Анализ чувствительности для запроектных аварий энергоблока с ВВЭР-1200
Ключевые слова:
регулирующие органы, запроектные аварии, анализ чувствительности, отказ по общей причине систем программируемой автоматики, коэффициенты корреляции
Аннотация
В соответствии с последними требованиями российских и зарубежных регулирующих органов моделирование запроектных аварий должно сопровождаться анализом чувствительности результатов к допускам исследуемых параметров. Результатом анализа чувствительности является определение степени влияния каждой из неопределенностей на исследуемые параметры.
В рамках настоящей работы применена общепринятая методика к проведению анализа чувствительности запроектной аварии «Потеря неаварийного питания переменным током вспомогательного станционного оборудования (обесточивание АЭС) с отказом по общей причине систем программируемой автоматики» для проверки возможности ее использования при анализе запроекных аварий, поскольку ранее анализы запроектных аварий не сопровождались выполнением анализа чувствительности.
Результатами анализа чувствительности стали:
значения, характеризующие разброс критериальных параметров (максимальная температура оболочек, максимальное давление первого и второго контура);
коэффициенты ранговой корреляции Спирмена;
графики плотности распределения и графики распределений результатов расчета.
Представлена методика выполнения анализов чувствительности ЗПА без плавления топлива с плотным первым контуром, позволяющая в полной мере учесть требования международных и российских надзорных органов. Она может быть распространена на все проекты реакторных установок с ВВЭР.
Литература
1. Specific Safety Guide No. SSG-2 (Rev. 1). Deterministic Safety Analysis for Nuclear Power Plants. Vienna: International Atomic Energy Agency, 2019.
2. НП-001—15. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций.
3. РБ-166—20. Рекомендации по оценке погрешностей и неопределенностей результатов расчетных анализов безопасности атомных станций.
4. OECD/CSNI Workshop on Best Estimate Methods and Uncertainty Evaluations: Workshop Proc. 2011.
5. Forte A. e. a. Review Study on Uncertainty Methods for Thermal-hydraulic Computer Codes. Luxembourg: Euroatom, 1994.
6. D’Aura F. e. a. Current Status of Methodologies Evaluating the Uncertainty in the Prediction of Thermal-hydraulic Phenomina in Nuclear Reactors // Proc. Intern. Symp. Two-phase Flow Modeling and Experimentation. Rome, 1995.
7. Prosek A., Mavko B. Review of Best Estimate Plus Uncertainty Methods of Thermal-hydraulic Safety Analysis // Intern. Conf. Nuclear Energy for Central Europe. 2003. P. 211.1—211.8.
8. Bucalossi A., Petruzzi A. Role of Best Estimate Plus Uncertainty Methods in Major Nuclear Power Plant Modifications // J. Nuclear Sci. and Technol. 2010. V. 47(8). Pp. 671—683.
9. Best Estimate Safety Analysis for Nuclear Power Plants: Uncertainty Evaluation. Vienna: International Atomic Energy Agency, 2008.
10. Glaeser H. GRS Method for Uncertainty and Sensitivity Evaluation of Code and Applications // Sci. and Technol. Nuclear Installations. 2008. Pp. 1—7.
11. Дэйвид Г. Порядковые статистики. М.: Наука, 1979.
12. Уилкс С. Математическая статистика. М.: Наука, 1967.
13. Бочаров П.П. Печинкин А.В. Теория вероятностей. Математическая статистика. М.: Физматлит, 2005.
14. Кобзарь А.И. Прикладная математическая статистика. М.: Физматлит, 2006.
15. Ikonen T., Tulkki V. The Importance of Input Interactions in the Uncertainty and Sensitivity Analysis of Nuclear Fuel Behavior // Nuclear Eng. and Design. 2014. V. 275. Pp. 229—241.
16. Mohanty S. e. a. History and Value of Uncertainty and Sensitivity Commission and Center for Nuclear Waste Regulatory Analyses. 2011.
