ČESKÉ VYSOKÉ UČENÍ TECHNICKÉ V PRAZE

ČESKÉ VYSOKÉ UČENÍ TECHNICKÉ V PRAZE
TEZE K DISERTAČNÍ PRÁCI
České vysoké učení technické v Praze
Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská
Katedra jaderných reaktorů
Ing. Radim Meca
Pokročilá „Best Estimate“ metodika pro bezpečnostní analýzy
a její aplikace na iniciační událost roztržení konce parního
kolektoru PG na JE Temelín
Doktorský studijní program: Aplikace přírodních věd
Studijní obor: Jaderné inženýrství
Teze disertace k získání akademického titulu "doktor", ve zkratce "Ph.D."
Praha, prosinec 2013
2
Disertační práce byla vypracována v kombinované formě doktorského studia
na katedře jaderných reaktorů Fakulty jaderné a fyzikálně inženýrské ČVUT
v Praze.
Uchazeč: Ing. Radim Meca
Oddělení Bezpečnostní analýzy
ÚJV Řež, a. s.
Školitel: Ing. Jiří Macek, CSc.
Oddělení Bezpečnostní analýzy
ÚJV Řež, a. s.
Oponenti: Prof. Ing. Bedřich Heřmanský, CSc.
Ing. Alexandr Miasnikov, CSc,
Ing. Ivan Tinka, CSc.
Teze byly rozeslány dne: ...............................
Obhajoba disertace se koná dne 23.1.2014 v 9.00 hod. před komisí pro
obhajobu disertační práce ve studijním oboru Jaderné inženýrství v zasedací
místnosti č. L 144 Fakulty jaderné a fyzikálně inženýrské ČVUT v Praze.
S disertací je možno se seznámit na děkanátě Fakulty jaderné a fyzikálně
inženýrské ČVUT v Praze, na oddělení pro vědeckou a výzkumnou činnost,
Břehová 7, Praha 1.
Prof. Ing. Marcel Miglierini, Dr.Sc.
předseda komise pro obhajobu disertační práce
ve studijním oboru
Jaderné inženýrství
Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská ČVUT, Břehová 7, Praha 1
3
1. SOUČASNÝ STAV PROBLEMATIKY................................................. 6
1.1 KONZERVATIVNÍ ANALÝZY ................................................................. 7
1.2 BEST ESTIMATE ANALÝZY ................................................................... 8
2. CÍLE DISERTAČNÍ PRÁCE................................................................ 10
3. METODY ZPRACOVÁNÍ .................................................................... 11
3.1 STATISTICKÉ VYHODNOCOVÁNÍ ....................................................... 11
3.2 METODICKÝ POSTUP ......................................................................... 14
3.3 VÝPOČETNÍ NÁSTROJE ...................................................................... 14
3.4 VALIDACE .......................................................................................... 16
3.5 PŘENOSITELNOST NEURČITOSTÍ ....................................................... 16
3.6 VYHODNOCOVÁNÍ.............................................................................. 16
4. VÝSLEDKY ............................................................................................ 17
4.1 METODICKÝ NÁVOD ÚPLNÉ BEST ESTIMATE METODY ..................... 17
4.2 APLIKACE POSTUPU NA KONKRÉTNÍ INICIAČNÍ UDÁLOST ............... 19
2.1.1 Výběr experimentálního zařízení a experimentu ........................ 19
2.1.2 Výpočet experimentu .................................................................. 21
4.1.1.1 Výpočetní model .............................................................................21
4.1.1.2 Referenční výpočet .........................................................................22
4.1.1.3 Statistická analýza...........................................................................26
2.1.3 Výpočet experimentu s modelem elektrárny ............................... 29
4.1.1.4 Referenční výpočet .........................................................................30
4.1.1.5 Statistická analýza...........................................................................31
2.1.4 Výpočet elektrárny...................................................................... 35
4.1.1.6 Výpočetní model .............................................................................35
4.1.1.7 Iniciační událost ..............................................................................36
4.1.1.8 Kritéria přijatelnosti ........................................................................37
4.1.1.9 Referenční výpočet .........................................................................37
4.1.1.10 Statistická analýza.........................................................................38
5. ZÁVĚR .................................................................................................... 44
Seznam v tezích použité literatury.……………………………………….... 47
Seznam prací disertanta vztahujících se k disertaci..………………………..48
Ohlasy / Bez ohlasů a recenzí.………………………………………………50
SUMMARY..………………………………………………………….….…50
RESUMÉ …………………………………………………………………...51
4
Seznam zkratek
ANSI
American National Standards Institute
ATHLET
Analysis of THermal-hydraulics of LEaks and Transient
(systémový termohydraulický výpočetní program)
a. z.
aktivní zóna
BE
Best-Estimate (realistický)
CFR
Code of Federal Regulations
DNBR
Departure from nucleate bowling radio (rezerva do krize
varu)
GRS
Gesellschaft für Anlangen - und Reaktorsicherheit mbH
HP
horký proutek
HZP
hot zero power (horký nevýkonový stav bloku)
IAEA
International Atomic Energy Agency
I.O
primární okruh
II.O
sekundární okruh
IU
iniciační událost
JE
jaderná elektrárna
KP
kritérium přijatelnosti
PG
parní generátor
PSB-VVER
experimentální zařízení v Elektrogorsku v Rusku
PpBZ
předprovozní bezpečnostní zpráva
RČA
rychločinná armatura
RZV
rychlozávěrný ventil
SUSA
Software for Uncertainty and Sensitivity Analyse
(statistický výpočetní nástroj)
TH
termohydraulika, termohydraulický
USNRC
United States Nuclear Regulatory Commission
VVER
vodo-vodní energetický reaktor
5
1. SOUČASNÝ STAV PROBLEMATIKY
Prokazování dosažené úrovně bezpečnosti jaderných elektráren je
pomocí bezpečnostních analýz postulovaných iniciačních událostí počítaných
systémovými termohydraulickými a neutronově-fyzikálními programy.
Bezpečnostní analýzy předpovídají průběh odezvy jaderné elektrárny na
definované iniciační události. Oceňují riziko provozu jaderné elektrárny a
ukazují, jak jsou splněny bezpečnostní požadavky proti úniku radioaktivních
látek po iniciačních událostech, které nastávají nebo mohou nastat během
celého rozsahu provozních podmínek. Cílem bezpečnostních analýz je
prokázání splnění příslušných kritérií přijatelnosti daných iniciačních
událostí.
Podle atomového zákona [1] je bezpečnost českých jaderných elektráren
zajištěna na základě Předběžné bezpečnostní zprávy (PpBZ). Splnění
obecných kritérií přijatelnosti obsažených ve vyhlášce [2] je prokázováno
bezpečnostními analýzami reprezentativních (bounding) iniciačních událostí
prezentovanými v kap. 15 PpBZ „Havarijní analýzy“ [3]. Rozsah a formát
havarijních analýz vychází z dokumentů SÚJB (Vyhláška 195/99),
amerických dokumentů ANSI, CFR, USNRC a doporučení a návodů IAEA.
