легководных энергетических реакторов в проектных авариях с точки зрения его соответствия международным требованиям лицензирования эксплуатации АЭС. Рассмотрены компоненты методологии анализа поведения топлива легководных энергетических реакторов в проектных авариях, включающие классификацию проектных аварий, феноменологию поведения топлива в проектных авариях и механизмов его повреждения, систему топливных критериев безопасности и их экспериментальную поддержку, квалификацию используемых компьютерных кодов и входных данных для расчетных анализов поведения топлива в авариях, способ учета неопределенностей расчетных моделей и входных данных. Дан краткий обзор истории развития вероятностной методологии анализа безопасности АЭС за рубежом. Приведены примеры реализации консервативного подхода к анализу безопасности топлива ВВЭР и вероятностного подхода к анализу безопасности топлива ТВС-КВАДРАТ. С учетом текущего состояния отдельных составных элементов методологии анализа поведения топлива ВВЭР в проектных авариях сформулированы актуальные задачи ее развития, состоящие, по мнению авторов, в следующем:
Цели анализа поведения топлива в проектных авариях Анализ поведения топлива (твэлов, ТВС) ядерного реактора является необходимым элементом обоснования безопасности АЭС. Цели анализа поведения топлива в проектных авариях заключаются в определении степени повреждения топливной системы с точки зрения:
Степень повреждения топливной системы в проектных авариях оценивается по системе топливных критериев безопасности, выполнение которых является необходимым условием сохранения стержневой геометрии твэлов, т.е. отсутствия их плавления или фрагментации. Для анализа радиационных последствий аварии определяется консервативная оценка количества разгерметизировавшихся твэлов. Компоненты методологии анализа поведения топлива в проектных авариях Методология анализа поведения топлива в проектных авариях включает в себя следующие компоненты:
История развития методологии анализа безопасности АЭС за рубежом Атомная отрасль может оказывать существенное воздействие на жизнь и здоровье людей и на состояние окружающей среды, и поэтому она строго регулируется надзорными органами и специальными нормативными документами. Различные виды аварий на атомных станциях (АЭС) изучаются для обоснования их безопасности с 50-х годов ХХ века. В то время еще не существовало компьютеров, и основу для анализа безопасности реактора составляли эксперименты, тепло-гидравлические модели и инженерные оценки. Более систематизированные тепло-гидравлические исследования и эксперименты были проведены в 60-х годах, тогда начинали рассматриваться такие отдельные явления как двухфазный критический поток, критический тепловой поток, разгерметизация и др. Данные этих исследований использовались при обосновании безопасности реакторов в лицензирующих документах. Широкое использование компьютеров для расчетов безопасности ядерных реакторов началось в 70-х годах. Анализ аварий включал в себя примитивные численные коды и результаты так называемых «интегральных» экспериментов. Точка зрения на вопрос ядерного регулирования была представлена комитетом по ядерному регулированию США (US NRC Nuclear Regulatory Commission) в 1971 г. [1]. Затем был проведен ряд исследований, направленных на оценку границ безопасности для величины максимальной температуры оболочки твэла в аварии с потерей теплоносителя LB-LOCA (Large Break Loss of Coolant Accident). В 1974 г. в Кодексе Федерального Регулирования 10 CFR-50.46, Приложение К [2] сформулирован критерий, ограничивающий максимальную температуру и степень окисления оболочки, для определения которых предписано применение консервативного подхода, когда при анализе безопасности технологических систем для параметров и их характеристик принимаются значения и пределы, заведомо приводящие к наиболее неблагоприятным результатам Робастные версии систем тепло-гидравлических кодов стали доступны в 80-х годах. Вскоре стала очевидной важность проведения верификации и валидации кодов [3] на заключительном этапе лицензирования в области безопасности. Для этого организацией CSNI (Committee on the Safety of Nuclear Installations of OECD/NEA) были созданы базы данных для решения задач масштабирования (т.е. применимость моделей и результатов отдельных экспериментов в масштабе целого реактора), проводились международные мероприятия по выработке оптимальных путей верификации и валидации, для исследования влияния так называемого эффекта пользователя (т.