Разработка и применение методики анализа неопределённости теплогидравлических расчётов аварийных режимов реакторов РБМК
Цель работы состояла в том, что в рамках статистической методики анализа неопределённости расчётов с помощью кода 11ЕЬАР5/МСЮ3.2 необходимо перейти от субъективной экспертной оценки диапазонов варьирования входных неопределённостей к объективной оценке, основанной на использовании методов математической статистики и сопоставлении результатов расчётного и экспериментального исследований… Читать ещё >
Содержание
- Глава 1. Обзор основных методов детерминистского анализа неопределённостей
- 1. 1. Классификация задач анализа неопределённостей
- 1. 2. Методы анализа неопределённости параметров модели
- 1. 3. Методы анализа неопределённости модели
- 1. 4. Выводы к Главе 1 и постановка задачи
- Глава 2. Объективная оценка диапазонов варьирования входных неопределённостей для реактора РБМК
- 2. 1. Способы оценки диапазонов варьирования входных неопределённостей
- 2. 2. Библиотека электронных баз теплофизических данных
- 2. 3. Базовый перечень входных неопределённостей при расчётном моделировании реактора РБМК с помощью кода ЯЕЬАР5/МООЗ
- 2. 4. Оценка неопределённости моделирования критического истечения в коде К? ЬАР5/М
- 2. 4. 1. Оценка неопределённости моделирования критического истечения в коде ЯЕЬАР5/М003.2 на основе экспериментов для цилиндрических труб
- 2. 4. 2. Оценка неопределённости моделирования критического истечения в коде КЕЬАР5/МОВ3.2 на основе экспериментов для ЗРК
- 2. 4. 3. Оценка неопределённости моделирования критического истечения в коде Ш}ЬАР5/МОВ3.2 на основе экспериментов для ограничителей расхода
- 2. 5. Оценка неопределённости моделирования взаимодействия фаз в коде ЯЕЬАР5/М
- 2. 5. 1. Оценка неопределённости в модели межфазного трения
- 2. 5. 2. Оценка неопределённости в модели дрейфа фаз
- 2. 5. 3. Оценка неопределённости в модели теплообмена между фазами
- 2. 6. Оценка неопределённости расчёта критического теплового потока в коде RELAP5/MOD
- 2. 7. Методика проверки взаимной независимости входных неопределённостей вариантных расчётов
- 2. 8. Выводы к Главе
- Глава 3. Статистический анализ неопределённости теплогидравлических расчётов аварийных режимов работы АЭС с реакторами РБМК
- 3. 1. Выбор аварийных режимов для проведения статистического анализа неопределённостей
- 3. 2. Анализ неопределённости результатов моделирования разрыва РГК при штатном срабатывании защитных систем на 1-м энергоблоке Курской АЭС
- 3. 2. 1. Сценарий аварии
- 3. 2. 2. Статистический анализ результатов моделирования
3.3. Анализ неопределённости результатов моделирования разрыва РГК при потере электроснабжения собственных нужд и отказе одного насоса подачи воды САОР в неаварийную половину реактора на 1-м энергоблоке Курской АЭС
3.3.1. Сценарий аварии
3.3.2. Статистический анализ результатов моделирования
3.4. Анализ неопределённости результатов моделирования разрыва НК при потере электроснабжения собственных нужд и отказе обратного клапана на одном РГК на 3-м энергоблоке Курской АЭС
3.4.1. Сценарий аварии
3.4.2. Статистический анализ результатов моделирования
3.5. Анализ неопределённости результатов моделирования частичного разрыва раздаточного группового коллектора для 3-го энергоблока Курской АЭС
3.5.1. Сценарий аварии
3.5.2. Статистический анализ результатов моделирования
3.6. Анализ неопределённости результатов моделирования разрыва полным сечением раздаточного группового коллектора при потере электроснабжения собственных нужд с отказом обратного клапана РГК на 1-м энергоблоке Курской АЭС
3.6.1. Сценарий аварии
3.6.2. Статистический анализ результатов моделирования
3.7. Выводы к Главе 3 120
Заключение 122
Литература
Список литературы
- Международное Агентство по Атомной Энергии. Процедуры выполнения вероятностного анализа безопасности атомных станций (уровень 1). Safety Series No. 50-Р-4. 1992.
- Комиссия по ядерному регулированию США. Анализ индивидуальных станций: руководство по представлению материалов. Итоговый отчёт. NUREG-1335. 1989.
