Анализ неопределенностей параметров при моделировании динамических процессов в контурах АЭС с ВВЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Мансури Масуд

• Мансури Масуд
• кандидат технических наук
• 2005

Оглавление диссертации кандидат технических наук Мансури Масуд

ОСНОВНЫЕ АББРЕВИАТУРЫ, СОКРАЩЕНИЯ, УСЛОВНЫЕ

ОБОЗНАЧЕНИЯ.

ВВЕДЕНИЕ.

1. ОБЗОР ОСНОВНЫХ МЕТОДОВ АНАЛИЗА НЕОПРЕДЕЛЕННОСТЕЙ

1.1 Понятия кода улучшенной оценки (КУО) и консервативного оценочного кода (КОК).

1.2 Методы оценки неопределенностей.

1.3 Особенности использования иерархического анализа.

1.4 Особенности использования формулы Вилкса.

1.5 Основные особенности интегральных кодов.

1.6 Метод сравнения интегральных кодов для анализа безопасности АЭС.

1.7 Сравнение методов анализа неопределенностей и выводы по главе.

2. ПОДГОТОВКА МОДЕЛИ РУ ВВЭР-1000 ДЛЯ ПРОВЕДЕНИЯ АНАЛИЗА НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ

2.1 Основные особенности и характеристики РУ ВВЭР-1 ООО.

2.2 Основные особенности кода 11ЕЬАР5.

2.3 Разработка модели для проведения анализа неопределенностей РУ ВВЭР-1000.

2.4 Выбор сценариев аварийных процессов и определение состояния перед аварией.

2.5 Анализ переходных процессов при течи из первого контура РУ с отказом насосов высокого давления САОЗа.

2.5.,1 Течь Ду 30мм.

2.5.2 Течь Ду 50мм.

2.5.3 Течь Ду 90мм.

2.5.3 Выводы по главе.

3. ОСНОВНЫЕ ЭТАПЫ ПРОВЕДЕНИЯ АНАЛИЗА НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ

3.1 Неопределенные феномены и их параметры.

3.1.1 Неопределенные феномены в выбранных сценариях.

3.1.2 Неопределенные параметры в выбранных сценариях.

3.1.3 Тип распределения параметров.

3.1.4 Временные неопределенности срабатывания систем автоматики и контроля РУ.

3.2. Метод иерархического анализа.

3.3 Основные математические модели для анализа неопределенности.

3.4 Особенности использования генератора случайных чисел в анализе неопределенности.

3.5 Методы анализа чувствительности.

4. ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ПРИНЦИПОВ ПАРАЛЕЛЛЬНЫХ РАСЧЕТОВ ДЛЯ АНАЛИЗА НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ

4.1. Принцип использования методов параллельных расчетов для проведения анализа неопределенности.

4.2. Комплекс программ NPOunc для анализа неопределенности.

4.3. Проведение численных экспериментов по исследованию скалируемости задач АН при использовании параллельных расчетов.

4.4 Выводы по главе.

5. ПРОВЕДЕНИЕ РАСЧЁТОВ И АНАЛИЗ РЕЗУЛЬТАТОВ

5.1 Результаты анализа неопределенности.

5.2 Результаты анализа чувствительности.

5.3 Анализ результатов и выводы.

6. ИСПОЛЬЗОВАНИЕ РАЗРАБОТАННОЙ МЕТОДИКИ ДЛЯ ПРОВЕДЕНИЯ АНАЛИЗА НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ ПРИ

АВАРИИ С БОЛЬШОЙ ТЕЧЬЮ

6.1 Проведение стандартного расчета.

6.2 Результаты анализа неопределенностей.

6.3 Результаты анализа чувствительности и выводы.

ВЫВОДЫ.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Анализ неопределенностей параметров при моделировании динамических процессов в контурах АЭС с ВВЭР»

В настоящее время при проведении анализа безопасности АЭС для существующих реакторных установок ключевая роль принадлежит расчетам > по интегральным кодам. На современном этапе при этом используются такие коды как ЯЕЬАР5, которые интенсивно развиваются в направлении более адекватного моделирования процессов в РУ и благодаря этому можно получить обширную информацию о характере протекания аварии.

