Numerical Simulation of the Natural Circulation Experiment in the PSB-VVER Test Facility Using the SOCRAT Code. Part 1. Analysis Model Development and Verification
DOI:
https://doi.org/10.24160/1993-6982-2025-2-136-144Keywords:
SOCRAT code, natural circulation, mathematical modeling, experimental simulation, PSB-VVER test facility, code validation, nuclear power plant safety, thermal-hydraulicsAbstract
The purpose of the study is to numerically simulate, using the SOCRAT computer code, the experiment on investigation of different natural circulation modes in the large-scale integral test facility PSB-VVER. Single-phase and two-phase natural circulation modes of the coolant are the main mechanism of decay heat removal from the core to the steam generators during accidents involving primary coolant leaks from the VVER reactor plant. The efficiency of natural circulation under the conditions of a partially filled primary coolant system is of crucial importance for the operation of passive safety systems during accidents accompanied by prolonged station blackout. For evaluating the SOCRAT code ability to model various natural circulation mechanisms and adequately predict the transition from one mode to another, the PSB-VVER test facility nodalization scheme was developed, which includes a reactor model, four circulation loops, a pressurizer, and steam generators. The coolant volume distribution along the vertical axis in the developed nodalization scheme and in the experimental facility has been presented as the analysis model verification. The obtained results are necessary for validating the SOCRAT code as applied to safety analysis of VVER-type reactor plants.
References
1. НП-006—16. Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности блока атомной станции с реактором типа ВВЭР.
2. 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.
3. 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.
4. Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants. Vienna: Intern. Atomic Energy Agency, 2005.
5. Кузнецов Д.Ю., Аминов Р.З., Юрин В.Е. Оценка уровня естественной циркуляции теплоносителя ВВЭР-1000 на основе опытных данных Балаковской АЭС // Атомная энергия. 2022. Т. 133. Вып. 4. С. 189—193.
6. D'Auria F. e. a. Scaling of Natural Circulation in PWR Systems // Nuclear Eng. and Design. 1991. V. 132. Pp. 187—205.
7. Validation Matrix for the Assessment of Thermal-hydraulic Codes for VVER LOCA and Transients. Paris: OECD Publ., 2001.
8. Блинков В.Н. и др. Верификация процедур по управлению авариями АЭС с ВВЭР-1000 на стенде ПСБ-ВВЭР // Новое в российской электроэнергетике. 2010. № 11. С. 21—33.
9. Блинков В.Н. и др. Исследование теплогидравлики ВВЭР в аварийных и переходных режимах на стенде ПСБ-ВВЭР // Вестник МЭИ. 2016. № 5. С. 11—18.
10. Елкин И.В. и др. Экспериментальные исследования на стенде ПСБ-ВВЭР теплогидравлики аварийных режимов на АЭС с ВВЭР-ТОИ // Технологии обеспечения жизненного цикла ЯЭУ. 2018. № 4. С. 61—73.
11. Cherubini M. e. a. RELAP5 Simulation of a Natural Circulation Test in the PSB-VVER Test Facility // Proc. 11th Intern. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics. Avignon, 2005. P. 542.
12. United States Nuclear Regulatory Commission. RELAP5/MOD3.3 Code Manual. V. 1—8. N.-Y: Information Services Laboratory Inc., 2001—2002.
13. Латкин Д.Ю., Петкевич И.Г. Выполнение претестовых расчётов и разработка экспериментальной программы стенда ПСБ-ВВЭР в рамках международного проекта АЯЭ ОЭСР «ETHARINUS» // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Физика ядерных реакторов». 2022. Вып. 3. С. 26—33.
14. Латкин Д.Ю., Петкевич И.Г. Результаты посттестового моделирования эксперимента «Закрытие отсечных клапанов при естественной циркуляции» на стенде ПСБ-ВВЭР // Там же. С. 123—128.