е. конкретного ученого, проводящего расчет), экспертного мнения. Приложение K документа 10 CFR 50.46 также использовалось в 80-х годах для целей лицензирования. В начале 90-х годов стала очевидной необходимость развития методов оценки неопределенностей в результатах расчетов системных тепло-гидравлических кодов. Стимулом к развитию методов оценки неопределенности было решение US NRC 1989 г. об использовании реалистических моделей с оценкой неопределенностей при лицензировании систем аварийного охлаждения аварийной зоны. Первые варианты таких методов были предложены организациями US NRC [4], GRS [5] и университетом г. Пиза [6]. US NRC выпустила нормативное руководство (Regulatory Guide (RG) 1.157) [7], где было намечено использование системы теплогидравлических кодов с консервативными моделями. Эти модели должны были применяться в феноменологических областях, в которых не хватало сведений. Требования документа RG 1.157 задали направляющие принципы по наилучшей оценке кода при лицензировании. Документ 10 CFR 50.46 открыл возможность использования кодов «наилучшей оценки» с анализом неопределенности для анализа аварий LOCA в лицензировании. В обиход вошло сокращение BEPU (best estimate plus uncertainty). Применение подходов BEPU при лицензировании началось в 00-х годах. Этому послужили некоторые ключевые события:
В настоящее время методы BEPU используются и продолжают развиваться. Методология CSAU Целью методологии CSAU является исследование неопределенности важных с точки зрения безопасности АЭС выходных параметров, например, пиковой температуры оболочки PCT (Peak Cladding Temperature). Методология CSAU состоит из трех этапов:
Эксперты определяют все значимые явления, на основе экспериментальных данных и предварительных расчетов выделяют наиболее важные и помечают «высоким статусом». На основе этих данных создают таблицы идентификации и ранжирования явлений PIRT. На основе PIRT и документации кода оценивается применимость кода к конкретному сценарию аварии. Выбор количества варьируемых параметров основывается на компромиссе между достаточной точностью оценки и стоимостью проведения экспериментов для изучения отдельных явлений и интегральных экспериментов и количеством расчетов. Никаких специальных методов или критериев для решения данной задачи не предлагается. В качестве неопределенных входных параметров рассматриваются только параметры с «высоким статусом». Выбор основывается на экспертном мнении о влиянии конкретного параметра на выходные данные. Информация с заводов-изготовителей, экспериментальные данные и данные предыдущих расчетов используются для определения среднего значения, плотности распределения и стандартного отклонения неопределенных параметров. На сегодняшний день в качестве закона распределения неопределенных параметров используются равномерные и нормальные распределения. Выходная неопределенность является результатом распространения входных неопределенностей через серию расчетов с помощью кода. Неопределенность входных параметров может иметь случайную природу или являться следствием недостаточных знаний о значении параметра. В методологии CSAU используется не статистический метод для оценки неопределенности, а метод «поверхности отклика» [10], которая соответствует результатам расчета кода для выбранных параметров, и используется вместо оригинального компьютерного кода. Такой подход влечет использование ограниченного количества неопределенных параметров для уменьшения количества расчетов и стоимости анализа. Метод GRS Метод GRS [11] разработан в рамках CSAU подхода и имеет некоторые особенности, не упомянутые выше. a) Пространство неопределенности входных параметров (определяемое их границами неопределенности) генерируется случайным образом в соответствии с плотностью распределения неопределенных параметров. Расчеты производятся с использованием сгенерированных наборов входных данных. б) Количество расчетов определяется из требования к оценке доверительного и толерантного интервалов, необходимых для обеспечения требуемой точности. В методе GRS для определения количества расчетов используется формула Уилкса [12], [13]. (c) Для определения чувствительности неопределенности ключевых результатов к неопределенности входных параметров используются статистические оценки (анализ значимости параметров). Минимальное количество расчетов n для одного рассматриваемого выходного параметра определяется в соответствии с формулами Уилкса [12] для одностороннего и двустороннего толерантного интервала: 1 - n и 1 - n – n (1 - ) n-1 соответственно, где α – квантиль (вероятность не превысить предельно допустимое значение), β – уровень доверия, т.е. вероятность того, что вероятность попадания выходного параметра в толерантный интервал будет больше α. Квантиль и уровень доверия (β/α) называют уровнем надежности полученной оценки. Максимальное из n расчетов значение рассматриваемого выходного параметра и является верхней границей толерантного интервала, которая сравнивается с критерием. Значения входных параметров генерируются с помощью метода Монте-Карло в соответствии с выбранными плотностями распределения и зависимостями между ними. Число наборов входных параметров соответствует вычисленному n – количеству расчетов. Необходимое количество расчетов для обеспечения (β/α) уровня надежности представлено в таблице 1. При лицензировании применяются односторонние толерантные интервалы для оценки верхних границ критериальных характеристик. Таблица 1 Необходимое количество расчетов для обеспечения (β/α) уровня надежности