Bezpečnostní zpráva vychází z osnovy definované v RG 1.70, Revision 3 [4],
která je SÚJB akceptovaná. Bezpečnostní analýzy jsou hodnoceny v souladu
s dokumentem NUREG 800 [5].
Na základě kombinace použitého výpočetního programu a uvažovaných
předpokladů výpočtů je možné rozdělit přístup ke zpracování bezpečnostních
analýz do několika skupin:
 provedení výpočtů konzervativními výpočetními programy s
konzervativními podmínkami,
 provedení výpočtů best estimate výpočetními programy s
konzervativními podmínkami,
 provedení výpočtů pomocí best estimate výpočetních programů s
realistickými počátečními a okrajovými podmínkami a s využitím
výsledků analýzy neurčitosti s ohledem na hodnocené kritérium
přijatelnosti.
Určení možných kombinací je na základě stanovení dvou důležitých
kategorií informací, a to předpokladu o dostupnosti systémů elektrárny
(normální provozní systémy, řídicí systémy, bezpečnostní systémy) a ostatní
data jako např. počáteční a okrajové podmínky.
Přehled možných kombinací použitých výpočetních programů a
vstupních souborů pro bezpečnostní analýzy uvádí následující tabulka.
6
Tabulka 1:Souhrn přístupů k provádění bezpečnostních analýz
Využitý
výpočetní
program
Počáteční a
okrajové
podmínky
Dosažitelnost
systémů
Přístup
Konzervativní
konzervativní
konzervativní
konzervativní
předpoklady
deterministický
Kombinovaná
best estimate
konzervativní
konzervativní
předpoklady
deterministický
Best estimate
s uvážením
neurčitostí
vstupních dat
a modelů
best estimate
realistické
+
neurčitosti
konzervativní
předpoklady
deterministický
Pravděpodobnostní
s uvážením
neurčitostí
vstupních dat a
modelů
best estimate
realistické
+
neurčitosti
na základě
PSA
pravděpodobnostní
Metodika
V současné době je u bezpečnostních analýz uplatňován tzv.
„kombinovaný přístup“, tedy výpočet procesu počítaný programy nejlepšího
odhadu (ATHLET, RELAP, DYN3D, COCOSYS) s uplatněním
konzervativismu v počátečních a okrajových podmínkách a předpokladech
dostupnosti a činnosti zařízení elektrárny.
V poslední revizi bezpečnostní zprávy JE Temelín [3] jsou vybrané
iniciační události variantně vyhodnoceny best estimate přístupem
vyznačeným v tabulce barevně.
1.1 Konzervativní analýzy
Konzervativní přístup k bezpečnostním analýzám zajišťuje, že výpočet
iniciační události hodnocené podle daných kritérií přijatelnosti je ohraničen
konzervativními „bouding“ hodnotami.
Výběr jak počátečních a okrajových podmínek, charakteristik použitých
materiálů a dalších podmínek výpočtů, tak předpoklady v nastavení a
dostupnosti systémů a zařízení je proveden způsobem, který vede k
pesimistickým (konzervativním) výsledkům vzhledem k hodnocenému
kritériu přijatelnosti. Při výběru konzervativních předpokladů se vychází
z doporučení výrobců a provozovatelů elektráren [4]. Je uplatněno kritérium
jednoduché poruchy, která způsobí ztrátu očekávané bezpečnostní funkce.
7
Nevýhoda tohoto přístupu spočívá v tom, že neumožňuje definovat
žádnou rezervu mezi odezvou skutečné elektrárny a odezvou konzervativně
vypočítanou. Konzervativní přístup rovněž neposkytuje informaci o
skutečném časovém rozvoji havarijního procesu a odezvách zařízení.
Konzervativní přístup nelze použít pro vývoj a přípravu havarijních postupů
(Emergency Operating Procedures) a řízení havárií (Accident Management)
na jaderných elektrárnách, ale pouze k jejich kontrole.
Konzervativní přístup představuje relativně rychlou metodu, ale pro
potvrzení konzervativnosti (obálkovosti) tento přístup vyžaduje v některých
případech provedení řady vyhledávacích (citlivostních) výpočtů. Výsledkem
bezpečnostní analýzy je pouze konstatování, zda-li byla příslušná kritéria
přijatelnosti splněna a s jakou rezervou.
1.2 Best estimate analýzy
V posledních několika letech jsou k bezpečnostnímu hodnocení
vybraných iniciačních událostí nově vyvíjeny moderní pokročilé best
estimate metodiky s využitím neurčitostí tzv. BEPU ‚‚Best Estimate Plus
Uncertainity‘‘.
Doporučení k jejich použití pro bezpečnostní analýzy a popis je uveden
v IAEA Safety Reports Series No. 52 [6]. Od roku 1996 CSNI (Commitee on
the Safety of Nuclear Installations), která zajišťuje mezinárodní kooperaci
v jaderné bezpečnosti mezi členskými státy OECD [7], zavádí využití
metodiky nejlepšího odhadu (best estimate) v bezpečnostních analýzách
jaderných elektráren. Tento přístup kombinuje výpočetní program nejlepšího
odhadu, realistická data (parametry elektrárny, počáteční a okrajové
podmínky) a realistický scénář nehody. Jelikož se jedná o bezpečnostní
analýzy, uvažují se ve výpočtech konzervativní předpoklady pouze v
dostupnosti a činnosti systémů.
U bezpečnostních analýz zpracovaných best estimate přístupem jsou
specifická kritéria přijatelnosti daných iniciačních událostí porovnávána
s horním (tlak, teplota) nebo dolním (DNBR) tolerančním limitem hodnocené
neurčité výstupní veličiny vhodnou statistickou neurčitostní analýzou. Míra
citlivosti jednotlivých vstupních neurčitostí na výslednou hodnocenou
neurčitou veličinu je stanovována pomocí Spearmanových korelačních
koeficientů statistickou citlivostní analýzou.
Hlavním požadavkem na best estimate výpočetní model je prokázání, že
výpočet realisticky popisuje chování jaderné elektrárny během daného
procesu (předpokládané havárie). Pro ocenění neurčitosti výsledků musí být
provedeno porovnání výsledků výpočtů s naměřenými hodnotami
8
relevantního experimentu a musí být identifikovány a oceněny neurčitosti
vstupního výpočetního modelu a použitého výpočetního programu.
Best estimate přístup zajišťuje předpovězené chování jaderné elektrárny
s danou neurčitostí, tedy že aktuální hodnota výstupní neurčité veličiny se
nachází v neurčitostním pásmu např. mezi horním a dolním statistickým
limitem v případě dvoustranného tolerančního limitu.
Vypočítaná výsledná neurčitost výstupní veličiny představuje při použití
best estimate přístupu míru skutečné rezervy elektrárny. Z tohoto důvodu je
možné provést eliminaci zbytečného konzervativismu v bezpečnostních
analýzách. Tento přístup umožňuje provozovateli využít nadbytečné rezervy
do splnění příslušných kritérií přijatelnosti.
Na následujícím obrázku je schematicky znázorněn rozdíl ve stanovení
bezpečnostních rezerv konzervativním a best estimate přístupem. U
konzervativního přístupu jsou výsledky vyjádřeny sadou konzervativních
podmínek omezených akceptačními kritérii, zatímco u best estimate analýzy
jsou výsledky vyjádřeny statistickým neurčitostním pásmem počítané
neurčité výstupní veličiny.