15. Аттестационный паспорт программы для электронных вычислительных машин № 537 от 28.12.2021. Программный комплекс КОРСАР/ГП.
16. Hosseini S.A. e. a. Analysis of the Natural Circulation Flow Map Uncertainties in an Integral Small Modular Reactor // Nuclear Eng. and Design. 2021. V. 378. P. 111156.
17. 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.
18. Elkin I.V. e. a. Natural Circulation Test. Experimental Data Rep. TACIS Project R2.03/97 Part A. Electrogorsk, 2005.
---
Для цитирования: Капустин А.В. Моделирование кодом СОКРАТ эксперимента по естественной циркуляции на стенде ПСБ-ВВЭР. Ч. 1. Разработка и верификация расчётной модели // Вестник МЭИ. 2025. № 2. С. 136—144. DOI: 10.24160/1993-6982-2025-2-136-144
#
1. NP-006—16. Trebovaniya k Soderzhaniyu Otcheta po Obosnovaniyu Bezopasnosti Bloka Atomnoy Stantsii s Reaktorom Tipa VVER. (in Russian).
2. 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).
3. 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.
4. Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants. Vienna: Intern. Atomic Energy Agency, 2005.
5. Kuznetsov D.Yu., Aminov R.Z., Yurin V.E. Otsenka Urovnya Estestvennoy Tsirkulyatsii Teplonositelya VVER-1000 na Osnove Opytnykh Dannykh Balakovskoy AES. Atomnaya Energiya. 2022;133;4:189—193. (in Russian).
6. D'Auria F. e. a. Scaling of Natural Circulation in PWR Systems. Nuclear Eng. and Design. 1991;132:187—205.
7. Validation Matrix for the Assessment of Thermal-hydraulic Codes for VVER LOCA and Transients. Paris: OECD Publ., 2001.
8. Blinkov V.N. i dr. Verifikatsiya Protsedur po Upravleniyu Avariyami AES s VVER-1000 na Stende PSB-VVER. Novoe v Rossiyskoy Elektroenergetike. 2010;11:21—33. (in Russian).
9. Blinkov V.N. i dr. Issledovanie Teplogidravliki VVER v Avariynykh i Perekhodnykh Rezhimakh na Stende PSB-VVER. Vestnik MEI. 2016;5:11—18. (in Russian).
10. Elkin I.V. i dr. Eksperimental'nye Issledovaniya na Stende PSB-VVER Teplogidravliki Avariynykh Rezhimov na AES s VVER-TOI. Tekhnologii Obespecheniya Zhiznennogo Tsikla YAEU. 2018;4:61—73. (in Russian).
11. Cherubini M. e. a. RELAP5 Simulation of a Natural Circulation Test in the PSB-VVER Test Facility. Proc. 11th Intern. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics. Avignon, 2005:542.
12. United States Nuclear Regulatory Commission. RELAP5/MOD3.3 Code Manual. V. 1—8. N.-Y: Information Services Laboratory Inc., 2001—2002.
13. Latkin D.Yu., Petkevich I.G. Vypolnenie Pretestovykh Raschetov i Razrabotka Eksperimental'noy Programmy Stenda PSB-VVER v Ramkakh Mezhdunarodnogo Proekta AYAE OESR «ETHARINUS». Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Fizika Yadernykh Reaktorov». 2022;3:26—33. (in Russian).
14. Latkin D.Yu., Petkevich I.G. Rezul'taty Posttestovogo Modelirovaniya Eksperimenta «Zakrytie Otsechnykh Klapanov pri Estestvennoy Tsirkulyatsii» na Stende PSB-VVER. Tam zhe:123—128. (in Russian).
15. Attestatsionnyy Pasport Programmy dlya Elektronnykh Vychislitel'nykh Mashin № 537 ot 28.12.2021. Programmnyy Kompleks KORSAR/GP. (in Russian).