17. Hamby D.M. A Comparison of Sensitivity Analysis Techniques // Health Phys. 1995. V. 68(2). Pp. 195—204.
18. BEMUSE Phase III Rep. Uncertainty and Sensitivity Analysis of the LOFT L2-5 Test. 2007.
19. Kloss M. SUSA Version 4.1. Software for Uncertainty and Sensitivity Analyses, User’s Guide and Tutorial. GRS-P-5, Rev. 4. Garching, 2018.
20. Свид-во о регистрации программы для ЭВМ № 2016619262 РФ. ТРАП-КС / Зайцев С.И. и др.
21. Hong I.S., Oh D.Y, Kim I.G. Generic Application of Wilks’ Tolerance Limit Evaluation Approach to Nuclear Safety // OESD/CSNI Workshop on Best Estimate Methods and Uncertainty Evaluations. 2011. Pp. 16—25
---
Для цитирования: Полевой М.А Анализ чувствительности для запроектных аварий энергоблока с ВВЭР-1200 // Вестник МЭИ. 2024. № 5. С. 131—148. DOI: 10.24160/1993-6982-2024-5-131-148
#
1. Specific Safety Guide No. SSG-2 (Rev. 1). Deterministic Safety Analysis for Nuclear Power Plants. Vienna: International Atomic Energy Agency, 2019.
2. NP-001—15. Obshchie Polozheniya Obespecheniya Bezopasnosti Atomnykh Stantsiy. (in Russian).
3. RB-166—20. Rekomendatsii po Otsenke Pogreshnostey i Neopredelennostey Rezul'tatov Raschetnykh Analizov Bezopasnosti Atomnykh Stantsiy. (in Russian).
4. OECD/CSNI Workshop on Best Estimate Methods and Uncertainty Evaluations: Workshop Proc. 2011.
5. Forte A. e. a. Review Study on Uncertainty Methods for Thermal-hydraulic Computer Codes. Luxembourg: Euroatom, 1994.
6. D’Aura F. e. a. Current Status of Methodologies Evaluating the Uncertainty in the Prediction of Thermal-hydraulic Phenomina in Nuclear Reactors. Proc. Intern. Symp. Two-phase Flow Modeling and Experimentation. Rome, 1995.
7. Prosek A., Mavko B. Review of Best Estimate Plus Uncertainty Methods of Thermal-hydraulic Safety Analysis. Intern. Conf. Nuclear Energy for Central Europe. 2003:211.1—211.8.
8. Bucalossi A., Petruzzi A. Role of Best Estimate Plus Uncertainty Methods in Major Nuclear Power Plant Modifications. J. Nuclear Sci. and Technol. 2010;47(8):671—683.
9. Best Estimate Safety Analysis for Nuclear Power Plants: Uncertainty Evaluation. Vienna: International Atomic Energy Agency, 2008.
10. Glaeser H. GRS Method for Uncertainty and Sensitivity Evaluation of Code and Applications. Sci. and Technol. Nuclear Installations. 2008:1—7.
11. Deyvid G. Poryadkovye Statistiki. M.: Nauka, 1979. (in Russian).
12. Uilks S. Matematicheskaya Statistika. M.: Nauka, 1967. (in Russian).
13. Bocharov P.P. Pechinkin A.V. Teoriya Veroyatnostey. Matematicheskaya Statistika. M.: Fizmatlit, 2005. (in Russian).
14. Kobzar' A.I. Prikladnaya Matematicheskaya Statistika. M.: Fizmatlit, 2006. (in Russian).
15. Ikonen T., Tulkki V. The Importance of Input Interactions in the Uncertainty and Sensitivity Analysis of Nuclear Fuel Behavior. Nuclear Eng. and Design. 2014;275:229—241.
16. Mohanty S. e. a. History and Value of Uncertainty and Sensitivity Commission and Center for Nuclear Waste Regulatory Analyses. 2011.
17. Hamby D.M. A Comparison of Sensitivity Analysis Techniques. Health Phys. 1995;68(2):195—204.
18. BEMUSE Phase III Rep. Uncertainty and Sensitivity Analysis of the LOFT L2-5 Test. 2007.
19. Kloss M. SUSA Version 4.1. Software for Uncertainty and Sensitivity Analyses, User’s Guide and Tutorial. GRS-P-5, Rev. 4. Garching, 2018.