Obrázek 1: Ilustrace bezpečnostních rezerv
9
2. CÍLE DISERTAČNÍ PRÁCE
Hlavním cílem předkládané disertační práce je návrh a popis celého
metodického postupu pro efektivní provádění bezpečnostních analýz úplným
best estimate přístupem a jeho konkrétní aplikace na nejvíce provozně
omezující iniciační událost, kterou je roztržení konce parního kolektoru
parního generátoru na jaderné elektrárně VVER-1000/320 Temelín.
Stěžejní část práce je zaměřena na návrh způsobu prokazování
přenositelnosti identifikovaných vstupních neurčitostí z výpočtu experimentů
na výpočty vhodných událostí jaderné elektrárny a konkrétní aplikace na
zvolené iniciační události.
Účel práce spočívá zejména v následujících oblastech:
-
rozbor možných přístupů k bezpečnostnímu hodnocení událostí a
zdůvodnění výhod a nevýhod jednotlivých metod,
-
popis a zdůvodnění moderního best estimate přístupu s využitím
statistické analýzy k vyhodnocení bezpečnosti konkrétní iniciační
události,
-
vytipování vhodného plnotlakého integrálního experimentálního
zařízení, které modeluje jadernou elektrárnu s reaktorem typu
VVER-1000,
-
výběr relevantního experimentu za účelem validace vstupního
modelu elektrárny Temelín pro výpočty komplikované události
velkého úniku chladiva ze sekundárního okruhu, která vede
k asymetrickému vychlazování primárního okruhu a způsobuje
významné změny prostorového generování výkonu v aktivní zóně,
-
validace výpočetního modelu experimentálního zařízení na základě
zvoleného experimentu,
-
detailní rozbor přechodového procesu a identifikace všech
potenciálně důležitých neurčitostí výpočetních modelů a parametrů
zvoleného programu, jež mají potenciální vliv na posuzovanou
neurčitou výstupní veličinu a statistické vyhodnocení neurčitosti a
citlivostí,
-
validace výpočetního modelu jaderné elektrárny Temelín na základě
výpočtu identického experimentu,
-
přenos vstupních neurčitostí z výpočtu experimentu s modelem
zařízení na stejný výpočet s modelem elektrárny,
10
-
statistické vyhodnocení neurčitosti a citlivosti stejné výstupní
veličiny,
-
prokázání přenositelnosti identifikovaných neurčitostí na základě
dosažené podobnosti statistických neurčitostních pásem obou
výpočtů a shody parametrů s největší citlivostí na posuzovanou
výstupní veličinu,
-
detailní rozbor a popis havarijního procesu vybrané iniciační
události roztržení konce parního kolektoru PG na jaderné elektrárně
Temelín,
-
identifikace tzv. vnějších neurčitostí (např. chyby měření, nastavení
systémů, odezvy instrumentací apod.) elektrárny vzhledem
k vyhodnocovanému kritériu přijatelnosti,
-
redukce velkého počtu vstupních neurčitostí na základě výsledku
předběžné statistické citlivostní analýzy,
-
definování finálního seznamu vstupních neurčitostí s významným
vlivem na hodnocenou neurčitou výstupní veličinu, provedení
statistické neurčitostní a citlivostní analýzy,
-
bezpečnostní vyhodnocení iniciační události (stanovení neurčitosti
výstupních veličin, určení rezervy do dosažení daných kritérií
přijatelnosti a zvýšené rezervy vůči konzervativnímu výpočtu).
Disertační práce představuje nejen explicitní vyjádření zvýšené
bezpečnosti elektrárny u jedné z klíčových událostí, ale především ucelené
provedení úplné bezpečnostní analýzy moderním přístupem nejlepšího
odhadu.
Výsledky disertační práce je možné zhodnotit jak z hlediska bezpečnosti
jaderné elektrárny a jejího provozu, ekonomiky, legislativy, tak pro zpřesnění
termohydraulických výpočtů a dalšího vývoje a zpracování bezpečnostních
analýz best estimate přístupem.
3. METODY ZPRACOVÁNÍ
3.1 Statistické vyhodnocování
Termohydraulické a neutronově-fyzikální modely výpočetních
programů, se kterými se provádějí bezpečnostní analýzy, predikují fyzikální
chování základních fyzikálních jevů, ke kterým dochází během havarijních
procesů jaderné elektrárny. Výpočet každého termohydraulického procesu je
11
zatížen nějakou neurčitostí. Výsledná neurčitost zahrnuje dílčí neurčitosti
jednotlivých procesů, neurčitosti programových modelů, neurčitosti
výpočetních modelů elektrárny a vstupních parametrů (nodalizace,
akceptance výchozího stavu, vyhodnocení a kvalita výsledků, efekt měřítka
(geometrické rozdíly a neschopnost reprodukovat některé fyzikální jevy) a
další neurčité vlivy. Tyto všechny neurčitosti mají svůj podíl jak na průběhu
celého řešeného procesu tak na jeho hodnocení.
Výpočty a výsledky výpočtů tedy nejsou absolutně přesné, ale neurčité.
Zdroje neurčitostí výpočtů termohydraulickými výpočetními programy je
možné rozdělit na tzv. vnitřní a vnějších neurčitosti. Vnitřní neurčitosti jsou
dané aplikovatelností fyzikálně-matematických modelů naprogramovaných
ve výpočetních programech nejlepšího odhadu (modely, korelace). Vnější
neurčitosti představují neurčitosti elektrárny (vstupní parametry, chyby
měření, nastavení systémů, odezvy instrumentace apod.).
Statistické vyhodnocení těchto neurčitostí bylo provedeno subjektivní
pravděpodobnostní metodou GRS [8] a [9] s využitím statistického
softwarového nástroje SUSA. U GRS metody využívající neparametrickou
statistickou analýzu založenou na Wilksově rovnici nezávisí počet
opakovacích výpočtů na počtu vstupních neurčitostí, ale pouze na
statistických limitech spolehlivosti. Detailní porovnání jednotlivých metod je
provedeno v [10], [11] a [12].
Důvody výběru pravděpodobnostní GRS metody byly následující:
- dostupnost metody i softwaru v ÚJV Řež, a.s.,
- metoda je poměrně hodně používaná,
- dobrý popis a prezentace,
- úzká dvoustranná spolupráce mezi ÚJV Řež, a.s. a GRS,
- nezávislost na konkrétním výpočetním programu,
- nejsou potřeba rozsáhlé databáze experimentálních dat,
- počet časově náročných opakovacích výpočtů nezáleží na počtu
neurčitých vstupních parametrů, ale na statistických limitech
spolehlivosti (Wilksův vztah).
Neparametrické metody jsou takové, které nepotřebují téměř žádné
předpoklady o znalosti statistického rozdělení. Pokud informace existuje, lze
ji zhodnotit. Obvykle stačí splnění jen velmi obecných podmínek, např. že
distribuční funkce rozdělení základního souboru je spojitá.
