Список сокращений.......................................................................................................................6
Введение.........................................................................................................................................8
1 Постановка задачи исследования...................................................................................14
1.1 Терминология...................................................................................................................14
1.2 История создания интегральных моделей энергоблоков АЭС...................................22
1.3 Текущее состояние проблемы и постановка задачи исследования ............................24
1.4 Этапы методического подхода к созданию ФММ .......................................................26
1.5 Выводы по главе 1...........................................................................................................28
2 Исследование области моделирования..........................................................................29
2.1 Выбор объектов моделирования ....................................................................................29
2.2 Определение представительных сценариев ТА............................................................36
2.2.1 Анализ нормативных требований к выбору сценариев ТА.........................................36
2.2.2 Тяжёлые аварии на РУ и в БВ, учитываемые в ООБ и ВАБ-2....................................41
2.2.3 Представительные ТА с точки зрения водородной взрывобезопасности..................45
2.3 Определение требующих моделирования процессов и явлений ................................49
2.3.1 Начальная стадия ТА (до превышения МПП)..............................................................51
2.3.2 Стадия начала разрушения активной зоны...................................................................64
2.3.3 Конечная стадия разрушения а.з....................................................................................79
2.3.4 Стадия удержания кориума внутри корпуса реактора.................................................81
2.3.5 Процессы под ГО...........................................................................................................104
2.3.6 Внекорпусная стадия.....................................................................................................111
2.3.7 Начальная стадия ТА в БВ ВВЭР (до превышения МППП твэлов).........................116
2.3.8 Стадия начала разрушения ОТВС в БВ.......................................................................125
2.3.9 Конечная стадия разрушения ОТВС в БВ...................................................................128
2.3.10 Процессы под ГО при аварии в БВ..........................................................................130
2.3.11 Ранжирование явлений и процессов при ТА на ВВЭР ..........................................130
2.3.12 Выводы по главе 3.....................................................................................................134
3 Средство численного моделирования ТА ...................................................................135
3.1 Современные тенденции развития интегральных кодов для расчётного анализа ТА
135
3.2 Требования к моделям наилучшей оценки .................................................................137
3.3 Анализ соответствия кода СОКРАТ требованиям к реалистическому расчётному
анализу ТА .................................................................................................................................139
3.3.1 Использование механистических моделей .................................................................142
3.3.2 Примеры учёта феноменологических уроков ТА на АЭС........................................149
3.3.3 Степень охвата представительных процессов и явления в коде СОКРАТ..............152
3.4 Выводы по главе 3.........................................................................................................156
4 Валидация средства численного моделирования .......................................................157
4.1 Матрица валидации для моделирования процессов на начальной стадии ТА........157
4.2 Матрица валидации для моделирования процессов разрушения а.з........................166
4.3 Матрица валидации для моделирования теплофизических процессов в напорной
камере реактора на этапе удержания кориума .......................................................................170
4.4 Матрица валидации для моделирования процессов под гермооболочкой ..............170
4.5 Матрица верификации для моделирования радиационных процессов....................176
4.5.1 Модель нейтронной кинетики......................................................................................176
4.5.2 Накопление ПД в топливе ............................................................................................176
4.5.3 Выход ПД из твердого топлива....................................................................................178
4.5.4 Выход ПД из ванны расплава.......................................................................................180
4.5.5 Перенос и осаждение ПД в первом контуре и в ГО...................................................180
4.6 Матрица валидации для моделирования теплогидравлических и термохимических
процессов в расплаве на внекорпусной стадии ТА................................................................1813
4.7 Общие методические подходы к валидации...............................................................187
4.7.1 Протитипность экспериментальных данных..............................................................187
4.7.2 Данные об экспериментальной установке ..................................................................188
4.7.3 Разработка и описание расчётной модели ..................................................................197
4.7.4 Выполнение референтного расчета эксперимента.....................................................201
4.7.5 Анализ погрешностей и неопределенностей ..............................................................202
