Разработка методики моделирования динамических процессов на энергоблоках атомных электрических станций с водо-водяными энергетическими реакторами для Информационно-аналитического центра Ростехнадзора тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Пипченко Герман Романович

• Пипченко Герман Романович
• кандидат наук
• 2022

Оглавление диссертации кандидат наук Пипченко Герман Романович

ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1 ОБЗОР ПРОГРАММНЫХ СРЕДСТВ

1.1 Выводы по первой главе

ГЛАВА 2 МЕТОДИКА МОДЕЛИРОВАНИЯ ДИНАМИКИ РУ

2.1 Методика моделирования реактора

2.1.1 Точечная модель активной зоны

2.1.2 Методика расчёта запаздывающих нейтронов

2.1.3 Методика расчёта температуры топлива

2.1.4 Модель сборной и напорной камер реактора

2.2 Методика моделирования контура циркуляции

2.2.1 Методика решения уравнений движения

2.2.2 Методика решения уравнения энергии

2.2.3 Методика определения концентрации борной кислоты

2.3 Методика моделирования расчётных элементов с разделением фаз воды

2.4 Методика моделирования парогенератора

2.5 Методика моделирования главных циркуляционных насосов

2.6 Выводы по второй главе

ГЛАВА 3 МЕТОДИКА РАЗРАБОТКИ МОДЕЛЕЙ ДЛЯ ЭКСПРЕСС-ОЦЕНКИ СОСТОЯНИЯ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС С РУ ВВЭР

3.1 Выбор состава моделируемого оборудования и систем

3.2 Анализ влияния шага обмена данными между ПС комплекса и шага интегрирования на скорость расчёта

3.3 Анализ влияния шага интегрирования на точность расчёта и характер протекания режима

3.4 Разработка нодализационных схем моделируемых систем

3.4.1 Выбор количества расчётных элементов горячей нитки ГЦТ

3.4.2 Выбор количества расчётных элементов трубчатки ПГ

3.4.3 Выбор количества расчётных элементов холодной нитки ГЦТ

3.4.4 Разработка нодализационных схем

3.5 Методика моделирования первого контура

3.5.1 Моделирование РУ

3.5.2 Модель реактора

3.5.3 Моделирование парогенераторов

3.5.4 Моделирование главных циркуляционных насосов

3.5.5 Моделирование системы поддержания давления в первом контуре

3.5.6 Моделирование системы продувки-подпитки

3.5.7 Моделирование ИПУ КД

3.5.8 Моделирование САОЗ

3.5.9 Моделирование гидроёмкостей САОЗ

3.6 Методика моделирования второго контура

3.6.1 Моделирование системы подачи питательной воды в ПГ

3.6.2 Моделирование ПСУ второго контура

3.6.3 Моделирование системы подачи аварийной питательной воды в ПГ

3.7 Моделирование помещений герметичного ограждения

3.8 Моделирование СБ АЭС с ВВЭР современных проектов

3.8.1 Моделирование системы пассивного отвода тепла

3.8.2 Моделирование системы аварийного расхолаживания ПГ

3.8.3 Моделирование гидроёмкостей второй и третьей ступени

3.8.4 Моделирование СПОТ Ленинградской АЭС-2

3.9 Выводы по третьей главе

ГЛАВА 4 МЕТОДИКА РАСЧЁТА ДАВЛЕНИЯ В ПЕРВОМ КОНТУРЕ В УСЛОВИЯХ БОЛЬШИХ ТЕЧЕЙ ИЗ ПЕРВОГО КОНТУРА

4.1 Выводы по четвертой главе

ГЛАВА 5 ВЕРИФИКАЦИЯ МОДЕЛЕЙ ДЛЯ ЭКСПРЕСС-ОЦЕНКИ

СОСТОЯНИЯ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС С РУ ВВЭР

5.1 Течь из первого контура во второй ВВЭР-1000

5.1.1 Разрыв трёх трубок ПГ без учёта вмешательства персонала

5.1.2 Отрыв крышки коллектора ПГ с учётом мер по управлению аварией

5.2 Течь из первого контура во второй ВВЭР-440

5.2.1 Реалистические начальные условия

5.2.2 Консервативные начальные условия

5.3 Потеря всех источников переменного тока ВВЭР-1000

5.4 Гильотинный разрыв ГЦТ на входе в реактор с полной потерей всех источников переменного тока ВВЭР-1200

5.5 Выводы по пятой главе

ОБЩИЕ ВЫВОДЫ И ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

ПРИЛОЖЕНИЕ

ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ

АЗ - аварийная защита;

АПЭН - аварийный питательный электронасос;

АСУ ТП - автоматизированная система управления технологическим процессом;

АЭС - атомная электрическая станция;

БАОТ - бак аварийного отвода тепла;

БЗОК - быстродействующий запорно-отсечной клапан;

БРУ-А - быстродействующая редукционная установка со сбросом пара в атмосферу;

БРУ-К - быстродействующая редукционная установка со сбросом пара в конденсатор;

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор;

ВПЭН - вспомогательный питательный электронасос;

ГЕ - гидроёмкость;

ГЗЗ - главная запорная задвижка;

ГЦН - главный циркуляционный насос

ГЦТ - главный циркуляционный трубопровод;

ЗО - защитная оболочка;

ИАЦ - Информационно-аналитический центр;

ИПУ - импульсное предохранительное устройство

КГС - коэффициент гидравлического сопротивления;

КД - компенсатор давления;

КО - компенсатор объёма;

НКР - напорная камера реактора;

ПГ - парогенератор;

ПС - программное средство;

ПСУ - паросбросное устройство;

ПТНА - питательный турбонасосный агрегат;

РУ - реакторная установка;

САОЗ - система аварийного охлаждения активной зоны;

САР - система аварийного расхолаживания;

СБ - система безопасности;

СКР - сборная камера реактора;

СПОТ ПГ - система пассивного отвода тепла через парогенераторы;

СПОТ ЗО - система пассивного отвода тепла от защитной оболочки;

СРК - стопорно-регулирующий клапан;

ТВС - тепловыделяющая сборка;

ТОАР - теплообменник аварийного расхолаживания

ТЭН - трубчатый электронагреватель;

ЧС - чрезвычайная ситуация.

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность темы.

Страны, обладающие ядерной энергетикой, серьёзно относятся к атомным станциям как к возможному источнику радиоактивного загрязнения. Принятый во всём мире подход при аварийном реагировании заключается в создании специальных кризисных центров. В их задачи входит: оценка и анализ состояния аварийного энергоблока атомной электрической станции (АЭС), прогноз развития аварии, оценка последствий выброса радиоактивных веществ в окружающую среду, предоставление рекомендаций ведомствам, ответственным за принятие решений о проведении мер защиты от радиоактивного облучения для персонала и населения.

В России противоаварийное реагирование на объектах использования атомной энергии осуществляется в рамках единой государственной системы предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций (ЧС). В соответствии с [1] ответственность за безопасность ядерной установки и обеспечение мер по снижению последствий аварий на АЭС [2] несёт Эксплуатирующая организация - концерн АО «Росэнергоатом». В структуре АО «Росэнергоатом» создан Кризисный центр, осуществляющий организацию противоаварийной деятельности и руководство аварийными действиями на уровне концерна АО «Росэнергоатом».

