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

ТЯЖЕЛОАВАРИЙНЫЙ РАСЧЕТНЫЙ КОД СОКРАТ


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. 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.

Расчетный код (РК) СОКРАТ предназначен, прежде всего, для моделирования тяжелых запроектных аварий с плавлением активной зоны реакторных установок водо-водяного типа и представляет собой систему интегрированных программных модулей. Реализованные в них вычислительные алгоритмы основаны на использовании физических моделей, детально описывающих процессы (или их совокупность), протекающие при тяжелой аварии в ядерном реакторе. Объединение модулей в единый программный комплекс дает возможность проводить сквозное детальное моделирование всех существенных стадий тяжелых аварий и получать полную картину развития аварии с момента ее возникновения и вплоть до разрушения активной зоны реактора и выхода радиоактивных продуктов деления (ПД) за пределы защитной оболочки АЭС.

Основные объекты АЭС, моделируемые РК СОКРАТ: Типы моделируемых реакторных установок:
  • топливо;
  • тепловыделяющие элементы (твэлы);
  • активная зона и внутрикорпусные устройства;
  • реакторная установка, в т.ч. системы безопасности;
  • парогенератор и паропроводы;
  • защитная оболочка;
  • устройство локализации расплава или бетонная шахта.
  • Корпусные РУ на тепловых нейтронах с с водяным теплоносителем (ВВЭР, КЛТ-40С, РБМК, BWR, PWR);
  • РУ на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (БН-600, БН-1200).

Базовая структура РК СОКРАТ включает в себя программные модули:

  • СВЕЧА — моделирование взаимосвязанных физико-химических процессов разрушения активной зоны реактора при тяжелой аварии;
  • HEFEST — моделирование теплофизических процессов в напорной камере реактора после перемещения в нее материалов разрушающейся активной зоны (кориума) и внутрикорпусных устройств на поздних стадиях тяжелой аварии, а также
  • моделирование процессов разрушения корпуса реактора расплавом кориума.
  • РАТЕГ — моделирование теплогидравлических процессов в РУ ВВЭР (разработка ВНИИЭФ).

Базовая версия расчетного кода СОКРАТ/В1 в 2010 г. аттестована Ростехнадзором для комплексного численного моделирования динамики физико-химических, теплогидравлических и термомеханических процессов, происходящих в реакторных установках с водяным теплоносителем ВВЭР при тяжелых запроектных авариях.

Объекты моделирования РК СОКРАТ

Расширенная версия кода

Расширенная версия расчетного кода СОКРАТ/В3 включает несколько десятков программных модулей и физических моделей, разработанных ИБРАЭ РАН совместно с организациями–партнерами (АО «АТОМПРОЕКТ», ВНИИЭФ, Концерн «Росэнергоатом»). Она обеспечивает расчет всех основных параметров, необходимых для обоснования радиационной безопасности АЭС как в режимах нормальной эксплуатации и проектной аварии, так на внутрикорпусной стадии тяжелых запроектных аварий с плавлением активной зоны, и детально описывает основные процессы в реакторных установках ВВЭР:

  • накопление радиоактивных веществ в топливе в течение топливной кампании, изменение радионуклидного состава топлива, мощности остаточного энерговыделения, активности ПД;
  • выход радиоактивных веществ из топлива в газовый зазор твэла, а после разрыва оболочки твэла – в первый контур;
  • выход радиоактивных веществ и конструкционных материалов из расплава топлива и внутрикорпусных устройств;
  • перенос радиоактивных веществ в гидравлических контурах реакторной установки;
  • взаимодействие расплава кориума с теплоносителем;
  • выход водяного пара, горючих газов, радиоактивных веществ и конструкционных материалов из расплава активной зоны при взаимодействии кориума с жертвенным материалом УЛР и в результате взаимодействия расплава с бетоном;
  • поведение продуктов деления в защитной оболочке с учетом работы систем безопасности и выход ПД в окружающую среду.

Функциональная схема расширенной версии интегрального расчетного кода СОКРАТ

Физические модели, лежащие в основе РК СОКРАТ, и описываемые ими процессы

Общая схема заполнения расплавом напорной камеры РУ ВВЭР при тяжелой аварии, реализованная в РК СОКРАТ (модули VAPEX-M и HEFEST) 

Верификация РК СОКРАТ

Постоянная верификация кода и лежащих в его основе физических моделей является одной из важнейших составляющих его разработки и эксплуатации. 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. Специалисты ИБРАЭ РАН принимали участие в ряде международных экспериментальных программ: CORA, QUENCH (Германия), PHEBUS (Франция), RASPLAV-MASCA (Россия — ОЭСР), LOFT (США – ОЭСР), PBF, PARAMETER (МНТЦ), ICSP MASLWR (МАГАТЭ), ATMI-2 (ОЭСР), ERCOSAM-SAMARA, ATLAS (ОЭСР). В настоящее время верификация и кросс-верификация моделей РК СОКРАТ продолжается в рамках следующих международных проектов:

  • расчетно-аналитический бенчмарк BSAF (BSAF2) по моделированию протекания тяжелой аварии на энергоблоках 1-3 АЭС «Фукусима Дайичи» (под эгидой ОЭСР);
  • проект FUMAC (под эгидой МАГАТЭ) по исследованию термомеханики оболочек твэлов с сильновыгоревшим топливом ВВЭР и PWR в условиях аварий с потерей теплоносителя;
  • проект ACTOF (под эгидой МАГАТЭ) по исследованию аварийно-устойчивого топлива;
  • бенчмарк PKL-4 с использованием интегральных теплогидравлических экспериментов на установке PKL III.