4.7.6 Выводы о возможностях и ограничениях программы для ЭВМ в части
моделирования совокупности взаимосвязанных процессов и явлений...............................203
4.7.7 Извлеченные уроки и рекомендации по разработке расчётных моделей для
расчётов ТА................................................................................................................................204
4.8 Выводы по главе 4.........................................................................................................210
5 Квалификация расчётных моделей энергоблока ........................................................211
5.1 Общие подходы к квалификации расчётной модели.................................................211
5.2 Предыстория работы на мощности..............................................................................213
5.3 Модель реактора на примере ВВЭР-1200 ...................................................................214
5.3.1 Общий подход к выделению расчётных ячеек ...........................................................214
5.3.2 Зона входных патрубков...............................................................................................217
5.3.3 НКР в области днищ шахты и корпуса реактора........................................................218
5.3.4 Геометрические характеристики поперечных связей между группами ТВС..........219
5.3.5 Проточная часть ТВС в области головок между плоскостями 16 и 17....................219
5.3.6 Байпас а.з........................................................................................................................220
5.3.7 ТВС, включая хвостовик, пучок твэлов и головку.....................................................220
5.3.8 Материал направляющих каналов СУЗ, инструментальных каналов и ДР.............220
5.3.9 Материал поглощающих стержней СУЗ.....................................................................221
5.3.10 Моделирование нижней дистанционирующей решетки а.з..................................221
5.3.11 Проверка балансов на стадии разрушения а.з. .......................................................223
5.3.12 Сборная камера реактора между плоскостями 18 и 20..........................................223
5.3.13 Сборная камера реактора между плоскостями 20 и 21..........................................224
5.3.14 Выходная камера реактора .......................................................................................224
5.4 Модель днища корпуса реактора .................................................................................225
5.5 Модель ГЦТ ...................................................................................................................227
5.5.1 Горячая нитка.................................................................................................................227
5.5.2 Гидрозатвор и объем теплоносителя в ГЦНА ............................................................228
5.5.3 Холодная нитка..............................................................................................................228
5.6 Модель ГЦН(А) .............................................................................................................229
5.7 Модель соединительного трубопровода КД...............................................................229
5.8 Модель компенсатора давления...................................................................................229
5.9 Модель ПГ......................................................................................................................229
5.9.1 Горячий и холодный коллекторы ПГ ..........................................................................230
5.9.2 Теплообменные трубки ПГ...........................................................................................231
5.9.3 ПГ по второму контуру.................................................................................................231
5.10 Паропроводы свежего пара ..........................................................................................232
5.11 Модели систем безопасности.......................................................................................232
5.11.1 ГЕ САОЗ.....................................................................................................................232
5.11.2 САОЗ ВД и САОЗ НД...............................................................................................233
5.11.3 Система аварийной подачи питательной воды в ПГ .............................................233
5.11.4 САГ и бак-барботёр...................................................................................................233
5.11.5 СПЗАЗ, ГЕ-3 (ВВЭР-1200, ВВЭР-ТОИ)..................................................................233
5.11.6 Спринклерная система ..............................................................................................234
5.11.7 СПОТ ГО (ВВЭР-1200/В491)...................................................................................234
5.11.8 Струйно-вихревой конденсатор (ВВЭР-440)..........................................................234
5.11.9 Барботажно-вакуумная система (ВВЭР-440)..........................................................2344
5.11.10 САР ПГ (ВВЭР-1200, ВВЭР-ТОИ) ..........................................................................234
5.11.11 СПОТ ПГ (ВВЭР-1200, ВВЭР-ТОИ).......................................................................235
5.11.12 Система дожигания водорода...................................................................................235
5.11.13 Система защиты первого контура от превышения давления................................235
5.11.14 Система защиты второго контура от превышения давления ................................236
5.11.15 Система охлаждения БВ ...........................................................................................236
5.11.16 Модель УЛР (ВВЭР-1200, ВВЭР-ТОИ) ..................................................................236