Neurčitost náhodných veličin je popsána rozdělením pravděpodobnosti
a definována pomocí intervalů jejich možných hodnot a funkcí subjektivního
rozdělení pravděpodobnosti v tomto intervalu. Tato funkce kvantitativně
vyjadřuje stav znalostí o vstupních neurčitostech. Subjektivní rozdělení
pravděpodobnosti kvantitativně popisuje stav znalosti vstupní neurčitosti
12
parametru a odvozuje se na základě experimentálních hodnot, úsudku expertů
či pozorování, či na základě zkušeností z verifikace výpočetního programu.
Základní rysy GRS metody jsou následující:
- subjektivní rozdělení pravděpodobnosti neurčitostí,
- není omezení počtu neurčitých parametrů, počet potřebných výpočtů
se nezvýší,
- počet opakovacích výpočtů závisí na dvou parametrech – na
spolehlivosti  a pravděpodobnosti ,
- ke stanovení minimálního počtu potřebných výpočtů pro dosažení
požadované spolehlivosti využívá Wilksova vztahu,
- statistická neurčitostní a citlivostní analýza výstupního parametru.
Minimální počet požadovaných opakovacích výpočtů pro zajištění
požadované pravděpodobnosti a spolehlivosti byl stanoven na základě
Wilksovy formule. Aby se vypočítané hodnoty s 95% pravděpodobností ( =
0,95) nacházely mezi dvoustranným tolerančním limitem se spolehlivostí
95 % ( = 0,95), je minimální počet nutných opakovacích výpočtů n = 93.
Minimální počet potřebných analýz pro dosažení vyžadované
pravděpodobnosti a spolehlivosti je dán rovnicí, která má pro dvoustranný
statistický toleranční limit tvar:
1 - αn – n (1 - α) α n-1 ≥ β,
kde: n je minimální počet nutných výpočtů pro dosažení požadované
spolehlivosti (při větším počtu výpočtů se dosahuje vyšší spolehlivost),
 (0 <  <1) je požadovaný rozsah, interval,
 (0 <  <1) je požadovaná jistota, spolehlivost.
Vygenerování matice vektorů s neurčitými parametry byl proveden
generátorem v programu SUSA.
Následují tabulka uvádí minimální potřebný rozsah náhodných výběrů
vektorů neurčitostí pro výpočty dvoustranných statistických tolerančních
limitů.
Tabulka 2 Minimální rozsah výpočtů pro dvoustranný toleranční limit
13
Pro odhad dvoustranných tolerančních mezí ( =  = 0.95) je potřeba
minimální rozsah 93 výpočtů, které zaručí, že s 95 % pravděpodobností se
budou výsledky nacházet mezi dolním a horním tolerančním limitem se
spolehlivostí 95 %.
3.2 Metodický postup
Pro návrh moderního pokročilého provádění bezpečnostních analýz
vybraných vhodných iniciačních událostí byl použit metodický postup
založený na úplném best estimate přístupu (nejlepšího odhadu)
s vyhodnocením neurčitostí. Tento přístup vychází ze čtyř základních oblastí:
-
referenční výpočet a neurčitostní statistická analýza experimentu
s modelem experimentálního zařízení,
-
referenční výpočet a neurčitostní statistická analýza výpočtu
experimentu s modelem elektrárny a identickými neurčitostmi,
provedená za účelem prokázání přenositelnosti vybraných vstupních
neurčitostí z modelu zařízení na model elektrárny,
-
předběžný neurčitostní a citlivostní výpočet iniciační události
s modelem elektrárny pro redukci velkého počtu neurčitostí,
-
finální statistická neurčitostní a citlivostní analýza pro bezpečnostní
vyhodnocení výstupních veličin a vyhodnocení míry citlivosti
finálních vstupních neurčitostí na výsledné neurčité veličiny.
3.3 Výpočetní nástroje
Vzhledem k tomu, že analyzovaná událost roztržení parního potrubí
vede ke komplikovanému přechodovému procesu s asymetrickým
vychlazováním primárního okruhu způsobujícím významnou prostorovou
nerovnoměrnost v rozložení generovaného štěpného výkonu v aktivní zóně
jaderného reaktoru, bylo pro bezpečnostní výpočty nezbytně nutné použít
relevantní výpočetní prostředky [13].
Vhodným výpočetním prostředkem pro výpočet IU na elektrárně je
programový komplex ATHLET/DYN3D. Jedná se o spojenou verzi
pokročilého systémového best estimate termohydraulického výpočetního
programu ATHLET Mod 2.1 Cycle A a třírozměrného neuronově-fyzikálního
programu DYN3D.
Stanovení časových průběhů DNBR bylo provedeno externím výpočtem
pomocí programu COURSE na základě výsledků opakovacích výpočtů
události roztržení hlavního parního potrubí komplexem ATHLET/DYN3D.
14
Statistické analýzy neurčitosti posuzovaných neurčitých výstupních
veličin termohydraulických výpočtů pro vyhodnocení události vůči
příslušným bezpečnostním kritériím byly prováděny pomocí programu
SUSA.
Jelikož experimentální zařízení PSB-VVER modeluje palivové proutky
elektricky vyhřívanými články, byl pro výpočty experimentu s modely PSBVVER a VVER-1000 použit pouze jednorozměrný systémový
termohydraulický program ATHLET Mod 2.1 Cycle A.
Stručná charakteristika jednotlivých použitých programů je následující:
ATHLET/DYN3D
Jedná se o spojenou verzi ATHLET/DYN3D třírozměrného reaktorovědynamického programu DYN3D a systémového termohydraulického
programu ATHLET vyvinutou a ověřenou rovněž v FZ Dresden-Rossendorf.
Programový komplex používá k výpočtům tzv. externí spojení, kde je
celý model aktivní zóny systémového kódu ATHLET nahrazen modelem
programu DYN3D. Termohydraulika modelu je rozdělena do dvou částí:
první popisuje termohydrauliku aktivní zóny a druhá termohydrauliku zbytku
systému celé JE. Společná rozhraní mezi oběma systémy jsou umístěna na
obou koncích modelu aktivní zóny reaktoru. Mezi těmito rozhraními dochází
k výměně tlaků, hmotnostních průtokových rychlostí, enthalpií a koncentrací
roztoku kyseliny borité v chladivu. Výměna těchto parametrů je
uskutečňována systémovými prostředky GCSM (General Control Simulation
Modul) kódu ATHLET. Podrobný popis programu je uveden v [14, 15].
COURSE
PC program COURSE byl vyvinutý v ÚJV Řež, a.s. a je určen pro
subkanálovou analýzu ke zjištění minimální hodnoty DNBR. Výpočet
kritického tepelného poměru DNBR (zásoba do krize varu) je prováděn pro
izolovaný horký subkanál, který je tvořen termohydraulickým kanálem s
chladivem mezi třemi palivovými proutky. Na základě časových průběhů
termohydraulických veličin (čas, tlak, průtok kazetou, vstupní suchost a
teplota, teplota sytosti, teplo předané do chladiva z jednotlivých axiálních
úseků palivového proutku a celkový výkon proutku) vypočítaných
programem ATHLET napočítává program COURSE průběhy kritického
tepelného poměru DNBR pomocí naprogramovaných korelací krize varu
(CRT1 ruského palivo). Podrobný popis programu je uveden v [16].