В свою очередь для реализации полномочий Ростехнадзора по организации и обеспечению функционирования системы контроля над объектами использования атомной энергии при возникновении на них аварий в его составе функционирует Информационно-аналитический центр (ИАЦ).

ИАЦ предназначен для проведения независимой оценки состояния аварийного энергоблока, прогноза развития аварии и оценки действий эксплуатирующей организации [3].

Из опыта проведения противоаварийных тренировок в ИАЦ Ростехнадзора известно, что поступающая от аварийного энергоблока информация может быть

неполной, а иногда и противоречивой. В условиях аварийной ситуации может реализоваться любой сценарий, в том числе и заранее не рассчитанный. Поэтому для повышения эффективности работы экспертов ИАЦ в условиях ЧС необходимо иметь возможность осуществлять оперативные расчётно-аналитические оценки значений основных параметров, характеризующих состояние аварийного энергоблока.

Деятельность ИАЦ Ростехнадзора ориентируется на анализ объектов использования атомной энергии в условиях аварий, достаточно продолжительных по времени, например: АЭС «Fukushima», АЭС «Three Mile Island», в которых основную опасность представляет потеря отвода остаточного энерговыделения, что может привести к повреждению активной зоны и выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду. Вследствие этого из области применимости разрабатываемых моделей исключаются быстропротекающие реактивностные аварии.

Моделирование процессов деградации активной зоны является отдельной сложной задачей. Вопросы прогнозирования выхода радиоактивных веществ из установленных проектом границ в условиях тяжёлой стадии аварии являются предметом отдельного исследования и остаются за рамками настоящей работы.

Исходя из сказанного выше - область применения рассматриваемых моделей ограничивается запроектными авариями до начала тяжёлой стадии аварии.

Для возможности оценки текущего состояния и прогноза развития аварии скорость расчёта должна превышать реальную скорость протекания процесса. Опыт проведения противоаварийных тренировок в ИАЦ Ростехнадзора показал, что достаточной скоростью расчёта является скорость, не менее чем в два раза превышающая реальную скорость протекания процесса.

Работа экспертов ИАЦ Ростехнадзора в режиме ЧС характеризуется неопределённостью информации об аварийном энергоблоке. Точность расчёта в таких условиях определяется временем наступления характерных для данного режима событий, например: опорожнение парогенераторов (ПГ), оголение

тепловыделяющих сборок (ТВС), разрыв мембран барботажного бака и т.д. В рамках задач, стоящих перед ИАЦ, можно считать приемлемым отклонение времени наступления характерных событий в пределах 5 - 10 % от длительности переходных процессов, что составляет порядка 10-20 минут при длительности расчётного интервала 2-4 часа.

Исходя из сказанного выше, можно сформулировать основные требования к разрабатываемым моделям:

- область применения - запроектные аварии, за исключением быстропротекающих реактивностных аварий, до начала тяжёлой стадии;

- моделируемые объекты - действующие и проектируемые в России энергоблоки АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР);

- скорость расчёта - не менее двух раз быстрее реального времени протекания процесса;

- погрешность расчётов - отклонение времени наступления событий, характерных для аварийного режима, до 20 минут;

- состав моделируемого оборудования и систем - обеспечение расчёта параметров, характеризующих состояние функций безопасности [2];

- наглядное представление результатов расчёта;

- интерактивный интерфейс.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка методики моделирования динамических процессов на энергоблоках атомных электрических станций с водо-водяными энергетическими реакторами для Информационно-аналитического центра Ростехнадзора»

Цель работы.

Целью настоящей работы явилась разработка моделей, позволяющих экспертам ИАЦ Ростехнадзора осуществлять оперативный расчёт параметров технологического оборудования российских энергоблоков АЭС с реакторной установкой (РУ) ВВЭР, характеризующих протекание аварии, непосредственно во время аварийного реагирования. Этот расчётный инструмент получил название модели для экспресс-оценки состояния энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР.

Задачи работы.

Для достижения поставленной цели были решены следующие задачи:

- разработаны модели для экспресс-оценки состояния российских энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР;

- разработана методика расчёта давления в первом контуре в условиях больших течей теплоносителя из первого контура;

- проведена верификация разработанных моделей для экспресс-оценки состояния российских энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР;

- разработанные модели для экспресс-оценки состояния российских энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР внедрены ИАЦ Ростехнадзора.

Научная новизна работы.

1. Впервые для программного средства, использующего модель гомогенной несжимаемой жидкости («Rambow-TPP»), расширена область применения на режимы с большими течами теплоносителя из первого контура. Разработана методика расчёта давления в первом контуре в условиях больших течей теплоносителя из первого контура. Разработанная методика позволила обеспечить численную устойчивость расчёта давления теплоносителя в РУ и сохранить приемлемую для целей аварийного реагирования скорость расчёта.

2. Впервые для моделей для экспресс-оценки энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР выполнены оптимизационные исследования влияния количества элементов нодализационной схемы РУ, величины шага интегрирования уравнений теплогидравлики, шага обмена данными между программными средствами (ПС), входящими в состав программного комплекса «РАДУГА-ЭУ», на скорость и погрешность расчёта. Выполнен анализ перечня оборудования и систем для моделирования, разработаны нодализационные схемы, обеспечено корректное совместное моделирование оборудования и систем, входящих в состав моделей для экспресс-оценки энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР.

3. Впервые для ИАЦ Ростехнадзора разработаны модели для экспресс-оценки состояния российских энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР,

позволяющие экспертам ИАЦ Ростехнадзора выполнять оперативные прогнозные расчёты в условиях аварийного реагирования.

Практическая значимость работы.

Определяется тем, что разработанные модели для экспресс-оценки внедрены ИАЦ Ростехнадзора, о чём имеется Акт о внедрении результатов научно - исследовательской работы. Разработанные модели для экспресс-оценки состояния энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР регулярно применяются экспертами ИАЦ Ростехнадзора в ходе участия в противоаварийных тренировках, проводимых концерном АО «Росэнергоатом».

Кроме того, разработанные модели используются экспертами ФБУ «НТЦ ЯРБ» для расчётной поддержки экспертизы обоснования безопасности энергоблоков АЭС с ВВЭР, выполняемых по заданию Ростехнадзора в рамках процедуры лицензирования деятельности эксплуатирующей организации.

Достоверность результатов, представленных в диссертации, подтверждена:

- использованием актуальной документации при подготовке исходных данных;

- использованием верифицированных и аттестованных ПС для разработки моделей энергоблоков;

- результатами верификации, выполненной путём сравнения с аттестованными ПС более высокого класса точности.

Апробация результатов работы.