5.12 Модель шахты реактора................................................................................................238
5.13 Модель ГО......................................................................................................................239
5.14 Модель БВ......................................................................................................................240
5.15 Тепловые потери............................................................................................................246
5.16 Перепады давления на участках контуров ГЦТ .........................................................246
5.17 Параметры стационарного состояния .........................................................................246
5.18 Использование станционных данных для квалификации расчётных моделей .......247
5.18.1 Моделируемые элементы энергоблока ...................................................................247
5.18.2 Инструментирование режима...................................................................................247
5.18.3 Сценарий инцидента .................................................................................................248
5.18.4 Начальные и граничные условия в референтных расчетах...................................249
5.18.5 Результаты референтных расчетов ..........................................................................249
5.18.6 Анализ неопределенностей.......................................................................................255
5.18.7 Результаты анализа неопределенности и чувствительности.................................255
5.18.8 Выводы о возможностях и ограничениях кода СОКРАТ применительно к
моделированию данного класса процессов и явлений ..........................................................256
5.19 Выводы по главе 5.........................................................................................................256
6 Анализ неопределённостей расчётов ТА ....................................................................257
6.1 Цель и задачи анализа неопределённостей результатов моделирования ТА..........257
6.2 Обоснование параметров неопределённости..............................................................261
6.3 Особенности обработки результатов анализа неопределённости для ТА...............265
6.4 Анализ неопределённости как инструмент поиска пороговых эффектов ...............267
6.5 Выводы по главе 6.........................................................................................................271
7 Апробация элементов методики на примере исследования тяжёлой аварии на АЭС
Фукусима-1.................................................................................................................................272
7.1 Интегральное моделирование тяжёлой аварии на энергоблоке 1 АЭС Фукусима-1
272
7.1.1 Модель энергоблока и принятые допущения .............................................................273
7.1.2 Начальные и граничные условия и допущения..........................................................279
7.1.3 Накопление продуктов деления и актиноидов в топливе..........................................280
7.1.4 Квалификация физико-математической модели энергоблока ..................................281
7.1.5 Моделирование начальной (теплогидравлической) стадии аварии .........................285
7.1.6 Моделирование основной стадии аварии....................................................................289
7.1.7 Моделирование теплогидравлических процессов в контейнменте и на поздней
стадии аварии.............................................................................................................................296
7.1.8 Анализ условий для взрыва водорода .........................................................................300
7.1.9 Поведение радиоактивных продуктов деления ..........................................................304
7.1.10 Выводы .......................................................................................................................308
7.2 Технологические уроки аварии на АЭС Фукусима-1 для совершенствования
физико-математической модели ВВЭР ...................................................................................309
7.2.1 Ложные показания уровня воды в корпусе реактора при аварии на энергоблоке 1
АЭС Фукусима-1 .......................................................................................................................309
7.2.2 Система измерения уровня на ПГ ВВЭР.....................................................................311
7.2.3 Расчётная модель ПГ ВВЭР-1000 ................................................................................3135
7.2.4 Моделирование поведения системы измерения уровня котловой воды в ПГ ВВЭР
при тяжелых авариях.................................................................................................................314
7.2.5 Выводы ...........................................................................................................................322
7.3 Совместное использование ФММ и CFD кодов для анализа возможности
байпассирования защитной оболочки при ТА .......................................................................323
7.3.1 Постановка задачи.........................................................................................................325
7.3.2 Сценарий развития ТА с потенциальной конвекцией перегретой среды в горячей
нитке ГЦТ...................................................................................................................................327
7.3.3 Расчетное моделирование при помощи CFD-кодов...................................................328
7.3.4 Выводы ...........................................................................................................................334
Заключение.................................................................................................................................336
Список использованных источников.......................................................................................337
