Для моделирования реакторной установки можно применять и программные средства реалистической оценки, преимуществом которых является их точность. Однако скорость расчета по таким программным средствам недостаточна для прогнозирования аварии. К тому же во время аварийного реагирования эксперты не обладают всей исчерпывающей информацией об аварийном энергоблоке. Это вынуждает выполнять вариантные расчеты, что приводит к необходимости быстрого, но менее точного расчета.
К другой группе относятся программные средства, использующие приближение гомогенного течения теплоносителя. Достоинство программных средств данного класса – быстрый расчет достаточно подробной модели реакторной установки. Их основной недостаток — весьма грубое моделирование теплогидравлических процессов в реакторной установке в условиях осушения первого контура.
В данной статье представлена методика моделирования аварийных режимов с большими течами теплоносителя из главного циркуляционного трубопровода энергоблока АЭС с ВВЭР. Методика предназначена для вычисления давления в первом контуре при использовании модели гомогенного течения теплоносителя.
Описанная методика реализована в моделях для экспресс-оценки состояния функций безопасности энергоблоков АЭС с ВВЭР. Эти модели применяются экспертами Информационно-аналитического центра Ростехнадзора во время аварийного реагирования. Методика позволяет обеспечить необходимую скорость расчета и численную устойчивость при моделировании аварийных режимов с большими течами теплоносителя из главного циркуляционного трубопровода непосредственно во время аварийного реагирования.
Ключевые слова: моделирование, течь, теплоноситель, ВВЭР, экспресс-оценка, гомогенная модель, методика.
Язык статьи: русский. Cc. 23–31. DOI: 10.26277/SECNRS.2020.97.3.003.
Development of methodology for primary circuit pressure calculations in case of large break loss of coolant accident in models for rapid assessment for information analytical center of Rostechnadzor
Kavun O. Y., Pipchenko G. R.
In case of beyond design basis accidents at NPP power units with VVER the experts of work groups are gathered in Information analytical center of Rostechnadzor. These working groups include experts on reactor plant technological equipments and radiological safety. Their tasks embrace current situation diagnosis and prognosis of accident progress.To perform prognosis it is required to use the special models providing high calculation rate.
For the reactor plant modeling it is possible to use best-estimate codes which advantage is high precision. However, calculation rate of these codes is not enough to accident prognosis. Besides, during the accident experts do not have comprehensive information about emergency power unit. Necessity of fast rather than precise calculation forces to perform variant calculations.
The other group of codes employs homogeneous coolant flow approach. The advantage of these codes is high calculation rate of quite detailed reactor plant model. Main disadvantage is relatively rough modeling in case of loss of coolant accident.
A methodology of modeling accidents with large break loss of coolant accident from the main coolant circuit of the NPP with VVER type power unit is presented in this article. The methodology is aimed at calculation of the primary circuit pressure using a model of a homogeneous coolant flow.
The described methodology is implemented in models for rapid-assessment of VVER type power unit’s safety functions. These models are applied by Information analytical center of Rostechnadzor experts during emergency response.The methodology provides necessary speed of calculation and numerical stability in the simulation of accidents with large break loss of coolant accident from the main coolant circuit.
Keywords: modeling, break, coolant, VVER, rapid assessment, homogeneous model, methodology.
Article language: Russian. Pp. 23–31. DOI: 10.26277/SECNRS.2020.97.3.003.