Эксперты определяют значимые неопределенности, рассматриваемые при анализе, включая модельные неопределенности, и определяют численно зависимости между неопределенными параметрами. В качестве численных характеристик неопределенностей входных параметров используются плотности распределения вероятности. Неопределенности модельных параметров определяются на основе валидационных экспериментов. Эффект масштабирования учитывается как модельная неопределенность. Анализы чувствительности выходного параметра к входным параметрам позволяют:
Эта информация позволяет понять, неопределенности каких входных параметров (плотности распределения и диапазоны) следует определить более точно. С помощью регрессионного анализа и вычисления корреляции можно определить вклад каждого входного параметра в общую неопределенность. Таким образом, сортировка параметров по степени важности является результатом анализа, а не мнения экспертов. Существуют аналогичные статистические методы, использующие формулу Уилкса для определения необходимого количества расчетов: метод компании AREVA [14], ASTRUM – метод компании Westinghouse [15], KREM в Корее, и несколько других. Метод AREVA лицензировался USNRC в 2003 году, метод ASTRUM – 2004. Использованию той или иной методики анализа безопасности для лицензирования топливных загрузок энергоблока АЭС предшествует документирование и лицензирование этой методики в регулирующем органе страны, эксплуатирующей данную АЭС. Текущее состояние разработок методологии анализа поведения топлива в проектных авариях в России Топливо ВВЭР До настоящего времени для обоснования безопасного поведения топлива ВВЭР в проектных авариях используется детерминистский консервативный подход. Впервые и единственный раз в российской практике методология проектирования и анализов безопасности была системно изложена в рамках работ по контракту ОАО «ТВЭЛ» с CEZ a.s. с целью лицензирования топлива ТВСА-Т для АЭС Темелин в надзоре Чешской Республики. В работе участвовали: РНЦ «Курчатовский институт», ОКБМ, ВНИИНМ. Используемые коды: нейтронно-физические коды РНЦ КИ, теплогидравлические коды ТИГР-1, RELAP5/mod3.2, термомеханические коды СТАРТ-3, РАПТА-5 [16 – 19]. Методология разработки проекта ТВСА-Т для АЭС Темелин была документирована в виде комплекта отчетов с описаниями проектных основ, методик разработки нейтронно-физического проекта активной зоны, теплогидравлического проекта ТВСА-Т, термомеханического проекта твэла, анализа аварий типа LOCA, анализа аварий типа non-LOCA и RIA, анализа поведения твэлов в проектных авариях. Методология была рассмотрена, проанализирована экспертами Заказчика, переработана с учетом их замечаний и предложений и в итоге одобрена надзорным органом Чешской Республики. Наиболее сложными оказались вопросы, касающиеся оценок неопределенностей свойств материалов, расчетных моделей, входных данных и обоснования консерватизма оценок критериальных характеристик топлива в рассмотренных вариантах проектных аварий. Детерминистский консервативный подход позволяет обосновать выполнение топливных критериев безопасности для РУ с ВВЭР с достаточно большим запасом до их предельных значений, что можно видеть на примере обоснования топлива ТВСА-Т, основные результаты которого приведены в таблице 2. Таблица 2 Критериальные характеристики твэлов ВВЭР-1000 в проектных авариях
Топливо ТВС-КВАДРАТ Методики анализов безопасности для лицензирования топлива ТВС-КВАДРАТ были разработаны в рамках проектов ОАО «ТВЭЛ», направленных на продвижение топлива российского производства на рынок PWR. В работах участвовали: ФЭИ, ОКБМ, ВНИИНМ, ИПМ им.Келдыша. Используемые коды: RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4 [20], СТАРТ-3, РАПТА-5.2 [21], код CaPpaPI [22]. Использовались файлы интерфейсных данных от Оператора (в частности, для LOCA – референсные граничные условия и распределение энерговыделения в активной зоне). Принципиальное отличие этих методик от методик анализов безопасности проекта ТВСА-Т для АЭС Темелин состоит в том, что в них использовался реалистический подход с оценкой неопределенностей критериальных характеристик. Необходимость использования реалистического подхода с анализом неопределенностей обусловлена следующими причинами:
Разрабатываемая статистическая методика включает следующие элементы:
