vestiftИзвестия Национальной академии наук Беларуси. Серия физико-технических наукProceedings of the National Academy of Sciences of Belarus. Physical-technical series1561-83582524-244XThe Republican Unitary Enterprise Publishing House "Belaruskaya Navuka"10.29235/1561-8358-2020-65-2-224-234vestift-602Research ArticleДИАГНОСТИКА И БЕЗОПАСНОСТЬ ТЕХНИЧЕСКИХ И ПРИРОДНЫХ СИСТЕМDIAGNOSTICS AND SAFETY OF TECHNICAL AND ENVIRONMENT SYSTEMSМоделирование аварийных процессов, протекающих в защитной оболочке АЭС с водо-водяным энергетическим реакторомModeling the emergency processes proceeding in the containment of NPP with water-water energy reactorТретинниковД. Л.TretinnikovD. L.

Третинников Денис Леонидович – научный сотрудник

р-н д. Прилесье, Луговослободской с/с, 47/22, 223063, Минский р-н, Минская обл.

Denis L. Tretinnikov – Researcher

47/22 Prilesye district, Lugovaya Sloboda village council, Minsk district, 223063, Minsk region

trdl@list.ruДойниковаА. В.DoinikovaA. V.

Дойникова Анастасия Вячеславовна – младший научный сотрудник

р-н д. Прилесье, Луговослободской с/с, 47/22, 223063, Минский р-н, Минская обл.

Anastasiya V. Doinikova – Junior Researcher

47/22 Prilesye district, Lugovaya Sloboda village council, Minsk district, 223063, Minsk region

sirius1991dav_asa@mail.ruНагулаП. К.NagulaP. K.

Нагула Петр Константинович – кандидат технических наук, заведующий лабораторией

р-н д. Прилесье, Луговослободской с/с, 47/22, 223063, Минский р-н, Минская обл.

Petr K. Nagula – Ph. D. (Engineering), Head of the Laboratory

47/22 Prilesye district, Lugovaya Sloboda village council, Minsk district, 223063, Minsk region

nagulapk@mail.ruОбъединенный институт энергетических и ядерных исследований – Сосны Национальной академии наук БеларусиJoint Institute for Power and Nuclear Research – Sosny of the National Academy of Science of Belarus202007072020652224234Copyright © Третинников Д.Л., Дойникова А.В., Нагула П.К., 20202020Третинников Д.Л., Дойникова А.В., Нагула П.К.Tretinnikov D.L., Doinikova A.V., Nagula P.K.Данная работа распространяется под лицензией Creative Commons Attribution 4.0.This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.https://vestift.belnauka.by/jour/article/view/602

Представлены результаты расчетного моделирования развития аварии в защитной оболочке АЭС с реакторной установкой ВВЭР-1000 с помощью программного средства COCOSYS. В качестве объекта исследования рассматривалась защитная оболочка Балаковской АЭС с реакторной установкой ВВЭР-1000/В-320. Приведены результаты расчета параметров среды в защитной оболочке в условиях запроектной аварии с «большой» течью из первого контура при следующих исходных событиях: разрыв главного циркуляционного трубопровода Ду850 полным сечением на входе в реактор с одновременным отказом всех источников переменного тока, включая дизель-генераторы на длительный период, без вмешательства оперативного персонала. Выполнено сравнение полученных результатов с аналогичными расчетами, проведенными с помощью аттестованного Ростехнадзором программного средства АНГАР, которое используется российскими специалистами. Результаты расчетов по обоим программным средствам хорошо согласуются: аварийный режим развивается по подобным сценариям, максимальное отклонение абсолютных величин давления составляет менее 10 %. Сделан вывод, что программное средство COCOSYS позволяет проводить расчетную оценку процессов, протекающих в защитной оболочке реактора при аварийных режимах на АЭС, и может быть использовано для независимой оценки обоснования безопасности АЭС, требуемой нормами МАГАТЭ.

The article presents the results of computational modeling of the development of accidents in the containment of NPP with water-water energy reactor (WWER) using the COCOSYS software. The containment of the Balakovo NPP with WWER-1000/V-320 was selected as the object of study. The results of the calculation of environmental parameters in the containment during a beyond design basis accident with a “large” leak from the primary circuit at the following initial events: break of the main circulation pipeline DN850 with a full cross section at the reactor inlet, with simultaneous failure of all AC sources including diesel generators for a long period, without operating personnel intervention. A comparison of the results of calculations with the results obtained using the ANGAR software certified by Rostekhnadzor is performed. The calculation results are in good agreement: emergency scenarios are similar; the maximum deviation from absolute pressure values is less than 10 %. Thus, it was concluded that the analysis of processes occurring in the NPP containment during an accident can be performed using the COCOSYS code. This software can be used to independent safety assessment of NPP required by the IAEA standards.