- Госатомнадзор России. Рекомендации по углубленной оценке безопасности действующих энергоблоков АС с реакторами ВВЭР и РБМК. РБ Г-12−42−97. 1997.
- Dmitriev A., Islamov R., Korotin V., Petrov D. Probabilistic Risk Assessment Uncertainty Analysis. Report for US NRC. IBRAE RAS. 2003.
- Islamov R. Development of Standard Probabilistic Risk Assessment Procedure Guides: Quantification, Uncertainty and Sensitivity Analysis. Report for US DOE. IBRAE. 1998.
- Гмурман B.E. Теория вероятностей и математическая статистика. М.: Высшая школа, 2000.
- Госатомнадзор России. Руководящий документ РД-03. Требования к составу и содержанию отчёта о верификации программных средств, применяемых для обоснования иили обеспечения безопасности объектов использования атомной энергии. Москва. 2000.
- Крамер Г. Математические методы статистики. М.: Мир, 1975.
- П.Гнеденко Б. В., Беляев Ю. К., Соловьёв А. Д. Математические методы в теории надёжности. М.: Наука, 1965.
- Смирнов Н.В., Дунин-Барковский И.В. Курс теории вероятностей и математической статистики для технических приложений. М.: Наука, 1969.
- З.Хан Г., Шапиро С. Статистические модели в инженерных задачах. М.: Мир, 1969.
- Н.Коваленко И. Н. Теория вероятностей и математическая статистика. М.: Высшая Школа, 1973.
- Клёмин А.И. Инженерные вероятностные расчёты при проектировании ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1973.
- Емельянов И.Я., Клёмин А. И., Поляков Е. Ф. Прогнозирование радиационной безопасности АЭС // Атомная энергия. 1978. Т. 44. Вып. 3.
- Клёмин А.И. Развитие методов количественного анализа надёжности при обосновании проектов ядерных энергетических установок. Вопросы атомной науки и техники. Серия: физика и техника ядерных реакторов. Сб. статей. М., НИКИЭТ, 1981, с. 35−39.
- Клёмин А.И. Надёжность ядерных энергетических установок: Основы расчёта. М.: Энергоатомиздат, 1987.
- Воуак В. Quantifying Reactor Safety Margins. NUREG/CR-5249. EGG-2552. December 1989.
- Wicket A.J., Yadigaroglu G. Report of a CSNI Workshop on Uncertainty Analysis Methods, London, March 1994.
- Glaeser H., Hofer E., Kloos M., Skorek T. Uncertainty and sensitivity analysis of a post-experiment calculation in thermal-hydraulics // Reliability Engineering System Safety. 45 (1994) 19−33.
- Hofer E. The GRS program package for uncertainty and sensitivity analysis. Proceedings of the seminar on methods and codes for assessing the off-site consequences of nuclear accidents. EUR 13 013. Commission of the European Communities. Brussels. 1990.
- Wickett A.J., Neil A.P. Advanced LOCA Code Uncertainty Assessment: A Pilot Study. AEEW-R2508. Winfrith. UK. November. 1990.
- IPSN Analyses for the CSNI Uncertainty Methods Study. NEA/CSNI/R (97) 35/Volume 2. June 1998.
- ENUSA Analyses for CSNI Uncertainty Methods Study (UMS). NEA/CSNI/R (97) 35/Volume 2. June 1998.
- Lerchl G., Austregesilo H. ATHLET Modl. l Cycle C, User’s Manual. GRS-P-1/Vol 1. October 1995.
- Austregesilo H., Deitenbeck D. ATHLET Modl. l Cycle C. Programmer’s Manual. GRS-P-1/Vol 1. October 1995.
- Barre F., Bestion D. Valiedation of the CATHARE system code for nuclear reactor thermalhydraulis. STR/LML/EM/95−347.
- Porraechia A., Bestion D. CATHARE2 Rapport d’evaluation, SEMAR 97/29.
- Dusic M. Safety Margins in IAEA Documents. IAEA Regional Workshop on Deterministic Safety Analysis for the Assurance of Safety Margins in NPP Design and Modifications, Ljubljana, Slovenia, March 23−27 2009.
- Macek J. BE Methodology, Results of BEMUSE Project, WWER application. Там же, Ljubljana, Slovenia, March 23−27 2009.
- Macek J. Overview of Conservative and BE Analyses WWER application. Там же, Ljubljana, Slovenia, March 23−27 2009.