SUSA
15
Program byl vyvinut německou společností Gschesellshaft für Anlagen
- und Reaktorsicherheit (GRS) mbH. Výpočetní nástroj SUSA (Software for
Uncertainty and Sensitivity Analyses) je počítačový program pracující
v Microsoft EXCEL a je určen pro statistické vyhodnocování neurčitostí
výsledků termohydraulických a neutronově-fyzikálních výpočtů procesů
zejména na jaderných elektrárnách. Podrobný popis programu je uveden v
[17].
3.4 Validace
Jestliže se bezpečnost elektrárny prokazuje bezpečnostními analýzami
reprezentativních iniciačních událostí, je nezbytným předpokladem validace
použitého programu ATHLET a vstupního výpočetního modelu jaderné
elektrárny. Jako vhodné experimentální zařízení bylo pro validaci zvoleno
plnotlaké integrální testovací zařízení PSB-VVER [18, 19], které obsahuje
všechny hlavní komponenty jaderné elektrárny a modeluje jadernou
elektrárnu s reaktorem VVER-1000 v měřítku 1:300 patřící do kategorie
“vysoké a štíhlé“ zařízení, jehož charakteristickými znaky jsou dodržení
axiálních rozměrů a velmi malé průtočné průřezy.
Pro všechny definované termohydraulické jevy, ke kterým dochází
během události roztržení parního potrubí PG, byl jako relevantní zvolen test
s označením SL-26-03 uskutečněný na experimentálním zařízení PSBVVER. Test představuje 26% roztržení parního potrubí mezi parním
generátorem a rychločinnou uzavírací armaturou.
3.5 Přenositelnost neurčitostí
Pro prokázání přenositelnosti neurčitostí byly výchozí podmínky
referenčního výpočtu experimentu s modelem elektrárny naladěny na výchozí
hodnoty experimentu.
Z důvodu měřítkového efektu byly pro naladění odpovídajícího
výchozího stavu experimentu následující parametry 300x zvětšeny:
-
počáteční výkon aktivní zóny,
-
hmotnostní průtok reaktorem,
-
hmotnostní průtok napájecí vody.
3.6 Vyhodnocování
Identifikace vstupních neurčitostí pro provedení opakovacích výpočtů a
následné statistické vyhodnocení byly jak u výpočtu experimentu, tak
16
iniciační události elektrárny provedeny na základě rozboru celého scénáře a
znalosti jednotlivých fyzikálních jevů a událostí, ke kterým dochází během
celého přechodového procesu. U bezpečnostního výpočtu elektrárny byla
definovaná sada neurčitých vnitřních parametrů experimentu ještě rozšířena o
tzv. vnější neurčitosti např. nepřesností měření, neurčitosti nastavení
systémů, odezvy instrumentací apod., jejichž výběr byl proveden vzhledem k
neurčitým hodnoceným výstupním veličinám.
Na základě opakovacích výpočtů byly provedeny statistické neurčitostní
a citlivostní analýzy. Výsledkem statistických neurčitostních a citlivostních
analýz opakovacích výpočtů s definovanými vstupními neurčitostmi byly
dvoustranné toleranční meze (toleranční pásma) posuzovaných neurčitých
výstupních veličin a pomocí Spearmanových korelačních koeficientů zjištění
míry citlivosti jednotlivých vstupních neurčitostí na posuzované neurčité
výstupní veličině.
Bezpečnostní hodnocení události roztržení konce parního kolektoru PG
na jaderné elektrárně Temelín best estimate přístupem bylo provedeno na
základě porovnání specifických kritérií přijatelnosti s limitními hodnotami
hodnocených neurčitých výstupních veličin DNBR a maximální teploty
paliva nejzatíženějšího palivového proutku stanovených statistickou
neurčitostní analýzou.
4. VÝSLEDKY
Výsledky disertační práce spočívají především ve dvou základních
oblastech:
- návrhu komplexního metodického návodu na úplné provedení
bezpečnostních analýz přístupem nejlepšího odhadu,
- aplikaci navrženého postupu na iniciační událost roztržení parního
kolektoru PG na jaderné elektrárně VVER-1000/320 Temelín.
4.1 Metodický návod úplné best estimate metody
V disertační práci byl pomocí vývojového diagramu proveden
komplexní návrh postupu na provedení bezpečnostní analýzy úplným best
estimate přístupem. Ve formě tabulky byly detailně popsány jednotlivé
kroky. Páteří metodiky je celkem 74 základních kroků, které definují hlavní
činnosti procesu tvorby bezpečnostní analýzy.
Celý proces je rozdělen do čtyř hlavních oblastí:
17
-
výběr vhodného experimentálního zařízení a relevantního
experimentu,
-
výpočet experimentu na experimentálním zařízení,
-
výpočet experimentu s modelem elektrárny,
-
bezpečnostní výpočet konkrétní iniciační události s modelem
elektrárny.
Následující schéma
metodického postupu.
zobrazuje
prvních
34
kroků
navrženého
Obrázek 2: Vývojový diagram
18
4.2 Aplikace postupu na konkrétní iniciační událost
Pro konkrétní aplikaci navržené metodiky procesu provedení
bezpečnostního hodnocení úplným best estimate přístupem jsem vybral
iniciační událost úplného roztržení konce parního kolektoru PG, která
představuje jednu z nejvíce provozně omezujících událostí.
Toto provozní omezení vychází ze skutečnosti, že pokud dojde k
úplnému roztržení hlavního parního potrubí během odstavení reaktoru
s nejúčinnějším regulačním souborem zaseknutým v horní koncové pozici,
nastává v důsledku intenzivního úniku páry a energie z poškozeného
neizolovatelného
parního
generátoru,
následného
asymetrického
vychlazování I.O a nerovnoměrného prostorového generování výkonu v
aktivní zóně reálné nebezpečí lokálního porušení nejzatíženějšího palivového
článku. Reaktor je odstavený a ukončení výkonové exkurse je možné jen
zápornými zpětnými vazbami reaktivit a vstřikem vysokoborovaného
havarijního chladiva.
2.1.1 Výběr experimentálního zařízení a experimentu
Vhodným experimentálním zařízením pro validaci výpočetního modelu
jaderné elektrárny Temelín je plnotlaké integrální testovací zařízení PSBVVER [18, 19], které obsahuje všechny hlavní komponenty jaderné
elektrárny a modeluje jadernou elektrárnu s reaktorem VVER-1000 v měřítku
1:300.
Obrázek 3: Experimentální zařízení PSB-VVER
19
Výběr relevantního experimentu (testu) pro řešenou iniciační událost byl
proveden na základě znalosti přechodového procesu a výskytu dominantních
fyzikálních jevů, ke kterým dochází během celého řešeného procesu.
V následující tabulce je pro událost roztržení hlavního parního potrubí
uvedeno celkem devět charakteristických fyzikálních jevů.
