| ||||||||||||||||||||||||
| ||||||||||||||||||||||||
Исследования » Компьютерные коды и программные комплексы » Развитие и применение кодов, предназначенных для анализа безопасности АЭС » Интегральный тяжелоаварийный код СОКРАТ ИНТЕГРАЛЬНЫЙ ТЯЖЕЛОАВАРИЙНЫЙ КОД СОКРАТдля комплексного численного моделирования тяжелых запроектных аварий реакторных установок водо-водяного типа с водным теплоносителем
История создания Опыт ликвидации последствий чернобыльской аварии показал необходимость создания программных средств (расчетных кодов) для расчета и численного моделирования тяжелых аварий на АЭС, сопровождающихся разрушением активной зоны реактора. В конце 1990-х гг. по инициативе ОАО «СПбАЭП» с привлечением специалистов ИБРАЭ РАН, ФГУП РФЯИ ВНИИЭФ и НИЦ «Курчатовский институт» были начаты работы по разработке отечественного кода для анализа безопасности экспортных проектов АЭС с ВВЭР при тяжелых авариях. В дальнейшем этот код, получивший название СОКРАТ (Система Отраслевых Кодов для Расчетного Анализа Тяжелых аварий), стал применяться также в рамках обоснования безопасности проектов ВВЭР, эксплуатируемых или сооружаемых в России. В 2010 г. базовая версия расчетного кода СОКРАТ была аттестована Ростехнадзором. С 2011 г. выполняется работа по разработке и внедрению в эксплуатацию расширенной версии кода, позволяющей рассчитывать радиационные последствия тяжелых аварий. В настоящее время код СОКРАТ по своим характеристикам соответствует лучшим мировым аналогам. Назначение Расчетный код (РК) СОКРАТ предназначен для комплексного численного моделирования тяжелых запроектных аварий с плавлением активной зоны на реакторных установках водо-водяного типа с водным теплоносителем. В коде СОКРАТ программно реализован широкий спектр взаимосогласованных математических моделей, разработанных с учетом современного уровня теоретических знаний и результатов многочисленных экспериментальных исследований, и описывающих многообразие как физических процессов, так и объектов АЭС (топливо, твэл, активная зона, реакторная установка и т. д.). Качество моделей и объем верификации позволяют считать код СОКРАТ кодом улучшенной оценки. Интеграция моделей в составе единого кода обеспечивает сквозное моделирование всех существенных стадий тяжелых аварий и получение полной картины развития аварии с момента ее возникновения (исходного события) и вплоть до выхода радиоактивных продуктов деления за пределы защитной оболочки АЭС в окружающую среду. Основные характеристики РК СОКРАТ Основные объекты АЭС, моделируемые РК СОКРАТ:
Типы моделируемых реакторных установок:
Имеется опыт моделирования аварии типа «полное обесточивание» на канальных РУ на тепловых нейтронах с водным теплоносителем (РБМК-1000). Объекты моделирования РК СОКРАТ
Расширенная версия кода Расширенная версия расчетного кода СОКРАТ позволяет выполнять расчеты параметров, необходимых для оценки радиационных последствий тяжелых запроектных аварий на АЭС с реакторными установками ВВЭР, и детально описывает:
Функциональная схема расширенной версии интегрального расчетного кода СОКРАТ Физические модели, лежащие в основе РК СОКРАТ, и описываемые ими процессы Верификация Постоянная верификация расчетного кода и лежащих в его основе физических моделей является одним из важнейших этапов разработки и эксплуатации кода. Модели и алгоритмы РК СОКРАТ прошли всестороннее тестирование на широком наборе данных, полученных в результате экспериментов и натурных измерений, выполненных в России и за рубежом. Экспериментальные программы, использовавшиеся для верификации кода: CORA, QUENCH (Германия), PHEBUS (Франция), РАСПЛАВ, МАСКА (Россия — OECD), МНТЦ / PARAMETER, ERCOSAM-SAMARA (совместный проект Росатом-Евроатом), LOFT, PBF, международная стандартная задача ICSP MASLWR, международный расчетно-аналитический бенчмарк BSAF (анализ аварии на АЭС «Фукусима Дайичи»). Изменение