20. Svid-vo o Registratsii Programmy dlya EVM № 2016619262 RF. TRAP-KS. Zaytsev S.I. i dr. (in Russian).
21. Hong I.S., Oh D.Y, Kim I.G. Generic Application of Wilks’ Tolerance Limit Evaluation Approach to Nuclear Safety. OESD/CSNI Workshop on Best Estimate Methods and Uncertainty Evaluations. 2011:16—25
---
For citation: Polevoi M.A. Sensitivity Analysis for Design Extension Conditions of a VVER-1200 Power Unit. Bulletin of MPEI. 2024;5:130—148. (in Russian). DOI: 10.24160/1993-6982-2024-5-131-148
2. НП-001—15. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций.
3. РБ-166—20. Рекомендации по оценке погрешностей и неопределенностей результатов расчетных анализов безопасности атомных станций.
4. OECD/CSNI Workshop on Best Estimate Methods and Uncertainty Evaluations: Workshop Proc. 2011.
5. Forte A. e. a. Review Study on Uncertainty Methods for Thermal-hydraulic Computer Codes. Luxembourg: Euroatom, 1994.
6. D’Aura F. e. a. Current Status of Methodologies Evaluating the Uncertainty in the Prediction of Thermal-hydraulic Phenomina in Nuclear Reactors // Proc. Intern. Symp. Two-phase Flow Modeling and Experimentation. Rome, 1995.
7. Prosek A., Mavko B. Review of Best Estimate Plus Uncertainty Methods of Thermal-hydraulic Safety Analysis // Intern. Conf. Nuclear Energy for Central Europe. 2003. P. 211.1—211.8.
8. Bucalossi A., Petruzzi A. Role of Best Estimate Plus Uncertainty Methods in Major Nuclear Power Plant Modifications // J. Nuclear Sci. and Technol. 2010. V. 47(8). Pp. 671—683.
9. Best Estimate Safety Analysis for Nuclear Power Plants: Uncertainty Evaluation. Vienna: International Atomic Energy Agency, 2008.
10. Glaeser H. GRS Method for Uncertainty and Sensitivity Evaluation of Code and Applications // Sci. and Technol. Nuclear Installations. 2008. Pp. 1—7.
11. Дэйвид Г. Порядковые статистики. М.: Наука, 1979.
12. Уилкс С. Математическая статистика. М.: Наука, 1967.
13. Бочаров П.П. Печинкин А.В. Теория вероятностей. Математическая статистика. М.: Физматлит, 2005.
14. Кобзарь А.И. Прикладная математическая статистика. М.: Физматлит, 2006.
15. Ikonen T., Tulkki V. The Importance of Input Interactions in the Uncertainty and Sensitivity Analysis of Nuclear Fuel Behavior // Nuclear Eng. and Design. 2014. V. 275. Pp. 229—241.
16. Mohanty S. e. a. History and Value of Uncertainty and Sensitivity Commission and Center for Nuclear Waste Regulatory Analyses. 2011.
17. Hamby D.M. A Comparison of Sensitivity Analysis Techniques // Health Phys. 1995. V. 68(2). Pp. 195—204.
18. BEMUSE Phase III Rep. Uncertainty and Sensitivity Analysis of the LOFT L2-5 Test. 2007.
19. Kloss M. SUSA Version 4.1. Software for Uncertainty and Sensitivity Analyses, User’s Guide and Tutorial. GRS-P-5, Rev. 4. Garching, 2018.
20. Свид-во о регистрации программы для ЭВМ № 2016619262 РФ. ТРАП-КС / Зайцев С.И. и др.
21. Hong I.S., Oh D.Y, Kim I.G. Generic Application of Wilks’ Tolerance Limit Evaluation Approach to Nuclear Safety // OESD/CSNI Workshop on Best Estimate Methods and Uncertainty Evaluations. 2011. Pp. 16—25
---
Для цитирования: Полевой М.А Анализ чувствительности для запроектных аварий энергоблока с ВВЭР-1200 // Вестник МЭИ. 2024. № 5. С. 131—148. DOI: 10.24160/1993-6982-2024-5-131-148
#
1. Specific Safety Guide No. SSG-2 (Rev. 1). Deterministic Safety Analysis for Nuclear Power Plants. Vienna: International Atomic Energy Agency, 2019.