Известно, что все интегральные коды для расчётов используют эмпирические модели, корреляции, интерполяционные процедуры и методы интегрирования законов сохранения. Все это проводится по приближённым методикам и содержит определённую ошибку. Данные ошибки называются неопределенностями используемых моделей. Часть параметров применяемых ! моделей в коде доступна для варьирования. Остальные не изменяются и являются «замороженными», так как при их изменении для соблюдения корректности необходимо заново проводить всю процедуру верификации кода. Поэтому в данной диссертации рассматривается только доступная (для изменения) часть параметров моделей, а интегральный код считается «замороженным». Кроме того, в расчетных моделях РУ существуют неточные данные, которые связанны со следующими факторами: ошибки измерения связанные со срабатыванием различных систем автоматики и контроля; технологические допуски; изменение характеристик оборудования во время работы и их вероятностный разброс; эффект оператора во время аварии; ситуация окружающей среды АЭС (н.п. температура и давление).

Данные неточности рассматриваются как неопределенности используемых параметров.

Таким образом, результаты стандартных расчётов аварийных процессов на АЭС могут нести большую неточность и высокую степень ! неопределенности. Разброс между максимальными и минимальными кривыми важных критериев безопасности, например, зависимости максимальной температуры оболочки ТВЭЛов от времени, может достигнуть 400 К и даже выше [1]. Для некоторых аварийных режимов (например, «аварий с малой течью») существует достаточно высокий уровень вероятности того, что они могут привести к опасной ситуации, если учесть , соответствующие неопределенности. I

Поэтому для получения более достоверных результатов необходимо учитывать выше описанные неопределенности. Это достигается в рамках проведения анализа неопределенностей, который позволяет оценить как вероятностные характеристики неопределенностей параметров расчётных моделей РУ отображаются в соответствующие характеристики неопределенностей результатов расчётов. Кроме того, возникает необходимость провести оценку чувствительности результатов расчетного анализа аварий для неопределенных исходных данных, чтобы выделить • наиболее значимые факторы и провести полный комплекс работ по I уменьшению их влияния на результаты расчётов.

Методы оценки неопределённостей кодов улучшенной оценки прошли несколько стадий. В настоящее время все методы оценки неопределённостей можно разделить на два класса: 1- вероятностные методы; 2- методы экстраполяции. В каждом методе есть свои достоинства и недостатки.

Наша задача заключается в определении положительных и отрицательных сторон этих методов, создании нового алгоритма и методики, при которой будут использованы достоинства разных методов. , Разработанная методика будет продемонстрирована на основе проведения I анализа неопределенностей для РУ ВВЭР-1000/В320 для разных аварийных ситуаций. На основе анализа чувствительности будут выделены наиболее значимые факторы, влияющие на неопределенность результатов расчётов.

В связи с этим, в данной работе: создана новая методика и соответствующий программный комплекс I для анализа неопределенности, который включает в себя иерархический метод для обработки данных и формулу Вилкса для определения необходимого количества расчетов; для проведения анализа неопределенности были использованы параллельные расчеты, что в случае анализа неопределенностей позволяет кардинально решить известную проблему с существенными временными затратами на расчеты; был проведён полномасштабный расчёт по анализу , неопределенностей для РУ ВВЭР-1000/В320, в рамках которого были I определены основные параметры неопределенностей при моделировании РУ; была разработана специальная логическая модель, которая учитывает все возможные временные неопределенности срабатывания систем автоматики и контроля РУ; с помощью этой модели впервые был проведён полномасштабный расчёт по анализу неопределенностей для РУ ВВЭР-1000/В320 с учетом возможных временных неопределенностей; . результаты данной работы представляют определенный интерес для I безопасной эксплуатации, сооружаемой реакторной установки Бушерской АЭС; разработан алгоритм, позволяющий на основе проведения анализа неопределенностей сравнивать разные интегральные коды для анализа безопасности АЭС между собой.