16. Hosseini S.A. e. a. Analysis of the Natural Circulation Flow Map Uncertainties in an Integral Small Modular Reactor. Nuclear Eng. and Design. 2021;378:111156.
17. 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).
18. Elkin I.V. e. a. Natural Circulation Test. Experimental Data Rep. TACIS Project R2.03/97 Part A. Electrogorsk, 2005
---
For citation: Kapustin A.V. Numerical Simulation of the Natural Circulation Experiment in the PSB-VVER Test Facility Using the SOCRAT Code. Part 1. Analysis Model Development and Verification. Bulletin of MPEI. 2025;2:136—144. (in Russian). DOI: 10.24160/1993-6982-2025-2-136-144
2. 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.
3. 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.
4. Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants. Vienna: Intern. Atomic Energy Agency, 2005.
5. Кузнецов Д.Ю., Аминов Р.З., Юрин В.Е. Оценка уровня естественной циркуляции теплоносителя ВВЭР-1000 на основе опытных данных Балаковской АЭС // Атомная энергия. 2022. Т. 133. Вып. 4. С. 189—193.
6. D'Auria F. e. a. Scaling of Natural Circulation in PWR Systems // Nuclear Eng. and Design. 1991. V. 132. Pp. 187—205.
7. Validation Matrix for the Assessment of Thermal-hydraulic Codes for VVER LOCA and Transients. Paris: OECD Publ., 2001.
8. Блинков В.Н. и др. Верификация процедур по управлению авариями АЭС с ВВЭР-1000 на стенде ПСБ-ВВЭР // Новое в российской электроэнергетике. 2010. № 11. С. 21—33.
9. Блинков В.Н. и др. Исследование теплогидравлики ВВЭР в аварийных и переходных режимах на стенде ПСБ-ВВЭР // Вестник МЭИ. 2016. № 5. С. 11—18.
10. Елкин И.В. и др. Экспериментальные исследования на стенде ПСБ-ВВЭР теплогидравлики аварийных режимов на АЭС с ВВЭР-ТОИ // Технологии обеспечения жизненного цикла ЯЭУ. 2018. № 4. С. 61—73.
11. Cherubini M. e. a. RELAP5 Simulation of a Natural Circulation Test in the PSB-VVER Test Facility // Proc. 11th Intern. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics. Avignon, 2005. P. 542.
12. United States Nuclear Regulatory Commission. RELAP5/MOD3.3 Code Manual. V. 1—8. N.-Y: Information Services Laboratory Inc., 2001—2002.
13. Латкин Д.Ю., Петкевич И.Г. Выполнение претестовых расчётов и разработка экспериментальной программы стенда ПСБ-ВВЭР в рамках международного проекта АЯЭ ОЭСР «ETHARINUS» // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Физика ядерных реакторов». 2022. Вып. 3. С. 26—33.
14. Латкин Д.Ю., Петкевич И.Г. Результаты посттестового моделирования эксперимента «Закрытие отсечных клапанов при естественной циркуляции» на стенде ПСБ-ВВЭР // Там же. С. 123—128.
15. Аттестационный паспорт программы для электронных вычислительных машин № 537 от 28.12.2021. Программный комплекс КОРСАР/ГП.
16. Hosseini S.A. e. a. Analysis of the Natural Circulation Flow Map Uncertainties in an Integral Small Modular Reactor // Nuclear Eng. and Design. 2021. V. 378. P. 111156.
17. 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.
18. Elkin I.V. e. a. Natural Circulation Test. Experimental Data Rep. TACIS Project R2.03/97 Part A. Electrogorsk, 2005.
---
Для цитирования: Капустин А.В. Моделирование кодом СОКРАТ эксперимента по естественной циркуляции на стенде ПСБ-ВВЭР. Ч. 1. Разработка и верификация расчётной модели // Вестник МЭИ. 2025. № 2. С. 136—144. DOI: 10.24160/1993-6982-2025-2-136-144
#
1. NP-006—16. Trebovaniya k Soderzhaniyu Otcheta po Obosnovaniyu Bezopasnosti Bloka Atomnoy Stantsii s Reaktorom Tipa VVER. (in Russian).