Основные положения диссертации докладывались и обсуждались на следующих научных семинарах, совещаниях и конференциях:

1. Международная научно-техническая конференция «Полувековое обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР в России и за рубежом» (г. Нововоронеж, Россия, 2014 г.);

2. Межотраслевой научно-технический семинар «Расчетные и экспериментальные исследования динамики ядерных энергетических

установок на этапах жизненного цикла» (г. Сосновый Бор, Россия, 2015 г.);

3. Рабочая встреча «Поддержка регулирующего органа при адаптации планов аварийной готовности и реагирования к стандартам МАГАТЭ и ЕС» (г. Берлин, ФРГ, 2015 г.);

4. Международная научно-техническая конференция «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики» (г. Москва, Россия, 2016 г.);

5. Международная научно-практическая конференция по атомной энергетике «Безопасность, эффективность, ресурс» (г. Севастополь, Россия, 2016 г.);

6. Научно-техническая конференция «Теплофизика реакторов нового поколения» (г. Обнинск, Россия, 2016 г.);

7. Заседание Рабочей группы по анализу физики реакторов «Форум органов регулирования стран, эксплуатирующих реакторы ВВЭР» (г. Москва, Россия, 2016 г.);

8. Семинар МАГАТЭ по классификации, оценке и прогнозу чрезвычайных ситуаций на АЭС (г. Вена, Австрийская Республика, 2018 г.);

9. Консультативное совещание по разработке методологии прогнозирования развития аварийной ситуации на АЭС (г. Вена, Австрийская Республика, 2018 г.);

10. Конференция молодых специалистов «Инновации в атомной энергетике» (г. Москва, Россия, 2019 г.).

По теме диссертации опубликовано 8 работ в научных журналах и сборниках трудов Российских конференций, совещаний и семинаров, включая 3 статьи в рецензируемом журнале, рекомендованном ВАК РФ.

Личный вклад автора.

- разработана и внедрена в ПС «Rainbow-TPP» методика расчёта давления теплоносителя в первом контуре в условиях больших течей теплоносителя из первого контура энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР;

- выполнены оптимизационные исследования влияния количества элементов нодализационной схемы РУ, величины шага интегрирования уравнений теплогидравлики, шага обмена данными между ПС, входящими в состав программного комплекса «РАДУГА-ЭУ», на скорость и погрешность расчёта;

- определён состав моделируемого оборудования и систем, разработаны принципы их совместного моделирования;

- разработаны модели энергоблоков Балаковской АЭС, энергоблока № 1 Курской АЭС-2, энергоблока № 1 Ленинградской АЭС-2, энергоблоков № 5-6 Нововоронежской АЭС, энергоблока № 3 Ростовской АЭС, энергоблоков № 1, № 3 Кольской АЭС, разработка моделей остальных российских энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР выполнена под руководством автора.

Положения, выносимые на защиту.

1. Методика расчёта давления теплоносителя в первом контуре энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР в условиях больших течей теплоносителя из первого контура энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР.

2. Результаты исследований влияния количества элементов нодализационной схемы РУ, величины шага интегрирования уравнений теплогидродинамики, шага обмена данными между ПС, входящими в состав программного комплекса «РАДУГА-ЭУ», на скорость и погрешность расчёта.

3. Результаты верификации моделей для экспресс-оценки состояния энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР.

ГЛАВА 1 ОБЗОР ПРОГРАММНЫХ СРЕДСТВ

В данной главе представлено описание выбора ПС, на базе которых разработаны модели для экспресс-оценки энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР.

При разработке расчётного инструмента для экспертов ИАЦ Ростехнадзора принят подход создания компьютерных моделей энергоблоков АЭС на базе комплекса ПС, позволяющих осуществлять связанный нейтронно-физический и теплогидравлический расчёты параметров технологического оборудования АЭС, характеризующих протекание аварии.

Основной сложностью работы в режиме аварийного реагирования является отсутствие исчерпывающей информации об аварийном энергоблоке. Это вынуждает экспертов заниматься определением исходного события. Для этого необходимо выполнять множество вариантных расчётов, что приводит к необходимости высокой скорости расчёта. Кроме того, высокая скорость расчёта требуется для выполнения прогноза развития аварии.

Из опыта участия в противоаварийных тренировках минимально допустимой скоростью принята скорость, превышающая реальную скорость протекания процессов не менее чем в 2 раза. Однако ПС, обеспечивающие высокую точность, не обладают достаточным быстродействием. В условиях аварийного реагирования обеспечить высокую точность расчётов не представляется возможным, поэтому основным приоритетом является обеспечение качественно правильного моделирования динамики РУ.

Для моделирования РУ можно применять системные коды, использующих двухфазную модель сжимаемого теплоносителя, например, «КОРСАР/ГП» [4], «ATHLET (версия 2.1А_А)» [5], «RELAP5/MOD3.2» [6]. Преимуществом данного класса ПС является точность расчётов. Однако, в условиях аварийного реагирования, скорость расчёта по таким ПС не является достаточной.

К другой группе относятся ПС, в основе решения уравнений гидродинамики которых лежит приближение гомогенного течения

теплоносителя. Основная особенность модели гомогенного течения жидкости - решение трёх уравнений гидродинамики (неразрывности, энергии и движения) в предположении, что время установления давления в расчётных узлах РУ происходит мгновенно в пределах шага интегрирования. Тем самым, в пределах шага интегрирования, уравнения неразрывности, движения и энергии решаются независимо друг от друга, что позволяет обеспечить достаточную, для целей аварийного реагирования, скорость расчёта.

К таким ПС относятся «ДИНАМИКА-97», входящая в программный комплекс «ТРАП-КС» [7], используемая для обоснования безопасности АЭС с РУ ВВЭР, «РАСНАР 2.1» [8] и ПС «РАДУГА-5» [9] (текущая версия -ПС «Rainbow-TPP»). С точки зрения решения поставленной задачи эти ПС практически равнозначны и подходят для разработки моделей для экспресс-оценки.

С целью обеспечения независимости оценок ИАЦ Ростехнадзора выбрано ПС «Rainbow-TPP». Это ПС не применяется в отрасли, хотя ранее использовалось в АО «Атомэнергопроект» для проектирования РУ и отладки алгоритмов автоматизированной системы управления технологическими процессами (АСУ ТП). В настоящее время ПС «Rambow-TPP» активно используется в ФБУ «НТЦ ЯРБ» для расчётной поддержки экспертизы обоснования безопасности энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР. Учитывая имеющийся в ФБУ «НТЦ ЯРБ» опыт использования ПС «Rainbow-TPP» было принято решение использовать это ПС.

Область применения ПС «Rainbow-TPP» ограничивается

моделированием РУ. Если первый контур энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР в пределах проектов разных серий с точки зрения конфигурации нодализационных схем одинаковый, то технологические схемы второго контура, систем безопасности, состав оборудования и его характеристики отличаются даже в пределах энергоблоков одной АЭС. Все существенные для безопасности различия необходимо учитывать при моделировании. Всё это приводит к необходимости использовать ПС с гибкой конфигурацией нодализационной

схемы и возможностью работы в составе комплекса программ. К таким ПС можно отнести «ATHLET (версия 2.1А_А)» [5], «Кортес, версия 1.0» [10], «APROS» [11], «ТРР, версия 6» [12].

ПС «ATHLET (версия 2.1А_А)» и «Кортес, версия 1.0» не могут быть использованы, поскольку в них используется двухскоростная модель сжимаемого теплоносителя, не позволяющая обеспечить достаточную для целей аварийного реагирования скорость расчёта.

Использование зарубежного ПС «APROS» (Финляндия) нецелесообразно.

Отечественное ПС «ТРР, версия 6» позволяет обеспечить требуемое быстродействие. Поскольку ПС «ТРР, версия 6» обеспечивает возможность моделирования оборудования второго контура, систем безопасности и контайнмента в составе моделирующего комплекса, состоящего из нескольких программных средств, было решено использовать ПС «ТРР, версия 6» для разработки моделей для экспресс-оценки состояния энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР.