Результаты анализа неопределенности могут быть использованы в следующих целях: улучшение результатов расчётов аварийных процессов на АЭС с , использованием интегральных кодов; I возможность использования результатов работы для модификации кодов и улучшения их эмпирических моделей и корреляций; получение информации на основе использования результатов анализа чувствительности для проведения экспериментов по наиболее важным неопределенным параметрам для их уточнения; полученные расчётные результаты обеспечивают построение базы I данных, которая может использоваться для настройки системы идентификации типа аварийной ситуации для поддержки оператора в процессе протекания аварии [2]; метод анализа неопределенности можно использовать для сравнения кодов между собой, чтобы определить наилучший с этой точки зрения.

В рамках данной диссертации были выполнены следующие работы: проводились стандартные анализы аварийной ситуации для 10 разных ) аварийных процессов, чтобы определить основные условия I протекания аварийного процесса; для проведения анализа неопределенности была создана расчётная модель для РУ ВВЭР-1 ООО; был создан программной комплекс ЫРОипс для проведения автоматизированных расчетов по анализу неопределенностей; проведен анализ неопределенности для 10 разных аварийных процессов для нахождения моделей, которые более чувствительны к неопределённости параметров.

Апробация работы: I

Результаты работы были представлены на следующих конференциях:

1- Радиоэлектроника, электротехника и энергетика. Десятая международная научно-техническая конференция студентов и аспирантов, 2-3 марта 2004г. Москва.

2- Радиоэлектроника, электротехника и энергетика. Одиннадцатая международная научно-техническая конференция студентов и аспирантов, 1-2 марта 2005г. Москва.

3- 4-я Международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» с 23 по 25 мая 2005г., Подольск, ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС».

4- XV Школа-семинар молодых ученых и специалистов под руководством академика РАН А.И. Леонтьева, 23 - 27 мая 2005г., г. Калуга, Россия. I I

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Мансури Масуд

158 ВЫВОДЫ

1. Созданы новая методика и программный комплекс для анализа неопределенностей, включающие в себя иерархический метод для обработки данных, формулу Вилкса для определения необходимого количества расчетов и метод параллельных расчетов.

2. Предложен алгоритм по сравнению различных интегральных кодов на основе анализа неопределенностей для выбора оптимального (или наилучшего) при анализе и обоснования безопасности АЭС с учетом конкретных реальных особенностей данной установки.

3. Проведены полномасштабные расчёты по анализу неопределенностей для РУ ВВЭР-1000/В320 с учетом возможных временных неопределенностей на основе использования разработанной специальной логической модели, которая учитывает возможные временные неопределенности срабатывания систем автоматики и контроля РУ.

4. Использование созданной методики для анализа неопределенностей при авариях с малой течью и в экстремальном случае при гильотинном разрыве главного циркуляционного трубопровода для АЭС с РУ ВВЭР-1000 подтвердило её эффективность.

5. Показано, что стандартные расчёты аварийных процессов на АЭС могут нести большую неточность и высокую степень неопределенностей, и для их учета необходимо проводить специальный анализ неопределенностей.

6. Анализ неопределенностей для 10 разных аварийных процессов с использованием набора из 170 неопределенных параметров для ВВЭР-1000 показал: При авариях с малой течью (ДУ 30-90 мм) и с большой течью при одновременном отказе трёх насосов высокого давления САОЗа модель более чувствительна к неопределённости параметров по сравнению с другими рассмотренными сценариями.

В случае аварии с малой течью ДУ 50мм и при одновременном отказе трёх насосов высокого давления САОЗа показано, что разброс между максимальными и минимальными кривыми максимальной температуры оболочки ТВЭЛов достаточно велик и достигает 400° К, а для большой течи и того выше.

7. Проведенный анализ чувствительности показал, что на различных стадиях протекания рассмотренных аварий наиболее существенное ■ влияние для РУ ВВЭР1000 оказывают следующие параметры: коэффициент теплопередачи в реакторе; отклонение от номинального уровня мощности реактора и предистория ее изменения; параметры модели ограничения противотока; скорость перемещения клапана БРУ-К; параметры моделирования критического истечения в течь; температура аварийной питательной воды.

8. Результаты, полученные в данной работе представляет практический г интерес для обеспечения безопасной эксплуатации сооружаемой реакторной установки Бушерской АЭС.

