Русский / English 
?php echo $word_institute;?>
ИНСТИТУТИССЛЕДОВАНИЯПРОЕКТЫНАУКА И ОБРАЗОВАНИЕНОВОСТИКОНТАКТЫ
 

ИНТЕГРАЛЬНЫЙ ТЯЖЕЛОАВАРИЙНЫЙ КОД СОКРАТ


для 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:

  • Топливо;
  • Тепловыделяющие элементы (твэлы);
  • Активная зона и внутрикорпусные устройства;
  • Реакторная установка включая системы безопасности;
  • Парогенератор и паропроводы;
  • Защитная оболочка;
  • Устройство локализации расплава или бетонная шахта.

Типы моделируемых реакторных установок:

  • Корпусные РУ на тепловых нейтронах с водным теплоносителем (ВВЭР, КЛТ-40С);
  • РУ на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (БН-600, БН-1200).

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:

  • накопление радиоактивных продуктов деле­ния (ПД) в топливе и их выход в газовый за­зор твэлов;
  • теплогидравлические процессы в первом и втором контурах РУ и в помещениях под за­щитной оболочкой (ЗО);
  • разогрев, окисление и плавление элементов активной зоны и внутрикорпусных устройств (ВКУ);
  • процессы в расплаве внутри и вне корпуса реактора;
  • перенос и осаждение радиоактивных про­дуктов деления в различных физико-химиче­ских формах в первом контуре РУ и в ЗО;
  • выход радиоактивных продуктов деления в окружающую среду.

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).

Обоснование безопасности реакторных установок с водным теплоносителем.
С использованием РК СОКРАТ проведено обоснование радиационной и водородной безопасности российских и зарубежных АЭС с реакторными установками ВВЭР, моделирование проектных и запроектных аварий реакторных установок с водным те­плоносителем.
   
       
Обоснование эффективности систем удержания расплава (УЛР).
Проведено расчетное обоснование эффек­тивности систем удержания и локализации расплава («ло­вушек» расплава») для реак­торных блоков нового проекта АЭС-2006.
   
       
Анализ водородной безопасности ПАТЭС.
В 20112012 гг. совместно с ОАО «ОКБМ Африкантов» проведен анализ безопасности реакторной установки КЛТ-40С, на основе которой создается первая российская плавучая атомная теплоэлектростанция малой мощ­ности (ПАТЭС). Результаты моделирования тяжелой запроектной аварии с утечкой теплоносителя и повре­ждением активной зоны реактора позволили определить оптимальные меры по локализации последствий аварии и были использованы при расчете параметров защитной оболочки и обосновании водородной безопасности ПАТЭС.
   
       

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:

  • снижение уровня теплоносителя в активной зоне;
  • повышение давления в защитной оболочке;
  • рост температуры и образование водорода;
  • выход водорода и продуктов деления;
  • дальнейшее разрушение активной зоны.

Сравнение расчетного и фактического времени взрывов водорода на энергоблоках 1—4 АЭС «Фукусима Дайичи».

а) б)

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

  • Госкорпорация «Росатом»,
  • ОАО «Концерн Росэнергоатом»,
  • ФГУП РФЯЦ-ВНИИЭФ,
  • филиал ОАО «ГИ ВНИПИЭТ» «СПбАЭП»,
  • ФГУ НИЦ «Курчатовский институт»,
  • ОАО ОКБ «Гидропресс»,
  • ОАО «АЭП»,
  • ГНЦ РФ–ФЭИ им. А. И. Лейпунского,
  • ОАО «ВНИИНМ им. А. А. Бочвара»,
  • ОАО «ЭНИЦ»,
  • ОАО «ОКБМ Африкантов»,
  • ГНЦ РФ ТРИНИТИ,
  • ОАО «ГНЦ НИИАР»,
  • ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»,
  • ФГУП «НИИ НПО «Луч»,
  • Новосибирский филиал ИБРАЭ РАН.

 


ИБРАЭ РАН © 2013 Карта сайта | Связаться с нами