В условиях аварийного реагирования обстановка на АЭС может изменяться: происходят новые отказы оборудования, вводится в работу мобильная техника, персонал осуществляет управление оборудованием, восстанавливается работоспособность отказавшего ранее оборудования и т.п. Поэтому для возможности использования моделей в качестве инструмента прогнозирования должна быть предусмотрена возможность оперативного изменения условий расчёта. Под этим подразумевается: ввод / снятие отказов оборудования, учёт включения в работу мобильной техники, снятие защит, блокировок оборудования и иных действий персонала, влияющих на ход протекания аварии.

От действий автоматики в значительной мере зависит характер переходного процесса. Большинство ПС, упомянутых выше, не обладают такими возможностями. Выбранные ПС «Rainbow-TPP» и «ТРР, версия 6» также не являются исключением. Они содержат в себе лишь простейшие модели систем автоматического регулирования и управления технологическим процессом.

Возможности этих моделей регуляторов весьма ограничены, к тому же, возмущающие воздействия, например, течь теплоносителя из первого контура, отказы оборудования и тому подобное вводятся до начала расчёта и остаются неизменными при выполнении расчёта.

Всё это приводит к необходимости использовать ПС, обладающее широкими возможностями как в области моделирования систем автоматического управления, так и возможностями предоставления графического интерфейса для интерактивного взаимодействия.

В рамках поставленной задачи для реализации пользовательского интерфейса и моделирования систем автоматики можно использовать такие программные средства как: «LabVIEW» [13], «Simulmk» [14], «VisSim» [15] или «МВТУ-3.7» [16].

«LabVIEW» является средой разработки и платформой для выполнения программ, созданных на графическом языке программирования «G» фирмы «National Instruments». «LabVIEW» используется в системах сбора и обработки данных, а также для управления техническими объектами и технологическими процессами. ПС «LabVIEW» включает в себя наборы элементов для построения пользовательских интерфейсов, блоки для работы с текстовыми файлами, математические функции и инструменты для построения графиков.

Программа «Simulink» - это интерактивный инструмент для моделирования, имитации и анализа динамических систем. Он дает возможность строить графические блок-диаграммы, имитировать динамические системы, исследовать работоспособность систем. «Simulink» используется в задачах проектирования систем управления и коммуникации, цифровой обработки и других приложений моделирования.

«VisSim» - это программная среда, предназначенная для моделирования динамических систем. Используется для разработки систем управления и цифровой обработки сигналов.

«МВТУ-3.7» относится к программно-инструментальным средствам интеллектуальных систем автоматического проектирования. Это ПС

предназначено для численного исследования на математических моделях нестационарных процессов в технических системах, динамика которых в рамках точечно-сосредоточенного описания и входо-выходных отношений может быть приведена к системе дифференциально-алгебраических уравнений.

«МВТУ-3.7» обладает достаточно широким набором типовых блоков, позволяющим решать задачи создания моделей систем управления. В плане возможности создания пользовательских интерфейсов «МВТУ-3.7» практически не ограничено. Доступна как панель стандартных приборов, так и специальные блоки анимации, позволяющие с помощью набора стандартных элементов реализовывать приборные панели любой сложности, включая многоуровневые виртуальные мнемосхемы технологических процессов.

Все отмеченные ПС обладают возможностями для разработки моделей автоматики, пультов управления и графического отображения результатов расчёта, однако первые три ПС принадлежат зарубежным компаниям (Соединённые Штаты Америки). Поэтому использование ПС «LabVIEW», <^тиНпк», «VisSim» может быть сопряжено с юридическими сложностями, связанными с правом на их использование в России. В силу этого предпочтение отдано отечественному программному средству «МВТУ-3.7».

1.1 Выводы по первой главе

В качестве платформы для разработки моделей энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР, выбраны следующие ПС:

- «Rainbow-TPP» - связанный нейтронно - физический и теплогидравлический расчёты РУ;

- «ТРР» - теплогидравлический расчёт паропроводов свежего пара, систем безопасности;

- «МВТУ-3.7» - интерактивный интерфейс, моделирование АСУ ТП, моделирование систем безопасности (СБ).

Для интеграции этих ПС выбран программный комплекс «РАДУГА-ЭУ» [17-20].

Взаимодействие между ПС комплекса осуществляется путём передачи граничных значений через систему файлового обмена. Синхронизация расчёта по времени и передача граничных условий между ПС комплекса осуществляется при помощи сервисного ПС «Integr».

ГЛАВА 2 МЕТОДИКА МОДЕЛИРОВАНИЯ ДИНАМИКИ РУ

В соответствии с поставленной задачей моделирование РУ ограничивается только нейтронно-физическими и теплогидравлическими процессами, расчёт которых осуществляется посредством ПС «Rainbow-TPP». В данной главе представлено краткое описание методики решения уравнений нейтронной кинетики и теплогидравлики, реализованной в ПС «Rainbow-TPP» и «ТРР».

Подробнее с методикой моделирования нейтронно-физических и теплогидравлических процессов в РУ ВВЭР, реализованной в ПС «Rainbow-TPP», можно ознакомиться в [20].

2.1 Методика моделирования реактора

2.1.1 Точечная модель активной зоны

Опыт эксплуатации разрабатываемых моделей показал, что применение трёхмерных нейтронно-физических моделей не обеспечивает требуемого быстродействия. Поэтому для моделирования активной зоны используется приближение точечной нейтронной кинетики. Особенностью модели точечной нейтронной кинетики, применяемой в ПС «Rainbow-TPP», является использование понятия «реактивность» как отклонения от Кэфф, т.е. р=Кэфф-1.

Уравнение точечной кинетики в этом случае имеет вид:

dN Ы( р-Р( 1 + р ))

п

. 7 , (2.1)

dt I I=1

где: N - нейтронная мощность; р - реактивность;

I - время жизни мгновенных нейтронов;

А - постоянная распада ьой группы источников запаздывающих нейтронов;

С - концентрация источников i-ой группы запаздывающих нейтронов;

п - число групп запаздывающих нейтронов;

п

Р=ХРг- - доля запаздывающих нейтронов.

I=1

Р, - эффективная доля ьой группы запаздывающих нейтронов;

Уравнение для расчёта концентрации ядер-предшественников запаздывающих нейтронов:

йС, = Р гЖэфф

ХС, (2.2)

Ш I 1 1

где: Кэфф - эффективный коэффициент размножения нейтронов.

Решение уравнений кинетики производится явным методом с использованием трёхточечной по времени разностной схемы.

2.1.2 Методика расчёта запаздывающих нейтронов

Уравнение для запаздывающих нейтронов решается в каждом расчётном узле активной зоны. Количество групп запаздывающих нейтронов в ПС «Rainbow-TPP» практически не ограничено.

Уравнение для расчёта концентрации источников запаздывающих нейтронов имеет вид:

^ = Р,Ч-Х&, (2.3)

М

где: ^ - средний по ячейке источник нейтронов.

Заменяя производную по времени через разностную формулу по трём точкам (индекс номера группы опущен), получается следующее разностное уравнение:

3С - 4С _ + С 2

-—-= Р^-ХС, (2.4)

2М v 7

Выражая из (2.4) концентрацию источников запаздывающих нейтронов:

4С-1 - Ct 2

С =-^А-, (2.5)

3 + А

2А1

где: А1 - шаг интегрирования по времени.