9. С использованием предложенного метода возможен выбор оптимальных параметров и характеристик оборудования с точки зрения оптимизации протекания аварийных процессов.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Мансури Масуд, 2005 год

1. Воробьев Ю.Б., Кузнецов В.Д. Использование современных информационных технологий (интегральные коды, кластерные расчеты, нейронные сети) для повышения надежности и безопасности эксплуатации АЭС с ВВЭР. // МЭИ. 2003 г. 12 С.

2. Байбаков Б.Д., Воробьев Ю.Б., Кузнецов В.Д. Коды для расчёта ядерных реакторов.// Учебное пособие. МЭИ, 2003 г., С. 6-74.

3. Васекин В.Н., Истомина H.H. Методы оценки последствий аварий. Тезисы доклада.//НТЦ ЯРБ Госатомнадзора России. 2003. 5 С.

4. Девкин A.C., Мелихов О.И., Москлаев A.M., Соловьев С.Л., Сусловi

5. А.И., Уголева И.Р., Фукс Р.Л. Зарубежные теплогидравлические коды улучшенной оценки. Отраслевой центр Минатома России по расчетный кодам для АЭС и реакторных установок.// 2000 г., С. 7.1 7.31.

6. Report of a CSNI workshop on uncertainty analysis methods.// NEA/CSNI/R(94)20/Part. 1,2. London. 1994. vol I, II. 286 C.

7. Takashi Hara, Takafumi Anegawa. TRACG application to licensing analysis.// 7th International conference on nuclear engineering. Japan. 1999. P. 1-10.

8. Мансури M., Воробьев Ю.Б. Определение основных факторов неопределенностей при моделировании аварийных процессов РУ-ВВЭР-1000 с использованием кода улучшенной оценки RELAP5.// МЭИ, Москва, 2004 г., С. 40-41.

9. Морении A.B. Анализ математических методов поддержки принятия решений.// ЭВТ. Москва, 2001 г., С. 1-3.

10. Mohamad M. General uncertainty in TH computational codes.// Center for Technology Risk Studies., 2003, P. 1-28.

11. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы.// Москва, Энергоатомизидат, 1990 г., С. 30-61.

12. Маргулова Т.Х. Атомные энергетические станции.// Москва, Высшая школа, 1984 г., С. 141-167.13.20-летний опыт эксплуатации атомных реакторов с водой под давлением на АЭС.// Энергомашиностроение, 2003 г. С. 3-14.

13. PSAR- NPP «Bushehr».// Russia Ministry of Russian Federation on Atomic Power, 2000, eh. 1-7. P. 1-160.

14. Relap5 training workshop Ukraine.//ANL. 1996. P. 1-140.

15. Воробьев Ю.Б., Кузнецов В.Д. Развитие системного подхода к обеспечению надежности и безопасности АЭС.// Использование Машиного' интеллекта для управления надежностью и безопасностью АЭС нового поколения.// Отчёт МЭИ, 2000 г., С. 10-140.

16. Кузнецов Ю.Н. Теплообмен в проблеме безопасности ядерных реакторов.// Москва, Энергоатомиздат, 1989 г., С. 166-200.

17. Мигров Ю.А., Юдов Ю.В., Данилов И.Г., Волкова С.Н., Коротаев В.Г., Бондарчик Б.Р., Кутьин В.В., Бенедиктов Д.В. Опыт создания и верификации расчетного кода КОРСАР.// НИТИ, 2002 г., С. 1-6.

18. Артемьев В.К., Зайцев С.И., Корниенко Ю.Н. Моделирования численной схемы и алгоритма расчета аварийных режимов кода «ТРАП-97».// 4th international information exchange FORUM Обнинск, 1999 г., С. 10231032.

19. J.RELAP5/MOD3.3 CODE MANUAL.// Information Systems Laboratories, Inc. Rockville, Maryland Idaho Falls, Idaho, 2002, vol. 1-6.

20. Карелов И.В., Перепелица М.Л. Анализ процедуры «СБРОСПОДПИТКА» при модернизации ИПУ КД на энергоблоках 5,6 ЗАЭС.//2002 г., С. 1-16.