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 твэлов в ходе эксперимента PARAMETER -SF2 Изменение температуры оболочек имитаторов твэлов в эксперименте SP-2 и циркуляция пароводяной смеси в корпусе реактора в эксперименте SP-3

Практическое применение РК СОКРАТ

РК СОКРАТ введен в эксплуатацию и широко используется ведущими российскими проектно-конструкторскими и научными организациями (ИБРАЭ РАН, АО «АТОМПРОЕКТ», АО «Атомэнергопроект», НИЦ «Курчатовский институт», АО ОКБ «Гидропресс») при анализе запроектных тяжелых аварий АЭС с реакторами на тепловых нейтронах с водяным теплоносителем (ВВЭР, PWR, BWR), для обоснования водородной безопасности, обоснования безопасности и проектирования систем удержания и локализации расплава, при детерминистической поддержке ВАБ-2. Всего в настоящее время более 10 российских и зарубежных организаций и предприятий атомной отрасли применяют РК СОКРАТ при решении практических задач обеспечения безопасности АЭС и ЯРОО. Большое значение для развития международного сотрудничества в сфере безопасности атомной энергетики имеют образовательные курсы, проводимые ИБРАЭ РАН для специалистов зарубежных надзорных органов в странах-импортерах российских атомных технологий (Болгария, Венгрия, Индия, Ирак, Китай, Словакия, Украина, Финляндия и др.). Обучение и методическую подготовку к применению РК СОКРАТ для анализа тяжелых аварий на АЭС с реакторами ВВЭР прошли более 60 специалистов.

Общий вид РУ ВВЭР-1000

Балаковская АЭС (ВВЭР-1000/В320 блоки 1-4) АЭС Куданкулам (ВВЭР-1000/В412)

Анализ аварии на АЭС «Фукусима-1»

11—13 марта 2011 г. был проведен численный анализ тяжелой запроектной аварии на АЭС «Фукусима-1» («Фукусима Дайичи»), дан подробный прогноз состояния активных зон и бассейнов выдержки ОЯТ энергоблоков 1—3. Этот прогноз в основном подтвердился, а ход процесса разрушения активной зоны реакторов был предсказан с большой достоверностью.

Сравнение расчетного и фактического времени взрывов водорода на энергоблоках 1—3 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. по 2018 г. РК СОКРАТ регулярно проходил кросс-верификацию с ведущими мировыми тяжелоаварийными кодами (MELCOR, MAAP, ATHLET-CD, ASTEC) в рамках бенчмарков BSAF и BSAF2, организованных Токийской энергетической компанией (TEPCO) и Европейской организацией экономического сотрудничества и развития (OECD/NEA) с участием специалистов из США, Франции, Германии, Японии, Испании, Кореи и Швейцарии. Задачей бенчмарка являлось восстановление хода аварии на энергоблоках 1—3 АЭС «Фукусима Дайичи» и расчетная поддержка TEPCO в части данных о степени разрушения активных зон, корпусов реакторов, бетонного основания контейнмента, данных о расположении расплава топлива, его составе и характеристиках. С использованием подробных данных о реакторной установке и об аварии нами были выполнены расчёты по коду СОКРАТ/В3, в результате которых мы уточнили степень разрушения активных зон, дали прогноз возможного местоположения и состава кориума и глубины абляции бетонного основания расплавом, рассчитали радиоактивный выброс, возможную степень радиоактивного заражения отдельных помещений. Полученные результаты используются TEPCO для разработки стратегии и средств извлечения топлива из реакторов. 

В качестве примера ниже приведен расчёт динамики выхода водорода, выполненный  в рамках проекта BSAF2 (2014—2018 гг.) для 1-го энергоблока АЭС "Фукусима Дайичи".

Распределение объёмной концентрации H2 по высоте центрального зала в зависимости от времени (расчет по кодам СОКРАТ и АНГАР). Источник H2 в реакторном здании — течь по фланцу крышки контейнмента  Конфигурация: всплывающая струя (с учётом стратификации H2)

Основные направления развития

Работы по дальнейшему развитию РК СОКРАТ проводятся в двух научных направлениях. Первое включает в себя совершенствование действующей версии РК СОКРАТ/В3, участие в международных бенчмарках с целью верификации кода, адаптация физических моделей и вычислительных алгоритмов под различные проекты реакторов на тепловых нейтронах с водяным теплоносителем.

   
Нодализационная схема СОКРАТ для РУ ВВЭР Нодализационная схема СОКРАТ для РУ BWR-4 («Фукусима-1»)

Второе научное направление посвящено фундаментальным исследованиям проблем безопасности существующих и перспективных реакторов на быстрых нейтронах (БР) с жидкометаллическим теплоносителем, а также разработке нового поколения расчетных 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 нового поколения СОКРАТ-БН, предназначенного для моделирования физических процессов в реакторах на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.

Сотрудники Отделения анализа безопасности ядерных энергетических установок

Партнеры ИБРАЭ РАН по разработке и применению РК СОКРАТ

  • Госкорпорация «Росатом»,
  • ОАО «Концерн Росэнергоатом»,
  • ФГУП РФЯЦ-ВНИИЭФ,
  • ОАО «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.

© Отделение анализа безопасности ядерных энергетических установок 


ИБРАЭ РАН © 2013 Карта сайта | Связаться с нами