2.1.3 Методика расчёта температуры топлива

Температура в тепловыделяющем элементе вычисляется по уравнению теплопроводности:

1ГТ1

рс— = ^ (Аgrad (Т)) + а, (2.6)

где: р - плотность топлива;

с - теплоёмкость топлива;

Т - температура топлива;

1 - время;

X - теплопроводность топлива;

Qv - объёмное энерговыделение в топливе.

Температура в твэле вычисляется при помощи метода элементарных балансов и сеточного метода. В модели «горячий канал» используется только сеточный метод. Особенностью этого метода является учёт производной теплопроводности по шагу разностной сетки. Из-за этого сеточный метод позволяет получить более корректное решение. Недостатком этого метода является большая сложность вычислений. Поэтому для остальных каналов активной зоны температура топлива определяется методом элементарных балансов. Описание метода сеток приведено ниже.

Одномерное по радиусу (г) уравнение теплопроводности имеет вид:

dT . d2Т А dT dА dT _

рс— = А—г +--+--+ Qv. (2.7)

dt dr г dr dr dr

За начало разностной сетки принимается центр топливного сердечника. Решение уравнения производится аналогично решению уравнения переноса нейтронов. Динамическая составляющая расписывается по двухточечному

шаблону. Уравнение теплопроводности для внутреннего узла в конечно-разностном виде:

рсТ1-Т±± Х А?

Т + - 2Т + Т

г+1

г—1

Аг2

V (ъ _ )

2гАг

+

+ Х+1 _Х_1 Т1+1 _ Т- + ^

(2.8)

2ХАг 2Аг

Х

Дифференциальное уравнение в центре топливной таблетки принимает вид:

(2.9)

йТ . й Т Х йТ йХ йТ _

рс— = Х—т +--+--+ Qv.

й? йг г йг йг йг

Сеточное уравнение для центрального узла имеет вид: рсТ - Т—1 - 4Т1 + Т2 + 4Т3 - Т4 , Qv

+

(2.10)

Х А? 2Аг2 Х

Граничное условие третьего рода на границе с теплоносителем имеет вид

Х^Т = а(Т1 - Т).

Оператор Лапласа для граничной точки имеет вид:

й2Т = ( 3Тп - 4Тп-! + Тп-2 л йг

йг

2

2Аг

Т Л-Т Т - То

^ п-1 ^п-3 ^п ^п-2

3«

4Аг2 Аг2 2АгХ

(2.11)

(Т, - Тп). (2.12)

Сеточное уравнение в окончательном виде для внешней границы: Т + 4Т

1 п-1 ~ ^1 п-2

Т =

п

2 Тп-3 + « 4Аг2 г Х

г 3 11 Х

— +- +--

2Аг г Х йг

у

+ 2 ХА? ?-1 Х

1

а

г

Аг2 Х

3 11 йХ + - +

рс

(2.13)

ХА?

V 2Аг г Х йг у

Граничное условие четвертого рода для внутренней границы получается путем подстановки производных по температуре с учётом того, что: Тп = Тт Сеточный шаблон для границы имеет вид, показанный на Рис. 2.1.

т ■

г1 г2 г2 2 3 4

АЯ АЯ АЯ Аг Аг Аг

Рис. 2.1 Сеточный шаблон для границы твэла

Поскольку для границы с левой и с правой стороны формулы симметричны, выведем сеточное уравнение только для границы справа:

dT

dr

г=г 2

— 3Т + 4Т — Т 2Аг

(2.14)

Подставив граничное условие второго рода в оператор Лапласа для узла п, получим:

d2T d

dr2 dr

3Тп —4Тп—1 + Тп—2 2Аг

Тп—1 Тп—3

Тп—Т

п 2

4Аг2

Аг2

+

+

3^2 2АгЛ

А зТ + 4Т — Т ^

+1 -'ш+2

(2.15)

2Аг

у

Поскольку Тп = ТШ разностное уравнение для границы справа примет вид:

Л2

Т =

ЛхАг у

3 1 АЛЯ

-+ — +-

4Аг 2г

л

2 ,

(4тш+1 — тШ+2 ) +АТЯ + Щ

Л

3Л2 ЛАг

3 1 АЛЯ

+

+

4Аг 2г 2

1

рс

(2.16)

Аг2 ЛА

где: АлЯ = 3Лп — 4л—1 +Лп—2

2 лАг

АТЯ = (— Тп 3 + 4Тп 2 + Тп ,)

4Аг ^ п—3 п—2 п~х) ЛА

т 1г—1 •

Численное решение уравнения производится итерационным способом.

2.1.4 Модель сборной и напорной камер реактора

На динамику РУ существенное влияние оказывает несимметричное изменение параметров теплоносителя в петлях - отключение главного циркуляционного насоса (ГЦН), включение ранее не работавшего ГЦН, подача раствора борной кислоты в одну из петель. Динамика энерговыделения в активной зоне, полученная по усреднённым параметрам теплоносителя в камерах реактора и с учетом неполного перемешивания, может отличаться качественным образом.

Для описания процессов тепломассопереноса в напорной (НКР) и сборной камерах реактора (СКР) используется математическая модель, которая предусматривает возможность их представления, как в рамках модели

идеального перемешивания, так и с учётом эффектов неполного перемешивания теплоносителя при неодинаковых условиях на входе в напорную камеру.

Для описания эффектов перемешивания в камерах реактора применяется балансный метод с введением коэффициентов перемешивания теплоносителя. Камеры реактора разбиты на число секторов, равное минимальной величине сектора симметрии активной зоны реактора. Расчётная схема моделей НКР и СКР приведена на Рис. 2.2.

Принимается, что перемешивания теплоносителя на опускном участке реактора не происходит.

Рис. 2.2 Расчётная схема НКР, СКР

Для каждой из камер матрица смешения имеет вид:

где: первый индекс второй индекс

номер петли; номер сектора.

А11А12 А13 А14 А15 А16 А21А22 А23 А24 А25 А26 А31А32 А33 А34 А35 А36 А41А42 А43 А44 А45 А46

В этом случае расход, поступающий в к-ый сектор из опускных участков петель, будет равен:

О,

к

: 2 О-4к

г=1

(2.17)

где: п - число петель;

Ог - расход в сектор из i-ой петли; Агк - коэффициент перемешивания.

Расход в к-ый сектор камеры смешения из каналов активной зоны, соответствующих данному сектору, будет равен:

m

О? = £0, (2.18)

I=1

где: т - число каналов активной зоны, соответствующее данному сектору;

О, - расход в сектор из ього канала активной зоны.

При нарушении симметрии расходов по петлям, например из-за отключения одного из ГЦН, будет нарушено условие неразрывности для отдельно взятого сектора:

0Гт + 01з = 0 (2.19)

Для обеспечения равенства введено понятие расхода обмена 0коб так, что:

ОГ + оа3 + 0коб = 0 (2.20)

В то же время, сумма расходов обмена для всей камеры равна 0:

£ Ок об = 0 (2.21)

к=1

Поскольку в рамках данной модели точно указать, между какими секторами камеры происходит обмен невозможно, средняя энтальпия обменного

расхода определяется по формуле:

6

£ (0к об + 0к_об )Нк Нкоб = ^=6--(2.22)

£ 0к об + 0к об)

к=1

где: Нк - энтальпия теплоносителя в к-ом секторе. Тогда уравнение энтальпии теплоносителя в к-ом секторе примет вид:

Нк =

Н+ ш (-((, + (,)н, М ,=1 2

М ш + О,) п (+ ( ) (об +

— + Е —--— Е-— +-=-

М ,=1 2 I=1 2 2

(

к об

+

+

п + )Н, ((к об +

ЕЕ +

,=1

(

к об

)Нк

об

2

2

М т + ) п (-( + \Gj\j (-(к_об +

М ,=1 2 I=1 2 2

где: М - масса теплоносителя в секторе.