21. Summary of the initiating event frequencies used in the quantification of the Dukovany PSA (WER).// Denmark ,Dukovany-PSA, 2003. 20 p.

22. Исламов P.T. Вероятностный анализ безопасности и риска.// Программа курса, 2004 г., С. 1-13.

23. Ильченко А.Г., Горбунов Ю.С., Ровнов А.А. Анализ эффективности пассивной части САОЗ при авариях с "большими течами" теплоносителя из I контура реакторной установки ВВЭР-1000.// Москва. 2004 г., 3 С.

24. Abrahamsson М. Uncertainty in quantitative risk analysis Characterizations iand methods of treatment, department of fire safety engineering lund university.//, Sweden, Report 1024, Lund. 2002. p. 1-150.

25. Тихи M., Бентли С. Сопредседатели совещания экспертов по межсекторальным методологиям оценки неопределенностей и качеству кадастров.// Москва. 2003 г., С. 3-12.

26. Ellison S. Measurement uncertainty and method validation.// Eurachem, 2003. 15 P.

27. D'Auria F. CIAU method for uncertainty evaluation.// OECD/NEA/CSNI1. Wgama, 2002, P. 1-27.i

28. D'Auria F., Galassi G., Spadoni A., Mazzini D. VVER-1000 and VVER-440 system transient analyses at uncertainty of PISA.// INSC Workshop Kiev Ukraine, 2002, P. 1-25.

29. Methods of identification and quantification of the sources of uncertainties.// European commission 5th EURATOM Framework programme, Project № FIS5-1999-00250, 2002. P. 1-56.

30. Петров Д.А., Дмитриев A.B., Исламов P.T., Коротин В.Ю. Анализ неопределенности аварийных последовательностей на примере авариис потерей теплоносителя (Large LOCA, Surry, Unitl).// IBRAE, 2003. 12 С.

31. Калиниченко С.Д., Крошилин А.Е., Крошилин В.Е. Анализ теплогидродинамики циркуляционных контуров с помощью кода БАГИРА.// ГПВНИИАЭС, 2003 г., С. 1-14.

32. White A. Qualification process for safety analysis computer codes.// US , nuclear regulatory commission office of nuclear reactor regulation, 2002. P. 1145.

33. Prosek Andrej. Optimal statistical estimator for efficient generation of the response surface.// Jozef Stefan Institute, 2000. P. 1-6.

34. Воробьев Ю.Б., Кузнецов В.Д. Возможность совместного использования нейронных сетей и интегральных кодов в системе поддержки операторов.// Журнал ядерной энергетики, 2002 г., С. 14-16.

35. Urbonas R. Sensitivity and uncertainty analysis of the group distribution header blocking at ignalina NPP.// LT-3035 Kaunas, Lithuania, 2001. P. 1-17. ,

36. Glaeser H., Hofer E., Kloos M., Skorek T. Uncertainty and sensitivity analysis of a post experiment calculation in thermal hydraulics.// Elsevier, 1994. 30 P.

37. Kristof M., Vojtek I. Uncertainty analysis for LBLOCA in VVER-440/213.// Nuclear regulatory authority of the Slovak Republic, 2002. 5 P.

38. The variant analysis for assessment of the core condition of reactor type WWER-440 (V-320) incase of loop guillotine rupture.// ENPRO FORUM, 2002. 12 P.

39. Revision of safety analysis in connection of implementation of new fuel and I&C at Dukovany NPP.// 7th International information exchange FORUM , "Safety analysis for nuclear power plant of WER and RBMK types", Slovakia, 2003. P. 1-67.

40. Krasnukha S, Zhalilo S., Prokhodtsev A. Loss of non emergency AC power.// International information exchange FORUM Obninsk, 2000. 11 P.164 .

41. Report on the uncertainty methods study. Committee on the safety of nuclear installations OECD Nuclear Energy Agency.// NEA/CSNI/R(97)35, 1998. 105 P.

42. Melikhov O., Melikhov V., Parfenov Yu., Gavritenkova O., Elkin I., Lipatov I. RELAP5/MOD3.2 assessment using INSC SP-PSBV1.// INEEL, 2003. 23 P.