Блок-схема методики расчета твэлов в аварии LOCA показана на рисунке 1.  Рисунок 1 - Блок-схема методики расчета твэлов в аварии LOCA Идентификация ключевых параметров и моделей твэла TVS-K для анализа LOCA проведена с использованием таблиц PIRT (NUREG/CR-6744 Phenomenon Identification and Ranking Tables (PIRTs) for Loss-of-Coolant Accidents in Pressurized and Boiling Water Reactors Containing High Burnup Fuel). В результате определены ключевые параметры твэла конструкционного и технологического характера, модельные параметры для условий NO и LOCA, параметры условий NO и нагружения в LOCA – см. таблицу 3. Анализы чувствительности показывают, что наибольшее влияние на величину PCT оказывают отклонения такого ключевого параметра как теплопроводность топлива. На данном этапе разработки методики были заданы предварительные или имитационные функции распределения плотностей вероятностей для ключевых параметров, которые в дальнейшем будут уточняться. Проведены расчеты демонстрационного примера аварии LB LOCA с использованием файла граничных условий для энергоблока PWR для вариантов выгорания топлива 0, 30, 50 МВт*сут/кгU. Результаты приведены в таблице 4 и проиллюстрированы для варианта 50 МВт*сут/кгU на рисунках 2 – 4. Показано выполнение критериев безопасности с запасами по PCT и ECR, аналогичными запасам, полученным для ВВЭР-1000 (см. таблицу 2). Таблица 3 Перечень ключевых параметров твэла для анализа LOCA
Таблица 4 Результаты расчетов критериальных параметров твэла в демонстрационном примере аварии LB LOCA
 Рисунок 2 – Температура оболочки в процессе аварии в расчетах с реализацией max, nom, min PCT при выгорании 50 МВт/сут*кгU  Рисунок 3 – Гистограмма распределения результатов 93 расчетов PCT при выгорании 50 МВт/сут*кгU  Рисунок 4 – Гистограмма распределения результатов 93 расчетов ECR при выгорании 50 МВт/сут*кгU Актуальные задачи развития методологии анализа поведения топлива ВВЭР в проектных авариях Суммируя сказанное, можно назвать следующие актуальные задачи развития анализа поведения топлива в проектных авариях:
|
|||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
при уровне доверия 
.
1 2
Похожие:
 |
«Уроки катастрофы на чаэс. Пересмотр безопасности эксплуатации реакторов... |
 |
Приказа генерального директора Госкорпорации «Росатом» от 10. 10. 2013 г. №1/1079-П Открытое акционерное общество «государственный научный центр- научно-исследовательский институт атомных реакторов» |
|
Приказа генерального директора Госкорпорации «Росатом» от 10. 10. 2013 №1/1079-П Открытое акционерное общество «государственный научный центр- научно-исследовательский институт атомных реакторов» |
|
Именуемое в дальнейшем «Покупатель», в лице, действующего на Открытое Акционерное общество «Государственный научный центр Научно- исследовательский институт атомных реакторов», сокращенное название... |
|
Товар и оплатить в соответствии с условием договора Открытое Акционерное общество «Государственный научный центр Научно- исследовательский институт атомных реакторов», сокращенное название... |
|
Руководство по эксплуатации Руководство предназначено для изучения устройства реакторов, устанавливает требования к их транспортированию, выгрузке, хранению,... |
|
Урока. Организационный момент Познакомить учащихся с общей картиной при авариях транспортных средств в безлюдной местности |
|
Именуемая в дальнейшем «Покупатель», в лице Заместителя директора... Открытое Акционерное общество «Государственный научный центр Научно- исследовательский институт атомных реакторов», сокращенное название... |
|
Конкурсная документация открыт ый одноэтапн ый конкурс на право заключения... Выполнение проектных работ «Замена пассажирского лифта №1 с реконструкцией лифтовой шахты здания ОАО «со еэс», расположенного по... |
|
Рекомендации о техническом надзоре за выполнением проектных, монтажных... Рекомендации) устанавливают цели и задачи, порядок организации и осуществления технического надзора за выполнением проектных, монтажных... |
|
Национальныйстандартроссийскойфедераци и Настоящий стандарт распространяется на автомобильные системы вызова экстренных оперативных служб, являющиеся структурными элементами... |
|
Памятка населению по действиям при авариях, катастрофах и стихийных бедствиях В соответствии с Федеральным законом РФ “О защите населения и территорий от чрезвычайных ситуаций природного и техногенного характера”... |
|
Техническое задание на поставку и выполнение проектных, монтажных... На поставку и выполнение проектных, монтажных (смр), пуско-наладочных работ (пнр) системы резервного энергоснабжения |
|
И описание профессии (компетенции) Каждый день тысячи автомобилей получают повреждения при авариях. Специалисты-техники по кузовному ремонту чинят эти поврежденные... |
|
Методические рекомендации по диагностике силовых трансформаторов,... Атомным станциям разработать и утвердить планы мероприятий по вводу в действие рд эо-0187-00, рд эо-0188-00, рд эо-0189-00, предусмотрев,... |
|
Урок №19 Тема: «Правила поведения населения при радиоактивном загрязнении... Обучающая: Ознакомить учащихся с правилами поведения при авариях с выбросом радиоактивных веществ |