- Glaeser H. Implications of Power Up-Rates on Margins of Nuclear Power Plants and Power Up-Rates in Germany. Там же, Ljubljana, Slovenia, March 23−27 2009.
- Glaeser H. CSNI Integral and Separate Effect Test Facility Matrices for Validation of Best Estimate Thermal-Hydraulic Computer Codes. Там же, Ljubljana, Slovenia, March 23−27 2009.
- H. Glaeser. Demonstration of the Software System for Uncertainty and Sensitivity Analyses (SUSA) to support the GRS Method. Там же, Ljubljana, Slovenia, March 23−27 2009.
- Glaeser H. International Perspective on the Quality of Thermal Hydraulic Computer Codes and User Influence in Application of Thermal-Hydraulic Codes. Там же, Ljubljana, Slovenia, March 23−27 2009.
- Pelayo F., Mendizabal R. Safety Margins Assessment. Regional Workshop on the Application of Best Estimate plus Uncertainty Analyses Methods in Nuclear Safety. Ljubljana, Slovenia, April 12−16 2010.
- Pelayo F., Mendizabal R. Regulatory implications of BEPU methods. Там же, Ljubljana, Slovenia, April 12−16 2010.
- Sanda R. Nuclear Safety Analysis required for the Licensing of Nuclear Power Plants in Romania. Там же, Ljubljana, Slovenia, April 12−16 2010.
- Dusic M. IAEA Safety Guide SSG-2 on Deterministic Safety Analysis for NPPs. Там же, Ljubljana, Slovenia, April 12−16 2010.
- Slavickas A., Legenis V. Applications of Best Estimate plus Uncertainty analyses methods in Lithuanian Energy Institute. Там же, Ljubljana, Slovenia, April 12−162 010.
- Shevielov D. Application of Best Estimate Analysis Methods in Nuclear Safety in Ukraine. Там же, Ljubljana, Slovenia, April 12−16 2010.
- Tsvetanova E. Deterministic Safety Analysis Requirements and Approaches in Bulgaria. Там же, Ljubljana, Slovenia, April 12−16 2010.
- Hovhannisyan A. Limited use of best estimate codes plus evaluation of uncertainties (BEPU) in Safety Assessment of ANPP. Там же, Ljubljana, Slovenia, April 12−162 010.
- Pelayo F. Conservative deterministic analyses. Там же, Ljubljana, Slovenia, April 12−16 2010.
- Pelayo F. Applications of deterministic safety assessments. Там же, Ljubljana, Slovenia, April 12−162 010.
- Sharikpulov S. Estimation problems of the total calculation error of a thermohydraulic code at review of a nuclear power plant safety. Там же, Ljubljana, Slovenia, April 12−16 2010.
- Glaeser H. User Influence in Application of Thermal-Hydraulic Codes. Там же, Ljubljana, Slovenia, April 12−16 2010.
- Glaeser H. Evaluation of Licensing Margins of Nuclear Power Plants Using Best Estimate Methods Including Uncertainty Analysis. Там же, Ljubljana, Slovenia, April 12−162 010.
- Glaeser H. Description and Applications of GRS Method for Uncertainty and Sensitivity Evaluation of Code Results. Там же, Ljubljana, Slovenia, April 1216 2010.
- Glaeser H. Examples of Use of Uncertainty Methods and Results: OECD/CSNI Activities. Там же, Ljubljana, Slovenia, April 12−16 2010.
- D’Auria F. Qualification Needs and Tools for the Application of System Thermal-Hydraulic Codes. Там же, Ljubljana, Slovenia, April 12−16 2010.
- D’Auria F. The Origin of Uncertainty and The BEPU Approach. Там же, Ljubljana, Slovenia, April 12−16 2010.
- D’Auria F. The Uncertainty Methods. Там же, Ljubljana, Slovenia, April 1216 2010.
- D’Auria F. Significant Results from the Application of the BEPU Approach. Там же, Ljubljana, Slovenia, April 12−16 2010.
- Мигров Ю.А., Волкова С. Н., Гудошников А. Н. Анализ неопределённостей при численном моделировании проектной аварии «Течь из первого контура во второй АЭС с ВВЭР-440». Там же, Москва, 13−14 марта 2007, с. 81−90.
- Мелихов В.И., Мелихов О. И., Парфёнов Ю. В. Анализ чувствительности результатов расчёта кодом ATHLET экспериментального режима с большой течью теплоносителя на стенде БК В-213. Там же, Москва, 13−14 марта 2007, с. 91−98.