43. Sastry S. Isukapalli, Panos G. Georgopoulos. Computational methods for the efficient sensitivity and uncertainty analysis of models for environmental and biological systems.// Technical report CCL/EDMAS-03, 1999. P. 12-18.

44. Вентцель E.C., Теория вероятностей.// 2003 г., Книга. С. 1- 98.

45. Rodger С., Petch J. Uncertainty & risk analysis.// England, 1999. P. 1-26.

46. Chin-Tasi Lin, Pi-Fang Hsu. Selection of Internet Advertising Networks Using an Analytic Hierarchy Process and Grey Relational Analysis.// 2003, vol. 14. 65 P.

47. Харитонов E. В. Согласование исходной субъективной информации в методах анализа иерархий.// 1999 г. 12 С.

48. Анализ неопределенности.// Проект РИСК.// М., 2004 г. С. 1-23.

49. Isukapalli S.S., Georgopoulos P.G. Improvements in computational efficiency t of uncertainty analysis: coupling of the stochastic response surface method with sensitivity analysis methods.// 3rd CRESP annual meeting.// 1998. P. 14.

50. Sastry S. Isukapalli. Conventional sensitivity/uncertainty analysis methods.// Rothges, 1999. 12 P.

51. Support methods for estimating the reliability of passive systems.// European commission 5th EURATOM framework programme 1998-2002, RMPS project contract №FIKS-CT-2000-00073, 2002. 65 P.

52. Савчук В.П. Учебник оценка эффективности инвестиционных проектов.// Москва . 2004 г. С. 5-16. ,

53. Пылев С.С., Елкин И.В. Оценка неопределенности кода RELAP5/Mod3.2 при анализе переходных процессов на РУ АДЭ-5.// Курчатовский институт, 2003 г. 5 С.

54. Penmetsa Ravi С., Zhou Liwu, Ramana Grandhi V. Fast Fourier transformation to accurately predict the structural failure probability.// PMC2000-083, 2000, 11 P.

55. Helton J.C., Davis F.J. Illustration of sampling-based methods for uncertainty and sensitivity analysis.// Arizona State University, 2001. P. 1-45.

56. Isukapalli Sastry S., Georgopoulos Panos G. Computational methods for the efficient sensitivity and uncertainty analysis of models for environmental and biological systems.// Technical report CCL/EDMAS-03, 1999. 120 P.

57. Шеннон P. Имитационное моделирование систем искусство и наука.// Книга, МИР, 1978 г., 17С.

58. Hendra Ishwara Nurdin. Mathematical modelling of bias and uncertainty in accident risk assessment.// 2002. P. 1- 34.

59. Наследов A. SPSS.// Руководство no SPSS, 2005 г., С. 1-87.I

60. Павлов B.M. Программное обеспечение для построения систем распределённых вычислений (вычислительных кластеров)// РЕФЕРАТ по междисциплинарному государственному экзамену.// 2002 г. 14 С.

61. Evgeni A. Nurminski. User guide PVM-interface.// Nodel3, 1999. 270 С.

62. Geist A., Beguelin A., Dongarra J., Jiang W., Manchek R., Sunderam V. Parallel virtual machine, A users' guide and tutorial for networked parallel computing.// 1994, 11 P.

63. Гергель В.П. Методы разработки параллельных программ при использовании интерфейса передачи сообщений MPI.// Курс теория и практика параллельных вычислений Лекция 4, 2001 г., С. 1-16.

64. ATHLET overview.// Gesellschaft ftir anlagenund reaktorsicherheit (GRS) mbH, 2001. 127 P.

65. Ronen Y. Uncertainty analysis.//Negev Israel, 1988, P. 1-140.

66. Rodriguez Sal B. Using the Coupled MELCOR-RELAP5 Codes for Simulation of the Edward's Pipe.// Albuquerque, NM 87185-0739, 2003. 231. P.

67. Vorobyov Yu.B., Kuznetsov V.D. The forcast of NPP fundamental equipment reliability.// International Seminar 18, Pisa. Italy, 25-27 Aug 1997, P. D26-D28.