температуры оболочек твэлов в ходе эксперимента PARAMETER -SF2 С 2010 года ИБРАЭ РАН совместно с ОАО «ОКБ Гидропресс» принимает участие в Международной совместной стандартной задаче (ICSP) по проектам интегральных водоохлаждаемых реакторов «Устойчивость естественной циркуляции и теплогидравлическая связь первого контура и контейнмента при авариях». В серии из двух интегральных экспериментов моделировались авария с потерей питательной воды во втором контуре многоцелевого малого легководного реактора MASLWR (тест SP-2) и режим маневрирования мощностью тепловыделения в активной зоне (тест SP-3). Эксперименты проводились в Орегонском университете (США) на установке, являющейся масштабной моделью реактора MASLWR. Изменение температуры оболочек имитаторов твэлов в эксперименте SP-2 и циркуляция пароводяной смеси в корпусе реактора в эксперименте SP-3 В настоящее время большинство программных модулей модифицировано для обеспечения возможности моделирования других типов реакторов на тепловых нейтронах с водным теплоносителем (КЛТ-40С, BWR, PWR). Практическое применение РК СОКРАТ аттестован Ростехнадзором России и широко используется ведущими российскими проектно-конструкторскими и научными организациями при анализе запроектных тяжелых аварий на АЭС с реакторами на тепловых нейтронах с водным теплоносителем, обосновании водородной безопасности, обосновании эффективности систем удержания и локализации расплава, анализе эффективности систем пассивной безопасности АЭС. РК СОКРАТ используется для анализа эффективности систем пассивной безопасности и обоснования водородной безопасности Балаковской, Кольской, Ленинградской, Нововоронежской, Южноукраинской АЭС, строящихся АЭС «Куданкулам» (Индия) и «Тяньвань» (Китай).
Общий вид и нодализационная схема реакторной установки КЛТ-40С Анализ радиационных аварий и инцидентов на АЭС. 11 марта 2011 г. произошла тяжелая запроектная авария на японской АЭС «Фукусима-Дайичи». С использованием РК СОКРАТ в ИБРАЭ РАН был оперативно проведен численный анализ возможных последствий аварии, дан прогноз и оценены характерные времена развития аварийных процессов в активных зонах и бассейнах выдержки ОЯТ энергоблоков 1—4. Была проанализирована следующая последовательность событий:
Сравнение расчетного и фактического времени взрывов водорода на энергоблоках 1—4 АЭС «Фукусима Дайичи» Сравнение измеренных в ходе аварии на АЭС «Фукусима Дайичи» эксплуатационных характеристик реакторной установки BWR-4 с расчетом, выполненным по коду СОКРАТ: а) изменение уровня воды в активной зоне реактора 3-го энергоблока; б) изменение давления в первом контуре реактора 2-го энергоблока С июня 2012 г. ИБРАЭ РАН участвует с РК СОКРАТ в проводимом Токийской энергетической компанией (TEPCO) и Европейской организацией экономического сотрудничества и развития (OECD/NEA) международном анализе аварии на АЭС «Фукусима Дайичи» (расчётно-аналитическом бенчмарке BSAF). Основные направления развития Работы по дальнейшему развитию РК СОКРАТ проводятся в двух научных направлениях. 1. Совершенствование текущей версии расчетного кода СОКРАТ, участие в международных бенчмарках с целью верификации кода, адаптацию физических моделей и вычислительных алгоритмов под различные проекты реакторов на тепловых нейтронах с водным теплоносителем. Нодализационная схема СОКРАТ для РУ ВВЭР 2. Исследования проблем безопасности существующих и перспективных реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, разработка кодов для моделирования их поведения в эксплуатационных и аварийных режимах. Практический опыт, полученный ИБРАЭ РАН в ходе разработки РК СОКРАТ, лег в основу создания версии расчетного кода СОКРАТ-БН, предназначенного для моделирования физических процессов в реакторах на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Партнеры ИБРАЭ РАН по разработке и применению РК СОКРАТ
| ||||||||||||||||||||||||
|