- Щепетильников Э.Ю., Полетаев Г. Н., Проклов В. Б. Детерминистическая методика расчёта неопределённости результатов моделирования теплогидравлическим кодом. Там же, Москва, 13−14 марта 2007, с. 49−67.
- Яшников Д.А., Миронов Ю. В., Радкевич В. Е., Афремов Д. А. Метод верификации кодов и анализа неопределённостей на основе экстраполяции точности обработки экспериментальных данных (CIAU/UMAE). Там же, Москва, 13−14 марта 2007, с. 81−83.
- Яшников Д.А., Миронов Ю. В., Радкевич В. Е., Афремов Д. А. Основные работы НИКИЭТ по анализу неопределённостей в 2002—2006 годах. Там же, Москва, 13−14 марта 2007, с. 75−80.
- Kaliatka A., Uspuras Е., Vaisnoras M. Uncertainty and sensitivity analysis of parameters affecting water hammer pressure wave behavior // Kerntechnik. 2006. Vol. 71. Iss. 5−6. P. 270−278.
- Kaliatka A. Vaisnoras M., Vileiniskis V. Best estimate analysis of group distribution header blockage events in RBMK-1500 reactors // Kerntechnik. 2005. Vol.70. Iss. 5−6. P. 270−276.
- Vileiniskis V., Kaliatka A., Uspuras E. Uncertainty analysis of one main circulation pump trip event at Ignalina NPP // Energetika. 2004. Nr. 1. P. 1−7.
- Cesna В., Rimkevicius S., Urbonavicius E., Babilas E. Reactor cavity and ALS thermal-hydraulic evaluation in the case of fuel channels ruptures at Ignalina NPP //Nuclear engineering and design. 2004. Vol. 232. P. 57−73.
- Калятка А., Вайшнорас M. Анализ неопределенности и чувствительности термогидравлических переходных процессов на атомных электростанциях. В сб. докл. СНИЯЭиП, Севастополь, 2004.
- Urbonas R., Kaliatka A., Uspuras E., Vileiniskis V. RBMK-1500 Accident Analysis Using BE Approach. Proceedings of Int. Meeting on Updates in Best
- Estimate Methods in Nuclear Installation Safety Analysis. Washington, USA, 14−18 November 2004, P. 177−184.
- Uspuras E., Rimkevicius S., Kaliatka A. Best-estimate approach for Ignalina NPP licensing process. ICONE-13, Beijing, China, May 16−20 2005.
- Vileiniskis V., Kaliatka A. Uncertainty and sensitivity analysis of MCPs' trip events at Ignalina NPP // Nuclear Engineering and Design. 2003. Vol. 224. P. 213−225.
- Wilks S. Determination of sample sizes for setting tolerance limits // Annals of Mathematical Statistics. 1941. Vol. 12. № 1. P. 91−96.
- Wilks S. Statistical prediction with special reference to the problem of tolerance limits // Annals of Mathematical Statistics. 1942. Vol. 13. № 4. P. 400−409.
- Уилкс С. Математическая статистика. M.: Наука, 1967. С. 343.
- Chojnacki Е., Qunsy A. The IPSN method for uncertainty and sensivity analysis and the associated software: SUNSET, ASME/ISME. ICONE 4. Loisiana, USA, 1996.
- Frepoli C., Kemper R., Ohkawa K. Realistic Large break LOCA Analysis of API000 with ASTRUM. NUTHOS-6, Nara, Japan, 2004.
- Frepoli C., Antoine S., Li X., Kemper R., Ohkawa K. API000 Best Estimate Large break LOCA Analysis performed with the Westinghouse Automatic Statistical Treatment of Uncertainty Method (ASTRUM). ICONE-13, Beijing, China, 2005.
- Guba A., Makai M., Lenard P. Statistical aspects of best estimate method // Reliability Engineering and System Safety. 2003. Vol. 80. P. 217−232.
- Hall B.D. Calculating uncertainty automatically in instrumentation systems. Measurement Standards Laboratory of New Zealand Lower Hutt, New Zealand, 2002.
- Taylor B.N., Kuyatt С. E. Guidelines for Evaluating and Expressing the Uncertainty of NIST Measurement results. United States Department of Commerce National Institute of Standards and Technology, 2002.
- International Atomic Energy Agency (IAEA). Evaluating the Reliability of Predictions MadeUsing Environmental Transfer Models. IAEA Safety Series 100, Vienna, Austria, 1989.