к _ об

(2.23)

Концентрация борной кислоты в к-ом секторе вычисляется аналогично

энтальпии теплоносителя:

Ск =

С-М + т (+ )С, М ,=1 2

М ш + п (+ ( ) (-(к об +

— + Е—--— Е-—+ ~

к об

+

М ,=1 2 i=1 2

+

п + )С, ((к об +

+

,=1

(

к _ об

)Нк

2

об

2

2

М т + ) п (+ ( ) (-(к об +

— +Е—--—Е-—+ ~

к об

М ,=1 2 i=1 2

2

(2.24)

Коэффициенты перемешивания теплоносителя, используемые в моделях для экспресс-оценки состояния энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР, рассчитаны из геометрических соображений с учётом взаимного расположения входных/выходных патрубков реактора и соответствуют максимально возможному неперемешиванию теплоносителя.

2.2 Методика моделирования контура циркуляции

2.2.1 Методика решения уравнений движения

При решении уравнений движения используется приближение течения гомогенной жидкости. Для интегрирования уравнений применяется полунеявная схема, что позволяет повысить шаг интегрирования уравнений и быстродействие расчётов.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Пипченко Герман Романович, 2022 год

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Федеральный закон от 21.11.1995 № 170-ФЗ (ред. от 18.03.2019) «Об использовании атомной энергии» // СПС КонсультантПлюс.

2. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» (НП-001-15): от 02.02.2016 № 40939: утверждён Приказом Ростехнадзора от 17.12.2015 № 522 // СПС КонсультантПлюс.

3. Информационно-аналитический центр Ростехнадзора [Электронный ресурс]. - Режим доступа: https://www.gosnadzor.ru/nuclear/readiness/tasks/, свободный. - Загл. с экрана.

4. Программное средство «КОРСАР/ГП» / Аттестационный паспорт на программное средство № 263 от 23.09.2009, 2009. 11 с.

5. Программное средство ATHLET (версия 2.1А_А) / Аттестационный паспорт на программное средство № 350 от 17.04.2014, 2014. 9 с.

6. Программное средство RELAP5/MOD3.2 / Аттестационный паспорт на программное средство № 180 от 28.10.2004, 2004. 4 с.

7. Программное средство ТРАП-КС / Аттестационный паспорт на программное средство № 369 от 18.03.2015, 2015. 11 с.

8. Программное средство «РАСНАР-2.1» / Аттестационный паспорт на программное средство № 447 от 24.10.2018, 2018. 9 с.

9. Программный комплекс "РАДУГА" с библиотекой нейтронно-физических сечений серийного реактора ВВЭР-1000/ Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности: Аттестационный паспорт на программное средство № 62 от 17.10.1996. -М., 1996. 7 c.

10. Программное средство «Кортес, версия 1.0» / Аттестационный паспорт на программное средство № 494 от 19.12.2019, 2019. 7 с.

11. Ylijoki J., Norrman S., Silde A., Hannien M., Validation of APROS Version 5.12. VTT Research Report VTT-R-01242-14. March 2014. 56 p.

12. Программное средство «ТРР, версия 6» / Аттестационный паспорт на программное средство № 445 от 24.10.2018, 2018. 5 с.

13. Thomas Bress. Effective LabVIEW Programming. - NTS Press, 2013. 720 p.

14. Дьяконов В.П. Simulink: Самоучитель. -М.: ДМК-Пресс, 2013. 784 с.

15. VISSIM 5.30-05 User Manual. - Karlsruhe.: Planung Transport Verkehr AG, 2011. 680 p.

16. Козлов О.С., Ходаковский В.В., Кондаков Д.Е. Программный комплекс «Моделирование в технических устройствах»// Российское агентство по правовой охране программ для ЭВМ, баз данных и топологий интегральных микросхем (РосАПО). Свидетельство №970053 от 10 февраля 1997 г.

17. Применение программного комплекса «РАДУГА-ЭУ» в составе представительного комплекса АСУ ТП энергоблока АЭС с реактором типа ВВЭР-1000 на полигоне АСУ ТП в г. Электрогорске/ М.В. Иванов, В.В. Игнатенко, О.Ю. Кавун и др.//Сб. трудов ФГУП «Атомэнергопроект» (-М.). -2002. -ВыП.2. С. 31-44.

18. Компьютерный тренажер для выбора режимов работы частотно-регулируемых механизмов собственных нужд ТЭС и АЭС/ О.Ю. Кавун, М.Я. Куно, Г.Б. Лазарев и др.// Опыт разработки, внедрения и эксплуатации автоматизированных систем управления предприятиями (АСУП) тепловых и атомных электростанций: Информационно-методические материалы научно-технического семинара -М., 2000. С. 1-15.

19. Кавун О.Ю., Попыкин А.И. Моделирование эксперимента по возбуждению аксиальных ксеноновых колебаний на 1-ом энергоблоке Ростовской АЭС // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС, № 34, ISSN 2224-0853. Подольск, АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2014. С. 110-112.

20. Кавун О.Ю. Методика моделирования динамических процессов на энергоблоках АЭС с реакторами ВВЭР: дис. ... д-ра техн. наук: 05.14.03 / Кавун Олег Юрьевич. - М., 2000. 267 с.

21. Закутаев М.О. Российские компьютерные коды для детерминистического анализа безопасности: Код ТРАП-97 [Электронный ресурс]: презентация /

М.О. Закутаев. - ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2013. - 47 слайдов. - Режим доступа: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/publication/publication2013/documents/288.pdf , свободный.

22. О.Ю. Кавун, А.М. Поликарпова, Г.Р. Пипченко. - Разработка моделей для экспресс-оценки состояния критических функций безопасности АЭС с реакторами типа ВВЭР. - Ежеквартальный научно-практический журнал «Ядерная и радиационная безопасность». № 1 (87) - 2018. С. 10-19.

23. Кавун О.Ю. Методика моделирования динамики энергоблока АЭС, реализованная в программном комплексе РАДУГА-ЭУ// Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика ядерных реакторов -М. -1999. -Вып.2. С.17-39.

24. Е.О. Адамов, Ю.Г. Драгунов, В.В. Орлов. Машиностроение ядерной техники. В 2-х кн. Кн. 1. М., 2005. 960 с.

25. Нововоронежская АЭС-2. Проект «АЭС-2006» [Электронный ресурс]: презентация /АО «АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ», - 28 слайдов. - Режим доступа: https://www.rosenergoatom.ru/upload/iblock/fD1/fD1b5ca309dbda1917c112d6897c095 9.pdf, свободный.

26. Д.Б. Стацура, А.С. Вольнов, В.Н. Шкаленков, К.В. Жирнов, Р.М. Топчиян. Основные результаты пусконаладочных работ по системе аварийного и планового расхолаживания блока АЭС-2006 с РУ В-392М// Известия вузов. Ядерная энергетика. -2017. -Вып.3. С.55-65.

