Комплекс программ для вероятностных расчетов термомеханики тепловыделяющих элементов
Авторы: Богатырь С.М., Галанин М.П., Горбунов-Посадов М.М., Гусев А.С., Еременко А.С., Ермаков А.В.
Опубликовано в выпуске: #4(4)/2012
DOI: 10.18698/2308-6033-2012-4-142
Раздел: Математическое моделирование
Отражены результаты анализа известных литературных источников по использованию вероятностных методик расчета термомеханики твэлов в различных режимах и выбора методики расчета методом Монте-Карло. Разработан программный код (комплекс) CaPpaPI (Complex of Programs for Probability Investigations) вероятностных расчетов, реализующий алгоритм вероятностных расчетов поведения твэла на основе метода Монте-Карло с использованием кодов START-3 и RAPTA-5.2 и теплогидравлических условий, рассчитываемых кодом RELAP/SCDAPSIM. Описана архитектура разработанного кода. Представлено описание реализации многовариантного расчета решения задачи и графический интерфейс. Приведены результаты работы кода. Код учитывает неопределенности входных параметров, погрешности эмпирических корреляций и погрешности расчетных моделей. Код позволяет получать реалистические оценки основных критериальных параметров твэлов в авариях типа LOCA, например, максимальной температуры оболочки, максимальной эквивалентной степени окисления оболочки и др. с оценками их неопределенностей в виде границ доверительного интервала с заданным уровнем доверия.
Литература
[1] US Federal Law 10 Code of Federal Regulation // Part 50 and Appendices
[2] Boyack B., et al. Quantifying reactor safety margins // Nuclear Engineering and Design. – 1990. – Vol. 119. Issue 1. – P. 1–117
[3] Young M.Y., et al., Application of code scaling applicability and uncertainty methodology to the large break loss of coolant // Nuclear Engineering and Design. – 1998. – Vol. 186. – Issue 1. – P. 39–52
[4] Zhang J., et al. Application of the WCOBRA/TRAC best-estimate methodology to the AP600 large-break LOCA analysis // Nuclear Engineering and Design. – 1998. – Vol. 186. – Issue 1. – P. 279–301
[5] Ortiz M.G., Ghan L.S. Uncertainty analysis of minimum vessel liquid inventory during a small break LOCA in a Babcock and Wilcox Plant: an Application of the CSAU methodology using the RELAP5/MOD3 computer code // Rep, NUREC/CR-5818, EGG-2665, Idaho National Engineering Lab., ID (1992)
[6] Best estimate safety analysis for nuclear power plants: uncertainty evaluation // Safety reports series No. 52. International Atomic Energy Agency, Vienna, 2008
[7] Glaeser H. GRS Method for Uncertainty and Sensitivity Evaluation of Code Results and Applications, Science and Technology of Nuclear Installations, 2008
[8] Комплекс программ CaPpaPI для проведения вероятностных расчетов термомеханики тепловыделяющих элементов / С.М. Богатырь, М.П. Галанин, М.М. Горбунов-Посадов, А.С. Гусев и др. // Препринт ИПМ им. М.В. Келдыша РАН. – 2012. В печати
[9] Галанин М.П., Савенков Е.Б. Методы численного анализа математических моделей. – М.: Изд-во МГТУ им. Н.Э. Баумана, 2010. – 591 с.
[10] Медведев А.В., Богатырь С.М., Корыстин Л.В., Кузнецов В.И., Лаговский В.Б., Хвостов Г.А., Бибилашвили Ю.К. СТАРТ-3: Программа для прочностного и теплофизического расчета полномасштабного твэла в базовых и маневренных режимах работы твэлов тепловых и быстрых реакторов // ФНР ЯРБ, регистрационный номер 76 паспорта аттестации программного средства от 22.09.97. 11. Программное средство РАПТА-5.2 // НТЦ ЯРБ Ростехнадзора, паспорт аттестации ПС № 299 от 29.09.2011
[11] RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4 Code Manual. Innovative Systems Software, LLC, 2003
[12] U.S. Nuclear Regulatory Commission, “Standard Review Plan”, NUREGЏ0800, Rev.3
[13] Wilks S.S., Determination of sample sizes for setting tolerance limits // Annals of Mathematical Statistics. – 1941. – Vol. 12. – P. 91–96
[14] Glaeser H. Uncertainty evaluation of thermal-hydraulic code results“, Best estimate methods in nuclear installation safety analysis // Proc. Int. Mtg. Washington, DC, 2000. American Nuclear Society, La Grange Park, IL (2000) CD-ROM
[15] Pal L. and Makai M. Remarks on statistical aspects of safety analysis of complex systems // KEKI Atomic Energy Research Institute H-1525 Budapest 114 POB 49 Hungary, 2002