Tabulka 3: Tabulka charakteristických jevů
20
Pro všechny definované termohydraulické jevy, ke kterým dochází po
události roztržení parního potrubí PG, byl k dispozici test s označením SL26-03 uskutečněný na experimentálním zařízení PSB-VVER. Test
představuje 26% roztržení parního potrubí mezi parním generátorem a
rychločinnou uzavírací armaturou a byl proveden za účelem zajištění
experimentálních dat pro validaci termohydraulických výpočetních programů
a jako podpora pro hodnocení bezpečnosti jaderných reaktorů VVER-1000.
Popis provedeného experimentu je uveden ve zprávě [20].
2.1.2 Výpočet experimentu
4.1.1.1 Výpočetní model
Výpočet experimentu byl proveden jednorozměrným systémovým
termohydraulickým programem ATHLET Mod 2.1 Cycle A.
Výpočetní model experimentálního zařízení PSB-VVER představuje síť
termohydraulických objektů, která se skládá z celkem 191 objektů typu
„branch“, 353 objektů typu „pipe“ a 312 objektů tepelných struktur. Model
celého experimentálního zařízení představuje celkem 1325 kontrolních
objemů se 1448 spojeními. Počet proměnných počítaných v jednotlivých
objemech (teplota, tlak, průtok, entalpie, podíl páry, hladina, výkon, tepelný
tok, …) včetně logických signálů dosahuje 73 982.
Následující obrázky zobrazují nodalizační schémata výpočetního
modelu experimentálního zařízení pro program ATHLET, která byla
vytvořena pomocí aplikace Input Graphic [21].
Obrázek 4: Nodalizace reaktoru
21
Obrázek 5: Nodalizace smyčky I.O
4.1.1.2 Referenční výpočet
Výchozí podmínky referenčního výpočtu byly naladěny na základě
naměřených experimentálních dat uvedených v [20]. Vyhodnocení přesnosti
naladěného výchozího stavu bylo provedeno pomocí odchylek, jejichž
akceptační hodnoty jsou uvedeny v dokumentu [22].
Iniciační událost byla modelována skokovým (0,01 s) otevřením ventilu
RA12S01 na únikové trase připojené k hlavnímu parnímu potrubí
v neoddělitelné části mezi parním generátorem YB03B01 a rychločinnou
armaturou RA09S01. Velikost únikového otvoru odpovídá 26 % průřezu
hlavního parního potrubí. Úniková trasa experimentu je schematicky
zobrazena na následujícím obrázku.
Obrázek 6: Schéma systému porušení parního potrubí
22
Na základě průběhů vybraných nejdůležitějších parametrů zobrazených
na následujících obrázcích je možné uvést, že jak počáteční hodnoty, tak
časové průběhy hlavních parametrů výpočtu a testu jsou téměř shodné.
Charakteristické termohydraulické jevy (únik energie ze II.O, asymetrické
vychlazování I.O, pokles hladiny vody v KO, pokles tlaku) jsou téměř
shodné.
Obrázek 7: Průběh tlaku v primárním okruhu
Obrázek 8: Průběh teplot na vstupu do reaktoru
23
Obrázek 9: Průběh teplot na výstupu z reaktoru
Obrázek 10: Průběh tlaku v parních generátorech
24
Obrázek 11: Průběh průtoku páry z parních generátorů
Obrázek 12: Průběh hladin vody v parních generátorech
Z výsledků vyplývá, ža výpočetní model experimentálního zařízení
PSB-VVER a použitý výpočetní program ATHLET Mod 2.1 Cycle A
správně predikuje všechny fyzikální jevy vyskytující se během celého
scénáře a pro účely výpočtu události „Roztržení konce parního kolektoru PG“
na reálné elektrárně best estimate přístupem je vhodný.
25
4.1.1.3 Statistická analýza
Pro best estimate bezpečnostní hodnocení události úniku páry ze
sekundárního okruhu s následnou exkurzí tepelného výkonu reálné jaderné
elektrárny jsou hlavními ověřovanými neurčitými parametry DNBR a
maximální teplota paliva. Jelikož u experimentu nelze ani jeden parametr
vyhodnocovat, byl pro účely prokázání shody průběhu identické události
spočítané na experimentálním zařízení a elektrárně a pro prokázání
přenositelnosti identifikovaných vstupních neurčitostí mezi experimentem a
elektrárnou vybrán jako hlavní ověřovaný neurčitý výstupní parametr
maximální teplota povrchu elektricky vyhřívaného článku aktivní zóny.
Identifikace vstupních neurčitostí pro statistické vyhodnocení byla
provedena formou tabulek na základě rozboru celého scénáře a znalosti
jednotlivých fyzikálních jevů a událostí, ke kterým dochází během celého
přechodového procesu. Celkem bylo identifikováno 77 potenciálně
důležitých neurčitých termohydraulických modelů a parametrů používaných
ve výpočetním programu ATHLET a neurčitostí nacházejících se ve
vstupním datovém souboru. Vybrané neurčitosti mají největší vliv na
sledovanou výstupní veličinu - maximální teplotu povrchu elektricky
vytápěných článků aktivní zóny.
Neurčitostní analýza
S definovanými 77 vstupními neurčitostmi bylo provedeno celkem 100
opakovacích výpočtů. Následující obrázek zobrazuje typický svazek
maximální teploty povrchu elektricky vytápěných článků aktivní zóny
s vyznačeným průběhem referenčního výpočtu.
26
Obrázek 13: Svazek průběhu maximálních teplot povrchu článků a.z.
Výsledkem analýzy neurčitosti výpočtu maximální teploty povrchu
vyhřívaného proutku aktivní zóny je dvoustranná statistická toleranční mez.
Z průběhu horního a dolního statistického limitu vyplývá, že interval
neurčité maximální teploty se pohybuje v rozmezí teplot od 309,2 °C do
333,9 °C. U referenčního výpočtu dosáhla maximální teplota 320,2 °C a u
experimentu 321 °C. Rozdíl maximálních dosažených teplot mezi výpočtem
a experimentem činí pouze 0,8 °C. Přesnost výpočtu maximální teploty
povrchu vytápěného proutku aktivní zóny best estimate přístupem je
320,2
 13,7
11
C
Následující obrázek ukazuje vypočítané statistické toleranční pásmo
maximální teploty povrchu s časovým průběhem referenčního výpočtu a
naměřených hodnot. Průběh referenčního výpočtu se nachází přibližně ve
středu, což ukazuje na správnou volbu vstupních neurčitostí, rozsahu a
statistického rozdělení jejich pásem.
Obrázek 14: Průběh horního a dolního limitu maximální teploty
povrchu
Citlivostní analýza
27
Výsledkem citlivostní analýzy je zjištění míry vlivu nejcitlivějších
vstupních modelů a parametrů na sledovaný neurčitý výstupní parametr
pomocí Spearmanových korelačních koeficientů, a to jak časově, tak lokálně
v okamžiku dosažení maximální teploty povrchu.
Na následujícím obrázku jsou zobrazeny časové průběhy prvních 10
Spearmanových korelačních koeficientů. Z průběhů je patrné, že během
celého procesu mají na maximální teplotu povrchu největší vliv parametry: č.
7 - počáteční hladina vody v parních generátorech a č. 6 počáteční tlak v PG.