27. Казанцев А.А., Супотницкая О.В., Сергеев В.В. Моделирование уноса капель в струйно-вихревом конденсаторе системы локализации аварий ВВЭР-440// Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Ядерно-реакторные константы-М. -2021. -Вып.1. С.108-116.

28. Букринский А.М., Бабенко Е.А., Антошин В.В., Ржезников Ю.В., Швыряев Ю.В., Златин Д.А., Лапшин А.Л., Татарников В.П. Барботажно-вакуумная система ограничения последствий аварии на АЭС// Атомная энергия. Т.50. -Вып.4. -1981. С.259-262.

29. Бахметьев А.М., Большухин М.А., Бабин В.А., Хизбуллин А.М., Макаров О.В., Семашко С.Е., Сидоров В.Г., Ивков И.М., Алексеев С.Б. Задачи

расчетно-экспериментального обоснования СПОТ ЗО для АЭС нового поколения. 5-я Международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»: материалы. Подольск: ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2007.

30. Проект АЭС-2006 [Электронный ресурс]: презентация /АО «АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ» Санкт-Петербург, - 28 слайдов. - Режим доступа: http://atomenergoprom.ru/u7file/npp_2006_rus.pdf, свободный.

31. Сайт Кольской АЭС [Электронный ресурс]. - Режим доступа: https://www.rosenergoatom.ru/stations_projects/sayt-kolskoy-aes/, свободный. - Загл. с экрана.

32. Сайт Нововоронежской АЭС [Электронный ресурс]. - Режим доступа: https://www.rosenergoatom.ru/stations_projects/sayt-novovoronezhskoy-aes/, свободный. - Загл. с экрана.

33. О.Ю. Кавун, Г.Р. Пипченко. - Разработка методики расчета давления в первом контуре в условиях больших течей в моделях экспресс-оценки для Информационно-аналитического центра Ростехнадзора. - Ежеквартальный научно-практический журнал «Ядерная и радиационная безопасность». № 3 (97) -2020. С. 23-32.

34. Букин Н.В., Филь Н.С., Громов А.Л., Брантова Т.А., Володина Н.П. Анализ аварий с течью из первого контура во второй для РУ с ВВЭР-1000 и разработка соответствующих мер по локализации. 3-я Международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»: материалы. Подольск: ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2003.

35. Н.В. Букин, Н.С. Филь, Ю.В. Беляев. Участие программы Динамика-97 в проекте координированных исследований МАГАТЭ по течи из первого контура во второй. 4-я Международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»: материалы. Подольск: ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2005.

36. Н.В.Букин, Л.Н.Борисов, А.Л.Громов, Н.С.Филь, А.М.Шумский. Влияние пассивных систем на протекание типичных запроектных аварий РУ В-392. 2-я Международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»: материалы. Подольск: ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2001.

37. С.И. Пантюшин, Ю.С. Сорокин, Е.В. Сотсков, Н.В. Букин, М.А. Быков, К.С. Долганов, Д.Ю. Томащик, А.Е. Киселев, В.Ф. Стрижов. Сравнение кодов ТЕЧЬ-М-97, КОРСАР/ГП И СОКРАТ/В1 при анализе начальной стадии тяжелой аварии на РУ ВВЭР-1200. 6-я Международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»: материалы. Подольск: ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2009.

ПРИЛОЖЕНИЕ

П. 1. Влияние величины шага интегрирования на точность расчёта. 1) Полная потеря всех источников переменного тока.

Рис. П. 1.1. Давление на выходе из активной зоны

Рис. П.1.2. Максимальная температура топлива

-0.015625

•0.03125

0.0625

-0.125

0.015625 шаг обмена

1400

1200

1000

О!

| 800

О!

О

Ч 600

400

200

0 1000 2000 3000 4000 5000 6000 7000 8000 9000 10000 11000

Время, с

Рис. П.1.3. Максимальная температура оболочек твэлов

Рис. П.1.4. Температура теплоносителя на входе в активную зону

-0.015625 -0.03125 - 0.0625 -0.125 - 0.015625 шаг обмена

900 800 700 > 600 I 500 Н 400

О 1000 2000 3000 4000 5000 6000 7000 8000 9000 10000 11000

Время, с

Рис. П.1.5. Температура теплоносителя на выходе из активной зоны

2) Малая течь из первого контура (Ду50).

-0.015625 -0.03125 - 0.0625 -0.125 -0.015625 шаг обмена

00

го с 11

| 12 V

1

с; § ч - |

1

5 9 о \

1

7 - V

Да

6 -ц _

2С Ю 4( ТО 6С ТО 8С ТО 10 Время, с 00 12 00 14 00 16 00 18

Рис. П.1.7. Максимальная температура топлива

Рис. П.1.8. Максимальная температура оболочек твэлов

Рис. П.1.9. Температура теплоносителя на входе в активную зону

Рис. П.1.10. Температура теплоносителя на выходе из активной зоны

Рис. П.1.11. Расход течи 3) Большая течь из первого контура (Ду300).

Рис. П.1.13. Максимальная температура топлива

Рис. П.1.14. Максимальная температура оболочек твэлов

Рис. П.1.15. Температура теплоносителя на входе в активную зону

Рис. П.1.16. Температура теплоносителя на выходе из активной зоны

Рис. П.1.17. Расход течи

4) Течь из первого контура во второй (Ду100).

Рис. П.1.19. Максимальная температура топлива

Рис. П.1.20. Максимальная температура оболочек твэлов

Рис. П.1.21. Температура теплоносителя на входе в активную зону

Рис. П.1.22. Температура теплоносителя на выходе из активной зоны

0.015625 шаг обмена

-0.125

0.0625

•0.03125 -0.015625

2000

1500

1000

=1 о

X

0

-500

1. к

1 Г 11

1 А

0 Г 2( 4( Ю 6( Ю 8( Ю 10 ЭО 12 ЭО 14 ЭО 16 ЭО 18

Время, с

00

Рис. П.1.23. Расход течи

Рис. П.1.24. Давление в ПГ

- 0.015625 шаг обмена -0.125 - 0.0625 -0.03125 -0.015625

4.5 4.25 -

3.75 ^ 3.5 ш 3.25

ш

> 6

2.75 2.5 2.25 2

О 200 400 600 800 1000 1200 1400 1600 1800

Время, с

Рис. П.1.25. Уровень в аварийном ПГ 5) Гильотинный разрыв паропровода свежего пара.

