Сапожников Юрій Анатолійович. Аналіз проектних аварій для реакторної установки ВВЕР-1000 з використанням методики оцінки невизначеності даних

brief description

Сапожников Юрій Анатолійович. Аналіз проектних аварій для реакторної установки ВВЕР-1000 з використанням методики оцінки невизначеності даних : дис... канд. техн. наук: 05.14.14 / Одеський національний політехнічний ун-т. - О., 2005.

Сапожников Ю. А. Аналіз проектних аварій для реакторної установки ВВЕР-1000 з використанням методики оцінки невизначеності даних. Рукопис.
Дисертація на здобуття наукового ступеня кандидата технічних наук за спеціальністю 05.14.14 "Теплові і ядерні енергоустановки". Одеський Національний Політехнічний Університет, Одеса, 2005 рік.
Дисертаційна робота присвячена розробці аналізу проектних аварій з застосуванням методики оцінки невизначеності даних та подальшим уточненням отриманих результатів. Отримані результати показують недоліки аналізу проектних аварій з використанням класичного аналізу чутливості. Натомість, результати, отримані за допомогою запропонованої методики оцінки невизначеності даних з подальшим уточненням максимуму, дозволяють одержати, як максимально консервативні, так і реалістичні значення запасів до критеріїв прийнятності. Запропонована можливість отримання кількісної оцінки впливу кожного із змінних параметрів на аналізовану розрахункову величину, що дозволяє визначити пріоритетні напрями удосконалення конструктивних характеристик енергоблоків, що будуються, а також доробки систем діючих АЕС, що особливо важливо з погляду необхідності вживання заходів для продовження їх ресурсу.
Результати, одержані на підставі вказаної методики, приведені в остаточному Звіті по аналізу безпеки енергоблоків №2 Хмельницької АЕС і № 4 Рівненської АЕС, як найконсервативніші і обґрунтовані.

В роботі наводиться теоретичне узагальнення і вирішення науково технічної проблеми, яка полягає у необхідності розробки методики аналізу невизначеності даних для оцінки проектних аварій на РУ ВВЕР -1000 із застосуванням детерміністичного підходу. З цією метою проаналізовані наявні розрахункові обґрунтування, присвячені валідації коду і розрахункової моделі, з метою їх подальшого врахування при моделюванні з використанням аналізу невизначеності даних. Запропонована методика виконання аналізу невизначеності даних, апробована шляхом порівняння з результатами перехідних процесів, що мали місце на реальному об'єкті дослідження.
Методика аналізу невизначеності даних в своїй основі містить методику, розроблену в GRS, проте слід зауважити, що використання аналізу невизначеності з подальшим визначенням найконсервативніших результатів, а також застосування методики для специфічних умов аналізу проектних аварій, розроблені автором і використані у вказаному контекстівперше.
Впершезапропоновано використання залежності досліджуваної величини від змінних незалежних параметрів і знаходження максимуму функції з метою подальшої підстановки отриманого значення максимуму для виконання остаточного розрахунку, призначеному для уточнення максимуму досліджуваного запасу до порушення критерію прийнятності. Для оцінки ступеня інтерполяційного полінома одержуваного методом найменших квадратів, запропоноване використання методу асимптотичних рядів, який дозволяє відкинути «шуми», отримані при побудові поліному.
Запропонована методика дозволяє:

Одержати діапазон можливих значень, в якому може знаходитися шукана величина і відповідно дає кількісне уявлення про консерватизм, внесений в аналіз на підставі виконання розрахунку з використанням детерміністичних методів;
Уточнити результати, одержані при розрахунку з використанням аналізу невизначеності в межах деякого довірчого інтервалу, що принципово важливо з погляду аналізу безпеки.
Отримувати кількісну оцінку впливу кожного із змінних параметрів на аналізовану розрахункову величину. Вказана можливість, заснована на кореляційному аналізі, дозволила виробити рекомендації до удосконалення технічних характеристик устаткування ядерного енергоблоку в частині виконання критеріїв по тиску в устаткуванні першого контуру.

4. З використанням запропонованої методики аналізу невизначеності продемонстрований спосіб рішення проблеми втрати теплоносія першого контуру, при аварії з відривом кришки колектора парогенератора і незакриттям пароскидного пристрою. Для даної проектної аварії запропоновані дії оперативного персоналу, необхідні для вирівнювання тиску першого і другого контурів енергоблоку з метою недопущення руйнування активної зони ядерного реактора.
Результати дисертаційної роботи використані при розробці аналізу проектних аварій для енергоблоку №2 Хмельницької АЕС в Київському інституті "Енергопроект" (м. Київ, Україна), про що є відповідні документи про впровадження з ОП „Хмельницька АЕС” і ВАТ „Київський науково-дослідний і проектно-конструкторський інститут „Енергопроект”.