0.3
Par. 1
Par. 2
Par. 3
0.25
Par. 4
Par. 5
0.2
Par. 6
Spearmanovy korelační koeficienty (-)
Par. 7
Par. 8
0.15
Par. 9
Par. 10
0.1
0.05
0
-0.05
-0.1
-0.15
-0.2
0
200
400
600
800
1000
1200
1400
1600
1800
2000
Čas (s)
Obrázek 15: Spearmanovy korelační koeficienty pro teplotu povrchu
V okamžiku dosažení maximální teploty povrchu článku (55. s) byla za
účelem zjištění přesné míry vlivu citlivosti jednotlivých vstupních neurčitostí
na maximální teplotu povrchu proutku provedena lokální citlivostní analýza.
Následující obrázek zobrazuje absolutní hodnoty Spearmanových
korelačních koeficientů seřazené podle svého vlivu na maximální teplotu
povrchu topných článků.
28
Počáteční hladina vody v parních generátorech
Počáteční tlak v parních generátorech
Korekční faktor počátečního výkonu reaktoru
Korekční faktor místních ztrát únikové trasy z parovodu PG‐3
7
6
31
74
10
24
46
37
3
33
57
8
70
45
11
20
4
71
5
56
27
77
9
30
49
32
73
23
14
21
42
50
35
22
28
19
18
67
26
66
12
13
36
44
68
72
1
64
69
76
61
53
15
75
60
2
63
16
17
25
47
65
59
48
54
58
38
39
40
43
29
62
55
34
52
51
41
Spearmanovy korelační koeficienty [‐]
0.29
0.28
0.27
0.26
0.25
0.24
0.23
0.22
0.21
0.2
0.19
0.18
0.17
0.16
0.15
0.14
0.13
0.12
0.11
0.1
0.09
0.08
0.07
0.06
0.05
0.04
0.03
0.02
0.01
0
Parametr
Obrázek 16: Seřazené Spearmanovy korelační koeficienty (t = 55 s)
V tabulce jsou uvedeny první čtyři neurčité parametry, které mají
největší vliv na dosažení maximální teploty povrchu článku aktivní zóny.
Tabulka 4: Seznam nejvýznamnějších vstupních neurčitostí
2.1.3 Výpočet experimentu s modelem elektrárny
Výpočet experimentu na elektrárně je stejně jako v případě experimentu
proveden jednorozměrným systémovým termohydraulickým programem
ATHLET Mod 2.1 Cycle A.
Identifikované vstupní neurčitosti a výsledky neurčitostní a citlivostní
analýzy výpočtu vybraného vhodného testu SL-26-03 lze přenést na výpočet
události porušení hlavního parního potrubí reálné jaderné elektrárny VVER1000/320 Temelín.
Prokázání přenositelnosti vstupních neurčitostí z modelu experimentu na
model výpočtu dané události na skutečné jaderné elektrárně bylo provedeno
na základě podobnosti jak obou referenčních výpočtů identické události, tak
výsledků statistických neurčitostních a citlivostních analýz.
29
4.1.1.4 Referenční výpočet
Výchozí podmínky referenčního výpočtu experimentu s modelem
elektrárny byly naladěny na počáteční hodnoty experimentu.
Iniciační událost byla modelována skokovým (0,01 s) otevřením ventilu
únikového potrubí připojeného k hlavnímu parnímu potrubí mezi parním
generátorem PG-3 a rychločinnou armaturou.
Bylo dosaženo identického scénáře jako v případě referenčního výpočtu
experimentu. Následující tabulka porovnává časování hlavních událostí
výpočtů experimentu na PSB-VVER a elektrárně. Vyhodnocení přesnosti
naladěného výchozího stavu bylo provedeno rovněž pomocí akceptačních
odchylek [22].
Tabulka 5: Vyhodnocení počátečních stavů
30
4.1.1.5 Statistická analýza
Přenositelnost
vstupních
neurčitostí
z výpočetního
modelu
experimentálního zařízení na model jaderné elektrárny byla prokázána
porovnáním výsledků statistické neurčitostní a citlivostní analýzy obou
výpočtů.
Statistická neurčitostní a citlivostní analýza výpočtu experimentu
s modelem jaderné elektrárny VVER-1000 Temelín byla provedena stejně
jako v případě výpočtu experimentu na PSB-VVER pro maximální teplotu
pokrytí vytápěných palivových proutků aktivní zóny.
Opakovací výpočty byly provedeny se stejnými 77 vstupními parametry,
jako byly použity v případě neurčitostních výpočtů experimentu PSB-VVER.
Neurčitostní analýza
Následující obrázek zobrazuje časové průběhy statistických tolerančních
pásem maximálních teplot povrchu topných článků aktivní zóny výpočtů
PSB-VVER a elektrárny a referenčního časového průběhu teplot a porovnává
pásma teplotních limitů s experimentálním průběhem.
Statistické toleranční pásmo výpočtu elektrárny vykazuje o pár stupňů
nižší průběh. Vzhledem k rozdílnosti obou zařízení se však dá konstatovat
velmi dobrá podobnost.
Na prokázání přenositelnosti vstupních neurčitostí je však
nejpodstatnější průběh teploty experimentu, který prochází přibližně středem
obou neurčitostních pásem, což dokazuje, že vstupní neurčité parametry byly
správně zvoleny a výpočetní model elektrárny identicky počítá všechny
fyzikální procesy jako při výpočtu PSB-VVER.
31
Obrázek 17: Průběh horního a dolního limitu maximální teploty
povrchu
Následující tabulka porovnává maximální dosažené teploty povrchu
článků aktivní zóny výpočtů PSB-VVER a elektrárny s podmínkami
experimentu.
Maximální teploty obou referenčních výpočtů se téměř shodují
s experimentální hodnotou. Rozdíl horních statistických limitů maximální
teploty obou výpočtů činí 6,1 °C a minim pouze 2 °C. Časový okamžik
dosažení limitních teplot mezi oběma výpočty je 5 sekund (55. s ve výpočtu
PSB-VVER, 50. s ve výpočtu elektrárny).
Tabulka 6: Srovnání maximálních teplot výpočtů a experimentu
32
Citlivostní analýza
Následující obrázek ukazuje velikost Spearmanových korelačních
koeficientů získaných lokální citlivostní analýzou provedenou stejně jako
v případě výpočtu PSB-VVER v okamžiku dosažení maximální teploty
pokrytí paliva v 50. sekundě.
Z velikostí Spearmanových koeficientů vyplývá, že na maximální
teplotu povrchu mají největší vliv parametry č. 63 - korekční faktor velikosti
zbytkového tepla, č. 6 - počáteční tlak v PG, č. 7 - počáteční hladina vody
v parních generátorech, č. 31 - korekční faktor počátečního výkonu reaktoru a
parametr 74 korekční faktor místních ztrát únikové trasy z parovodu PG-3.
Další obrázek zobrazuje pomocí absolutních hodnot Spearmanových
korelačních koeficientů seřazené podle svého vlivu na maximální teplotu
povlaku palivových článků aktivní zóny.
