МОДЕЛЮВАННЯ ПЕРЕХІДНОГО ПРОЦЕСУ НА РУ ВВЕР-1000 ЗІ ЗАСТОСУВАННЯМ СПРЯЖЕНОГО ПІДХОДУ

Автор(и)

  • Юрій Онищук Національний технічний університет України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського», Україна https://orcid.org/0000-0002-3556-2922
  • Сергій Клевцов Національний технічний університет України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського», Україна https://orcid.org/0000-0003-1405-5048

DOI:

https://doi.org/10.20535/1813-5420.2.2024.303099

Ключові слова:

аварійний процес, перехідний процес, максимальна проектна аварія, моделювання, спряження, теплогідравлічні процеси, РУ ВВЕР-1000, RELAP5.

Анотація

Дослідження та моделювання теплогідравлічних процесів в обладнанні АЕС необхідне для глибокого та вдосконаленого обґрунтування надійної та безпечної експлуатації ядерних установок. З урахуванням накопиченого досвіду та новітніх технологій, дослідження теплогідравлічних процесів розвивається в напрямку застосування інноваційних підходів до проведення як експериментальних досліджень так і розширення розрахункових можливостей теплогідравлічних кодів.

В статті представлено підхід до декомпозиції теплогідравлічної моделі реакторної установки ВВЕР‑1000 на підмоделі, які розраховуються в спряженні окремими екземплярами системного теплогідравлічного коду RELAP5/Mod 3.2. Реалізація спряження здійснюється за допомогою спеціально розробленого модулю спряження. Такий підхід дозволяє «обійти» внутрішні обмеження RELAP5 в кількості компонентів (гідродинамічних об’ємів, теплових структур, «тріпів» та контрольних змінних), які можуть використовуватися для розрахункового аналізу. В результаті з’являється можливість досягти вищого ступеню деталізації для всієї реакторної установки. Окрім того, в статті підтверджується можливість застосування раніше розробленого модуля спряження на такій нерівноважній моделі, як модель ядерного реактора. При цьому застосування в якості моделі реактору RELAP5-моделі, дає можливість уникнути неточностей, які виникають при застосуванні припущень щодо поперечних профілів вхідних змінних CFX-моделі, а також виконати валідацію RELAP5-моделі петель РУ.

Виконується спряжений розрахунок стаціонарного та перехідного режиму РУ ВВЕР‑1000. Проводиться оцінка достовірності результатів розрахунків, отриманих в спряженні, шляхом їх порівняння з результатами автономних розрахунків в RELAP5. Аналіз результатів розрахункового моделювання підтверджує можливість застосування розробленого модуля спряження на такій нерівноважній моделі, як модель ядерного реактора, а також підтверджує коректність RELAP5-моделі петель реакторної установки отриманої на основі модифікації повноцінної RELAP5‑моделі.

Посилання

Воробьев Ю. Ю., Терещенко И. А. Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2. Ядерна та радіаційна безпека. 2013. № 1. С. 14–21.

Воробьев Ю. Ю. Теплогидравлическая модель реактора ВВЭР-1000 для получения граничных условий для оценки сопротивления хрупкому разрушению с использованием компьютерного кода RELAP5/MOD3.2. Ядерна та радіаційна безпека. 2011. № 2 (50). С. 13–19.

Модель опускного участка реактора ВВЭР-1000. Ю. П. Алексеев та ін. Ядерна та радіаційна безпека, 2011. № 3 (51). C. 44 46.

Technical Basis for Revision of the Pressurized Thermal Shock (PTS) Screening Limit in the PTS Rule (10 CFR 50.61) // NUREG-1806, Vol. 1. Summary Report. 2007.

Онищук Ю. А., Клевцов С. В. Модуль спряження RELAP5-CFX: тестування на простих теплогідравлічних моделях. Науковий журнал «Енергетика: економіка, технології, екологія». 2022. №3. С. 98-106. URL: https://doi.org/10.20535/1813-5420.3.2022.272087.

Mahgerefteh H., Rykov Y., Denton G. Courant, Friedrichs and Lewy (CFL) impact on numerical convergence of highly transient flows. Chemical Engineering Science. № 64. pp. 4969–4975.

Bertolotto D. Coupling a System Code with Computational Fluid Dynamics for the Simulation of Complex Coolant Reactivity Effects. № 5227. 2011.

Coupled system thermal Hydraulics/CFD models: General guidelines and applications to heavy liquid metals / A. Pucciarelli and other. Annals of Nuclear Energy № 153. 2021.

Запорожская АЭC. Энергоблок №1. Отчет по анализу безопасности. Анализ запроектных аварий. Адаптация. Итоговый отчет. ЕР43-2008.3811.ОД.2.

##submission.downloads##

Опубліковано

2024-05-15

Номер

Розділ

ТЕХНОЛОГІЇ ТА ОБЛАДНАННЯ В ЕНЕРГЕТИЦІ