2. 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).
3. 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.
4. Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants. Vienna: Intern. Atomic Energy Agency, 2005.
5. Kuznetsov D.Yu., Aminov R.Z., Yurin V.E. Otsenka Urovnya Estestvennoy Tsirkulyatsii Teplonositelya VVER-1000 na Osnove Opytnykh Dannykh Balakovskoy AES. Atomnaya Energiya. 2022;133;4:189—193. (in Russian).
6. D'Auria F. e. a. Scaling of Natural Circulation in PWR Systems. Nuclear Eng. and Design. 1991;132:187—205.
7. Validation Matrix for the Assessment of Thermal-hydraulic Codes for VVER LOCA and Transients. Paris: OECD Publ., 2001.
8. Blinkov V.N. i dr. Verifikatsiya Protsedur po Upravleniyu Avariyami AES s VVER-1000 na Stende PSB-VVER. Novoe v Rossiyskoy Elektroenergetike. 2010;11:21—33. (in Russian).
9. Blinkov V.N. i dr. Issledovanie Teplogidravliki VVER v Avariynykh i Perekhodnykh Rezhimakh na Stende PSB-VVER. Vestnik MEI. 2016;5:11—18. (in Russian).
10. Elkin I.V. i dr. Eksperimental'nye Issledovaniya na Stende PSB-VVER Teplogidravliki Avariynykh Rezhimov na AES s VVER-TOI. Tekhnologii Obespecheniya Zhiznennogo Tsikla YAEU. 2018;4:61—73. (in Russian).
11. Cherubini M. e. a. RELAP5 Simulation of a Natural Circulation Test in the PSB-VVER Test Facility. Proc. 11th Intern. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics. Avignon, 2005:542.
12. United States Nuclear Regulatory Commission. RELAP5/MOD3.3 Code Manual. V. 1—8. N.-Y: Information Services Laboratory Inc., 2001—2002.
13. Latkin D.Yu., Petkevich I.G. Vypolnenie Pretestovykh Raschetov i Razrabotka Eksperimental'noy Programmy Stenda PSB-VVER v Ramkakh Mezhdunarodnogo Proekta AYAE OESR «ETHARINUS». Voprosy Atomnoy Nauki i Tekhniki. Seriya «Fizika Yadernykh Reaktorov». 2022;3:26—33. (in Russian).
14. Latkin D.Yu., Petkevich I.G. Rezul'taty Posttestovogo Modelirovaniya Eksperimenta «Zakrytie Otsechnykh Klapanov pri Estestvennoy Tsirkulyatsii» na Stende PSB-VVER. Tam zhe:123—128. (in Russian).
15. Attestatsionnyy Pasport Programmy dlya Elektronnykh Vychislitel'nykh Mashin № 537 ot 28.12.2021. Programmnyy Kompleks KORSAR/GP. (in Russian).
16. Hosseini S.A. e. a. Analysis of the Natural Circulation Flow Map Uncertainties in an Integral Small Modular Reactor. Nuclear Eng. and Design. 2021;378:111156.
17. 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).
18. Elkin I.V. e. a. Natural Circulation Test. Experimental Data Rep. TACIS Project R2.03/97 Part A. Electrogorsk, 2005
---
For citation: Kapustin A.V. Numerical Simulation of the Natural Circulation Experiment in the PSB-VVER Test Facility Using the SOCRAT Code. Part 1. Analysis Model Development and Verification. Bulletin of MPEI. 2025;2:136—144. (in Russian). DOI: 10.24160/1993-6982-2025-2-136-144
Downloads
Published
2024-12-16
Issue
Section
Nuclear Power Plants, Fuel Cycle, Radiation Safety (Technical Sciences) (2.4.9)