- Martz, H.F., Waller, R.A. Bayesian Reliability Analysis. John Wiley & Sons, New York, 1982.
- Morgan M.G., Henrion M. Uncertainty: A Guide to Dealing with Uncertainty in Quantitative Risk and Policy Analysis. Cambridge University Press, New York, 1990.
- McKay D., Conover W.J., Beckman R.J. A Comparison of Three Methods for selecting Values of Input Variables in the Analysis of Output from a Computer Code // Technometrics. 21. 239−45. 1979.
- Исламов P.T., Дядюра C.C., Аржаев K.A., Филиппов А. С., Артемьева М. М. Сравнение двух методов определения дефектов технических систем //Атомная Энергия. 2011. Т. 110. Вып. 6. С. 303−307.
- Деврой Л., Дьёрфи Л. Непараметрическое оценивание плотности. L1-подход. М.: Мир, 1988.
- Высочанский В.Б., Исламов Р. Т. Зависимость коэффициента стохастической аппроксимации от множества точек: Препринт №IBRAE-2003−02. М., 2003.
- D’Auria F., Giannotti W. Preliminary use of RELAP5 code with internal assessment of uncertainty. 7th international Conference on Nuclear Engineering, Tokyo, Japan, April 19−23 1999.
- D’Auria F., Giannotti W. «Development of Code with capability of Internal Assessment of Uncertainty"//Nuclear Technology. 131. 1. 159. 2000.
- Petruzzi A., D’Auria F., Ivanov K. A novel methodology of internal assessment of uncertainty for coupled three-dimensional neutronics/thermal-hydraulics system codes. NURETH-10, Seoul, Korea, 2003.
- D’Auria F., Petruzzi A., Giannotti W., Ivanov K. Methodology of Internal Assessment of Uncertainty and Extension to Neutron-Kinetics/Thermal-Hydraulics Coupled Codes // Nuclear Science and Engineering. 149. 1−26. February 2005.
- Яшников Д.А., Миронов Ю. В., Радкевич B.E., Журавлева Ю. В., Кузин А. В., Мокроусов К. А. Верификация моделей кодов улучшенной оценки: модели двухфазного потока кодов RELAP5 и КОРСАР // Атомная энергия, 2004. Т. 97. Вып. 6. С. 446−450.
- Яшников Д.А., Журавлева Ю. В., Мингалеева Г. С., Мокроусов К. А., Библиотека электронных баз теплофизических данных // Атомная энергия. 2007. Т. 102. Вып. 3. С. 158−163.
- RELAP5/MOD3. CODE MANUAL. Volume IV. Models and correlations. NUREG/CR-5535. June 1995.
- RELAP5/MOD3. CODE MANUAL. Volume I. Code structure, system models and solution methods. NUREG/CR-5535. June 1995.
- Groeneveld D., Cheng S., Doan T. AECL-UO critical heat flux lookup table // Heat Transfer Eng. 1986. 7. 1−2. P. 46−62.
- Кириллов П.Л., Бобков В. П., Болтенко Э. А. и др. Скелетные таблицы по критическим тепловым потокам // Атомная энергия. 1991. Т. 71. Вып. 1. С. 18−28.
- Бобков В.П., Виноградов В. Н., Греневельд Д. и др. Скелетная таблица версии 1995 г. для расчёта критического теплового потока в трубах // Теплоэнергетика. 1997. №. 10. С. 43−53.
- Кириллов П.Л., Терентьева М. И. Скелетные таблицы по расчету критического теплового потока в трубах для воды. История и версия 2006 г. // Атомная техника за рубежом. 2008. № 10. С. 3−18.
- Яшников Д.А., Афремов Д. А. Верификация методики расчета кризиса теплоотдачи кода RELAP5/mod3.2 на основе данных в моделях сборок РБМК // Атомная Энергия. 2011. Т. 110. Вып.5. С. 270−273.
- Яшников Д.А., Афремов Д. А., Миронов Ю. В. и др. Анализ неопределённости расчётов аварий с потерей теплоносителя для 1-го энергоблока Курской АЭС // Атомная энергия. 2005. Т. 98. Вып. 6. С. 422−428.
- Яшников Д. А., Афремов Д. А. Статистический анализ неопределённости теплогидравлических расчётов. В сб. докл. 14-й ежегодной Конференции молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам, Подольск, 21−22 марта 2012.