Моделирование кодом СОКРАТ эксперимента по естественной циркуляции на стенде ПСБ-ВВЭР. Ч. 2. Результаты моделирования и оценка погрешности расчёта

Андрей [Andrey] Владимирович [V.] Капустин [Kapustin]

doi:10.24160/1993-6982-2025-3-100-109

Андрей [Andrey] Владимирович [V.] Капустин [Kapustin]

DOI: https://doi.org/10.24160/1993-6982-2025-3-100-109

Ключевые слова: код СОКРАТ, естественная циркуляция, математическое моделирование, экспериментальное моделирование, стенд ПСБ-ВВЭР, валидация кодов, безопасность атомных станций, теплогидравлика

Аннотация

Представленная публикация является продолжением работы «Моделирование кодом СОКРАТ эксперимента по естественной циркуляции на стенде ПСБ-ВВЭР. Часть 1. Разработка и верификация расчётной модели». Цел исследования — численное моделирование кодом СОКРАТ эксперимента по исследованию различных режимов естественной циркуляции на крупномасштабном интегральном стенде ПСБ-ВВЭР. Одно- и двухфазная естественные циркуляции теплоносителя — основной механизм отвода остаточного тепловыделения от активной зоны к парогенераторам во время аварий с течами из первого контура реакторной установки ВВЭР. Эффективность естественной циркуляции в условиях частично заполненного первого контура имеет определяющее значение при работе пассивных систем безопасности во время аварий, сопровождающихся длительным обесточиванием. С целью оценки способности кода СОКРАТ-В1/В2 моделировать различные механизмы естественной циркуляции и адекватно предсказывать переход между режимами, выполнен расчёт эксперимента по исследованию естественной циркуляции, проведённого на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР. Разработана нодализационная схема интегрального стенда, включающая в себя модель реактора, четыре циркуляционные петли, компенсатор давления и парогенераторы. В выполненных расчетах воспроизведены как стадия дренирования теплоносителя из первого контура, так и стадия заполнения первого контура. Получено хорошее совпадение расчетных и экспериментальных результатов для всех основных параметров, характеризующих естественную циркуляцию. Определены границы переходов между различными режимами ЕЦ в зависимости от массы теплоносителя в первом контуре. Проведена оценка погрешности расчета массы в первом контуре, при которой начинается разогрев активной зоны. Полученные результаты необходимы для валидации кода СОКРАТ применительно к анализу безопасности реакторных установок типа ВВЭР.

Сведения об авторе

Андрей [Andrey] Владимирович [V.] Капустин [Kapustin]

научный сотрудник Института проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук, e-mail: kapustin@ibrae.ac.ru

Литература

1. Свид-во о гос. регистрации программы для ЭВМ № 2010610562 РФ. Программа для численного моделирования внутрикорпусной стадии запроектных аварий на реакторных установках с водой под давлением (СОКРАТ-В1/В2) / В.Ф. Стрижов и др.
2. Bolshov L.A. e. a. Results of SOCRAT Code Development, Validation and Applications for NPP Safety Assessment Under Severe Accidents // Nuclear Eng. and Design. 2019. V. 341. Pp. 326—345.
3. Мелихов О.И. и др. Экспериментальные исследования на крупномасштабном интегральном стенде ПСБ-ВВЭР-1000 в 2001 — 2006 гг. // ЭНИЦ 1957 — 2007. Итоговый отчет. Электрогорск: ФГУП «ЭНИЦ», 2007. С. 189—219.
4. Elkin I.V. e. a. Natural Circulation Test. Experimental Data Rep. TACIS Project R2.03/97 Part A. Electrogorsk, 2005.
5. РБ-166—20. Рекомендации по оценке погрешностей и неопределенностей результатов расчетных анализов безопасности атомных станций.
6. Долганов К.С. и др. Оценка возможности кода СОКРАТ моделировать процессы растворения диоксидуранового топлива жидким цирконием // Атомная энергия. 2018. Т. 125. № 2. С. 79—85.
7. Dolzhenkov E.A. e. a. Estimation of System Code SOCRAT/V3 Accuracy to Simulate the Heat Transfer in a Pool of Volumetrically Heated Liquid on the Basis of BAFOND Experiments // Annals of Nuclear Energy. 2021. V. 151. P. 107902.
8. D'Auria F. e. a. Scaling of Natural Circulation in PWR Systems // Nuclear Eng. and Design. 1991. V. 132. Pp. 187—205.
---
Для цитирования: Капустин А.В. Моделирование кодом СОКРАТ эксперимента по естественной циркуляции на стенде ПСБ-ВВЭР. Ч. 2. Результаты моделирования и оценка погрешности расчёта // Вестник МЭИ. 2025. № 3. С. 100—109. DOI: 10.24160/1993-6982-2025-3-100-109
#
1. Svid-vo o Gos. Registratsii Programmy dlya EVM № 2010610562 RF. Programma dlya Chislennogo Modelirovaniya Vnutrikorpusnoy Stadii Zaproektnykh Avariy na Reaktornykh Ustanovkakh s Vodoy pod Davleniem (SOKRAT-V1/V2). V.F. Strizhov i dr. (in Russian).
2. Bolshov L.A. e. a. Results of SOCRAT Code Development, Validation And Applications for NPP Safety Assessment Under Severe Accidents. Nuclear Eng. and Design. 2019;341:326—345.
3. Melikhov O.I. i dr. Eksperimental'nye Issledovaniya na Krupnomasshtabnom Integral'nom Stende PSB-VVER-1000 v 2001 — 2006 gg. ENITS 1957 — 2007. Itogovyy Otchet. Elektrogorsk: FGUP «ENITS», 2007:189—219. (in Russian).
4. Elkin I.V. e. a. Natural Circulation Test. Experimental Data Rep. TACIS Project R2.03/97 Part A. Electrogorsk, 2005.
5. RB-166—20. Rekomendatsii po Otsenke Pogreshnostey i Neopredelennostey Rezul'tatov Raschetnykh Analizov Bezopasnosti Atomnykh Stantsiy. (in Russian).
6. Dolganov K.S. i dr. Otsenka Vozmozhnosti Koda SOKRAT Modelirovat' Protsessy Rastvoreniya Dioksiduranovogo Topliva Zhidkim Tsirkoniem. Atomnaya Energiya. 2018;125;2:79—85. (in Russian).
7. Dolzhenkov E.A. e. a. Estimation of System Code SOCRAT/V3 Accuracy to Simulate the Heat Transfer in a Pool of Volumetrically Heated Liquid on the Basis of BAFOND Experiments. Annals of Nuclear Energy. 2021;151:107902.
8. D'Auria F. e. a. Scaling of Natural Circulation in PWR Systems. Nuclear Eng. and Design. 1991;132:187—205
---
For citation: Kapustin A.V. Simulation of the Natural Circulation Experiment in the PSB-VVER Test Facility Using the SOCRAT Code. Part 2. Simulation Results and Estimation of Modeling Errors. Bulletin of MPEI. 2025;3:100—109. (in Russian). DOI: 10.24160/1993-6982-2025-3-100-109