2. NP-001—15. Obshchie Polozheniya Obespecheniya Bezopasnosti Atomnykh Stantsiy. (in Russian).
3. RB-166—20. Rekomendatsii po Otsenke Pogreshnostey i Neopredelennostey Rezul'tatov Raschetnykh Analizov Bezopasnosti Atomnykh Stantsiy. (in Russian).
4. OECD/CSNI Workshop on Best Estimate Methods and Uncertainty Evaluations: Workshop Proc. 2011.
5. Forte A. e. a. Review Study on Uncertainty Methods for Thermal-hydraulic Computer Codes. Luxembourg: Euroatom, 1994.
6. D’Aura F. e. a. Current Status of Methodologies Evaluating the Uncertainty in the Prediction of Thermal-hydraulic Phenomina in Nuclear Reactors. Proc. Intern. Symp. Two-phase Flow Modeling and Experimentation. Rome, 1995.
7. Prosek A., Mavko B. Review of Best Estimate Plus Uncertainty Methods of Thermal-hydraulic Safety Analysis. Intern. Conf. Nuclear Energy for Central Europe. 2003:211.1—211.8.
8. Bucalossi A., Petruzzi A. Role of Best Estimate Plus Uncertainty Methods in Major Nuclear Power Plant Modifications. J. Nuclear Sci. and Technol. 2010;47(8):671—683.
9. Best Estimate Safety Analysis for Nuclear Power Plants: Uncertainty Evaluation. Vienna: International Atomic Energy Agency, 2008.
10. Glaeser H. GRS Method for Uncertainty and Sensitivity Evaluation of Code and Applications. Sci. and Technol. Nuclear Installations. 2008:1—7.
11. Deyvid G. Poryadkovye Statistiki. M.: Nauka, 1979. (in Russian).
12. Uilks S. Matematicheskaya Statistika. M.: Nauka, 1967. (in Russian).
13. Bocharov P.P. Pechinkin A.V. Teoriya Veroyatnostey. Matematicheskaya Statistika. M.: Fizmatlit, 2005. (in Russian).
14. Kobzar' A.I. Prikladnaya Matematicheskaya Statistika. M.: Fizmatlit, 2006. (in Russian).
15. Ikonen T., Tulkki V. The Importance of Input Interactions in the Uncertainty and Sensitivity Analysis of Nuclear Fuel Behavior. Nuclear Eng. and Design. 2014;275:229—241.
16. Mohanty S. e. a. History and Value of Uncertainty and Sensitivity Commission and Center for Nuclear Waste Regulatory Analyses. 2011.
17. Hamby D.M. A Comparison of Sensitivity Analysis Techniques. Health Phys. 1995;68(2):195—204.
18. BEMUSE Phase III Rep. Uncertainty and Sensitivity Analysis of the LOFT L2-5 Test. 2007.
19. Kloss M. SUSA Version 4.1. Software for Uncertainty and Sensitivity Analyses, User’s Guide and Tutorial. GRS-P-5, Rev. 4. Garching, 2018.
20. Svid-vo o Registratsii Programmy dlya EVM № 2016619262 RF. TRAP-KS. Zaytsev S.I. i dr. (in Russian).
21. Hong I.S., Oh D.Y, Kim I.G. Generic Application of Wilks’ Tolerance Limit Evaluation Approach to Nuclear Safety. OESD/CSNI Workshop on Best Estimate Methods and Uncertainty Evaluations. 2011:16—25
---
For citation: Polevoi M.A. Sensitivity Analysis for Design Extension Conditions of a VVER-1200 Power Unit. Bulletin of MPEI. 2024;5:130—148. (in Russian). DOI: 10.24160/1993-6982-2024-5-131-148
Опубликован
2024-06-18
Выпуск
Раздел
Ядерные энергетические установки, топливный цикл, радиационная безопасность (технические науки) (2.4.9)