компьютерное моделированиеатомная электростанциязащитная оболочкареакторная установкаводо-водяной энергетический реакторcomputer simulationnuclear power plantcontainmentreactor unitwater-water energetic reactorReferencesКавун, О. Ю. Расчеты теплопередачи и гидродинамики, связанные нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты, моделирование нестационарных и аварийных процессов / О. Ю. Кавун, С. Л. Соловьев, Р. А. Шевченко // Совет по аттестации программных средств при Ростехнадзоре 25 лет на службе безопасности: сб. публикаций. – М.: ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2016. – 122 с.Kavun O. Yu., Soloviev S. L., Shevchenko R. A. Calculations of heat transfer and hydrodynamics, coupled neutron-physical and thermal-hydraulic calculations, simulation of non-stationary and emergency processes. Sovet po attestatsii programmnykh sredstv pri Rostekhnadzore 25 let na sluzhbe bezopasnosti: sbornik publikatsii [Software Certification Council under Rostekhnadzor 25 years in the security service: collection of publications]. Moscow, SEC NRS, 2016. 122 p. (in Russian).Расчет параметров парогазовой среды в защитной оболочке ВВЭР-1000/В-320 при тяжелой запроектной аварии с учетом работы системы аварийного фильтруемого сброса газов [Электронный ресурс] / Ю. А. Звонарев [и др.] // Сборник трудов 9-й Международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», Подольск, 19–22 мая 2015 г.. – Подольск: ОКБ «Гидропресс», 2015. – Режим доступа: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2015/autorun/article91-ru.htm – Дата доступа: 25.04.2019.Zvonarev Yu. A., Budaev M. A., Kobzar V. L., Konobev A. V., Shmelkov Yu. B.Calculation of parameters of the vapor-gas medium in the containment of the WWER-1000/V-320 in a severe beyond design basis accident taking into account the operation of the system of emergency filtered gas discharge. Sbornik trudov 9-y Mezhdunarodnoi nauchno-tekhnicheskoi konferentsii “Obespecheniye bezopasnosti AES s VVER” [Proc. of 9th Int. Scientific and Technical Conference “Safety of NPP with WWER”]. Podolsk, OKB “Gidropress”, 2015. Available at: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2015/autorun/article91-ru.htm (accessed 25 April 2019) (in Russian).Семенович, О. В. Контейнментные коды: аналит. обзор / О. В. Семенович, А. Н. Тишкович, А. В. Дойникова. – Минск: НАН Беларуси, Объед. ин-т энергет. и ядер. исслед. – Сосны, 2017. – 35 с. – (Препринт ОИЭЯИ-72).Semenovich O. V., Tishkovich A. N., Doinikova A. V. Containment Codes: Analytical Review. Preprint OIEYAI-72. Minsk, National Academy of Sciences of Belarus, JIPNR – Sosny, 2017. 35 p. (in Russian).Основное оборудование реакторного отделения [Электронный ресурс] / М-во Рос. Федерации по атомной энергии, Концерн «Энергоатом», Балаковская атомная электростанция, Служба подготовки персонала. – Режим доступа: http://bib.convdocs.org/v10948/?cc=1&view=pdf – Дата доступа: 25.04.2019.The main equipment of the reactor department. Available at: http://www.bib.convdocs.org/v10948/?cc=1&view=pdf (accessed 25 April 2019) (in Russian).Технологические системы реакторного отделения. Ч. 1: Системы безопасности [Электронный ресурс] / М-во Рос. Федерации по атомной энергии, Концерн «Энергоатом», Балаковская атомная электростанция, Служба подготовки персонала. – Режим доступа: http://bib.convdocs.org/v10948/?cc=2&view=pdf – Дата доступа: 25.04.2019.Technological systems of the reactor compartment. Part 1. Security systems. Available at: http://www.bib.convdocs.org/v10948/?cc=2&view=pdf (accessed 25 April 2019) (in Russian).Технологические системы реакторного отделения. Ч. 2: Вспомогательные системы [Электронный ресурс] / М-во Рос. Федерации по атомной энергии, Концерн «Энергоатом», Балаковская атомная электростанция, Служба подготовки персонала. – Режим доступа: http://bib.convdocs.org/v10948/?cc=3&view=pdf – Дата доступа: 25.04.2019.Technological systems of the reactor compartment. Part 2. Auxiliary systems. Available at: http://www.bib.convdocs.org/v10948/?cc=3&view=pdf (accessed 25 April 2019) (in Russian).Моделирование поведения продуктов деления в защитной оболочке с помощью расчетного комплекса СОКРАТ [Электронный ресурс] / В. М. Алипченков [и др.] // Сборник трудов 7-й Международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», Подольск, 17–20 мая 2011 г. – Подольск: ОКБ «Гидропресс», 2011. – Режим доступа: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2011/autorun/article42-ru.htm – Дата доступа: 25.04.2019.Alipchenkov V. M., Kiselev A. E., Tsaun S. V., Strizhov V. F., Tkachenko A. V., Konstantinov S. A., Maltsev M. B, Peresadko V. G., Kozlov D. I. Modeling the behavior of fission products in the containment using the SOKRAT computational complex. Sbornik trudov 7-i Mezhdunarodnoi nauchno-tekhnicheskoi konferentsii “Obespecheniye bezopasnosti AES s VVER” [Proc. of the 7th Int. Scientific and Technical Conference “Safety of NPP with WWER”]. Podolsk, OKB “Gidropress”, 2011. Available at: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2011/autorun/article42-ru.htm (accessed 25 April 2019) (in Russian).

The authors declare that there are no conflicts of interest present.