-0.015625 шаг обмена -0.125 - 0.0625 -0.03125 -0.015625

16

15.5

га 15 £

| 14.5

О! ^

а га

Ч 14

13.5

13

О 200 400 600 800 1000 1200 1400 1600 1800

Время, с

Рис. П.1.27. Максимальная температура топлива

Рис. П.1.28. Максимальная температура оболочек твэлов

- 0.015625 шаг обмена -0.125 - 0.0625 -0.03125 -0.015625

300

290

£ 280 >■

н ггз о. 01

| 270

260

0 200 400 600 800 1000 1200 1400 1600 1800

Время, с

Рис. П.1.29. Температура теплоносителя на входе в активную зону

-0.015625 шаг обмена -0.125 -0.0625 -0.03125 -0.015625

330 320 310 пГ 300 | 290 ! 280 270 260 250

0 200 400 600 800 1000 1200 1400 1600 1800

Время, с

Рис. П.1.30. Температура теплоносителя на выходе из активной зоны

Рис. П.1.31. Расход течи

Рис. П.1.32. Давление в аварийном ПГ

Рис. П.1.33. Давление в неаварийных ПГ

Рис. П.1.34. Весовой уровень в аварийном ПГ

- 0.015625 шаг обмена -0.125 - 0.0625 -0.03125 -0.015625

3

2.5 -

2 -

л

ш 1.5 -

ш

о

о. >

1 -0.5 -0

0 200 400 600 800 1000 1200 1400 1600 1800

Время, с

Рис. П.1.35. Весовой уровень в неаварийных ПГ

Влияние количества расчётных элементов горячей нитки ГЦТ на точность расчёта.

1) Полная потеря всех источников переменного тока.

Рис. П.1.37. Максимальная температура топлива

Рис. П.1.38. Максимальная температура оболочек твэлов

)00

и

Г

ьии - в. г /

V Г

о с Л г

у

¿Г

300

] 10 00 20 00 30 00 40 00 50 Врег 00 ля, с 60 00 70 00 80 00 90 00 юс

Рис. П.1.39. Температура теплоносителя на входе в активную зону

Рис. П.1.40. Температура теплоносителя на выходе из активной зоны

2) Малая течь из первого контура (Ду50).

Рис. П.1.41. Давление на выходе из активной зоны

Рис. П.1.42. Максимальная температура топлива

Рис. П.1.43. Максимальная температура оболочек твэлов

Рис. П.1.44. Температура теплоносителя на входе в активную зону

Рис. П.1.45. Температура теплоносителя на выходе из активной зоны

эпп

00

ж ^ 1 чп

ж и ге

п

2( Ю 4С га ее га 8( га ю Время, с 00 12 00 14 00 16 00 18

Рис. П.1.46. Расход течи

3) Большая течь из первого контура (Ду300).

Рис. П.1.47. Давление на выходе из активной зоны

Рис. П.1.48. Максимальная температура топлива

Рис. П.1.49. Максимальная температура оболочек твэлов

Рис. П.1.50. Температура теплоносителя на входе в активную зону

Рис. П.1.51. Температура теплоносителя на выходе из активной зоны

8000 7000 6000 < 5000 g 4000 ™ 3000 2000 1000 О

О 200 400 600 800 1000 1200 1400 1600 1800

Время, с

Рис. П.1.52. Расход течи

4) Течь из первого контура во второй (Ду100).

Рис. П.1.53. Давление на выходе из активной зоны

Рис. П.1.54. Максимальная температура топлива

20 -15 -10 -5

350

340

330

и

пГ 320

о.

>

| 310

си

280

270

0 200 400 600 800 1000 1200 1400 1600 1800

Время, с

Рис. П.1.55. Максимальная температура оболочек твэлов

20 -15 -10 -5

300

160 ■

0 200 400 600 800 1000 1200 1400 1600 1800

Время, с

Рис. П.1.56. Температура теплоносителя на входе в активную зону

Рис. П.1.57. Температура теплоносителя на выходе из активной зоны

Рис. П.1.58. Расход течи

Рис. П.1.59. Давление в ПГ

Рис. П.1.60. Уровень в аварийном ПГ

5) Гильотинный разрыв паропровода свежего пара.

Рис. П.1.61. Давление на выходе из активной зоны

Рис. П.1.62. Максимальная температура топлива

Э СП

00

(V

в. ш

£

280

С 2( Ю 4С га ее га 8( га ю Время, с 00 12 00 14 00 16 00 18

Рис. П.1.63. Максимальная температура оболочек твэлов

20 -15 -10 -5

300

250

0 200 400 600 800 1000 1200 1400 1600 1800

Время, с

Рис. П.1.64. Температура теплоносителя на входе в активную зону

Рис. П.1.65. Температура теплоносителя на выходе из активной зоны

Рис. П.1.66. Расход течи

Рис. П.1.67. Давление в аварийном ПГ

Рис. П.1.68. Давление в неаварийных ПГ

Рис. П.1.69. Весовой уровень в аварийном ПГ

Рис. П.1.70. Весовой уровень в неаварийных ПГ

Влияние количества расчётных элементов трубчатки ПГ на точность расчёта.

1) Полная потеря всех источников переменного тока.

Рис. П.1.71. Давление на выходе из активной зоны

Рис. П.1.72. Максимальная температура топлива

Рис. П.1.73. Максимальная температура оболочек твэлов

)00

и У

/ Г

ьии - в. г /

> г

о с 4 *

У

300

] 10 00 20 00 30 00 40 00 50 Врег 00 ля, с 60 00 70 00 80 00 90 00 юс

Рис. П.1.74. Температура теплоносителя на входе в активную зону

Рис. П.1.75. Температура теплоносителя на выходе из активной зоны 2) Малая течь из первого контура (Ду50).

Рис. П.1.76. Давление на выходе из активной зоны

Рис. П.1.77. Максимальная температура топлива

Рис. П.1.78. Максимальная температура оболочек твэлов

Рис. П.1.79. Температура теплоносителя на входе в активную зону

Рис. П.1.80. Температура теплоносителя на выходе из активной зоны

300,00 250,00

и 200,00

^ 150,00 100,00 50,00 0,00

0 200 400 600 800 1000 1200 1400 1600 1800

Время, с

Рис. П.1.81. Расход течи 3) Большая течь из первого контура (Ду300).

16

14 -

0 - 11111111

О 200 400 600 800 1000 1200 1400 1600 1800

Время, с

Рис. П.1.82. Давление на выходе из активной зоны

Рис. П.1.83. Максимальная температура топлива

Рис. П.1.84. Максимальная температура оболочек твэлов

Рис. П.1.85. Температура теплоносителя на входе в активную зону

Рис. П.1.86. Температура теплоносителя на выходе из активной зоны

Рис. П.1.87. Расход течи

4) Течь из первого контура во второй (Ду100).

Рис. П.1.88. Давление на выходе из активной зоны

Рис. П.1.89. Максимальная температура топлива

Рис. П.1.90. Максимальная температура оболочек твэлов

Рис. П.1.91. Температура теплоносителя на входе в активную зону

Рис. П.1.92. Температура теплоносителя на выходе из активной зоны

Рис. П.1.93. Расход течи

Рис. П.1.94. Давление в ПГ

4,5

4,25 -

2

О 200 400 600 800 1000 1200 1400 1600 1800

Время, с

Рис. П.1.95. Уровень в аварийном ПГ

5) Гильотинный разрыв паропровода свежего пара.

1 с

00

1 Ц Ц /у

//

//

С I

а? /

<и и

со го л

1 3 ^

1 ^

0 2С Ю 4С Ю 6С Ю 8( Ю 10 Время, с 00 12 00 14 00 16 00 18

Рис. П.1.96. Давление на выходе из активной зоны

-20 - 15

•10

2200

1800

Q. 14UU

í-r¡ O. OI

| 1000 tu

600

200

0 200 400 600 800 1000 1200 1400 1600 1800

Время, с

Рис. П.1.97. Максимальная температура топлива

Рис. П.1.98. Максимальная температура оболочек твэлов

300

290

£ 280 >■

н ггз о. 01

| 270

260