Obrázek 18: Seřazené Spearmanovy korelační koeficienty (t = 50 s)
Následující tabulka porovnává pořadí neurčitých vstupních parametrů
s největším vlivem na dosažení maximální teploty povrchu článků obou
výpočtů.
33
Tabulka 7: Srovnání pořadí nejvýznamnějších vstupních neurčitostí
U citlivostní analýzy byla i přes měřítkový efekt experimentálního
zařízení PSB-VVER dosažena shoda ve výběru nejcitlivějších parametrů na
stejný posuzovaný výstupní parametr.
Výpočty stejné události úniku ze sekundárního okruhu na
experimentálním zařízení a elektrárně vykazují v časování nejdůležitějších
okamžiků a průběhu nejvýznamnějších parametrů významnou podobnost.
Statistická toleranční pásma neurčitého výstupního parametru
maximální teploty povrchu palivových článků jsou velmi podobná a průběh
experimentální teploty leží v celém časovém průběhu téměř uprostřed.
Z tabulky porovnání pořadí nejvýznamnějších parametrů vyplývá, že
k nejvýznamnějším parametrům patří č. 4 - společné a to č. 6 - počáteční tlak
v parních generátorech, č. 7 - počáteční hladina vody v parních generátorech,
č. 31 - korekční faktor počátečního výkonu reaktoru a č. 74 - korekční faktor
místních ztrát únikové trasy z parovodu PG-3. U elektrárny má na rozdíl od
malého měřítkového modelu PSB-VVER největší vliv na maximální teplotu
povrchu průběh zbytkového tepla. U modelu PSB-VVER vykazuje největší
vliv počáteční hladina vody v parních generátorech. Počáteční teplo dané
výchozím množstvím vody je u zmenšeného modelu nejvýznamnější.
Na základě uvedených výsledků lze konstatovat, že velkou podobností a
v některých případech i téměř shodou mezi výpočtem stejné iniciační události
na PSB-VVER a jaderné elektrárně VVER-1000 Temelín byla prokázána
přenositelnost identifikovaných vstupních neurčitostí z výpočtu experimentu
na model jaderné elektrárny Temelín pro výpočet iniciační události roztržení
parního kolektoru PG.
34
2.1.4 Výpočet elektrárny
Bezpečnostní hodnocení výpočtu vybrané iniciační události best
estimate přístupem bylo provedeno porovnáním statistických tolerančních
mezí hodnocených neurčitých výstupních veličin s příslušnými kritérii
přijatelnosti pro danou událost a vyčíslení rezerv do akceptačního kritéria.
Výsledkem je rovněž stanovení míry citlivosti jednotlivých neurčitých
vstupních parametrů na hodnocené neurčité výstupní parametry jak během
celého řešeného procesu, tak v klíčovém okamžiku dosažení limitních
hodnot.
4.1.1.6 Výpočetní model
Vzhledem k tomu, že roztržení hlavního parního potrubí vede ke
komplikovanému přechodovému procesu s asymetrickým vychlazováním
primárního okruhu způsobujícím významnou prostorovou nerovnoměrnost v
rozložení generovaného štěpného výkonuv aktivní zóně jaderného reaktoru,
byla pro bezpečnostní výpočet použita spojená verze ATHLET/DYN3D.
Výpočetní síť sestává z celkem 104 objektů typu „branch“, 259 objektů
typu „pipe“ a 565 objektů tepelných struktur. Model celého experimentálního
zařízení představuje celkem 645 kontrolních objemů se 785 spojeními. Počet
proměnných počítaných v jednotlivých objemech (teplota, tlak, průtok,
entalpie, podíl páry, hladina, výkon, tepelný tok, …) včetně logických signálů
je 20143.
Obrázek 19: Nodalizace reaktoru
35
Obrázek 20: Nodalizace smyčky primárního okruhu
4.1.1.7 Iniciační událost
Z celého spektra možností porušení parovodů bylo jako limitující případ
analyzováno okamžité úplné příčné (gilotinové) roztržení konce parního
kolektoru PG. Konec kolektoru předpokládá minimální tlakové ztráty a tedy
maximální únik páry z PG. V místě porušení se nachází svar. Předpokládané
místo představuje neizolovatelný úsek hlavního parního potrubí mezi PG a
rychločinnou armaturou, který vede k nekontrolovatelnému úniku chladiva
z parního generátoru a jeho úplnému vysušení a odtlakování.
Následující obrázek zobrazuje hlavní cirkulační smyčku č. 3 připojenou
k reaktoru, parní generátor YB30W01, parní potrubí a potrubí napájecí vody.
Na obrázku je vyznačené místo předpokládaného roztržení konce parního
kolektoru PG-3.
Obrázek 21: Znázornění předpokládaného místa porušení 3. smyčky
36
4.1.1.8 Kritéria přijatelnosti
Jelikož je analyzovaná událost charakterizována snížením primárního a
sekundárního tlaku, není z hlediska tlaku limitující. Základní ověřovaná
kritéria jsou podle kategorie II „Abnormální provoz“ následující.
KP2: U událostí Kategorie II se nepřipouští vznik krizových podmínek
přestupu tepla v aktivní zóně (na maximálně zatíženém palivovém proutku)
s 95 %-ní pravděpodobností na 95 %-ní hladině spolehlivosti. Toto kritérium
přijatelnosti je splněno, jestliže minimum DNBR > DNBRlim.
Použitá korelace pro výpočet DNBR: CRT1 s korelačním limitem 1,348.
KP3: Teplota paliva musí být nižší než jeho teplota tavení:
Ttav (Bu) = Ttav,0 (– 655,3 y + 336,4 y2 – 99,9 y3) – 0,56 Bu,
kde Ttav je teplota tavení [K], y je molární zastoupení PuO2, Bu je
vyhoření tabletky, [MWd/kgU],
Ttav,0
= 2840 °C pro UO2,
= 2405 °C pro UO2 + 5,00 % Gd2O3.
Doporučená limitní hodnota pro současné analýzy:
Pro palivové vsázky s maximálním zastoupením 5 % Gd2O3 odpovídají
minimální hodnoty teploty tavení paliva v proutcích tvel a tveg 2790 °C a
2360 °C při maximálních hodnotách vyhoření paliva v tabletce tvel a tveg
s uvážením koeficientů rezervy:
85,45 MWd/kgU v proutcích tvel (bez Gd2O3),
77,65 MWd/kgU v proutcích tveg (s Gd2O3).
4.1.1.9 Referenční výpočet
Výchozí podmínky a uvažované předpoklady jsou nastaveny tak, aby
bylo na základě best estimate přístupu dosaženo minimální hodnoty DNBR,
tedy maximálního zvýšení štěpného výkonu, maximálního nárůstu teploty v
aktivní zóně a maximálního poklesu tlaku v I.O.
K největšímu vychlazení I.O a k největší exkurzi štěpného výkonu
dochází, jestliže se reaktor nachází v horkém nevýkonovém stavu při
dvousmyčkovém provozu.
Výchozí podmínky referenčního výpočtu byly naladěny podle [23].
Vyhodnocení přesnosti naladěného výchozího stavu bylo provedeno pomocí
odchylek, jejichž akceptační hodnoty jsou uvedeny v dokumentu [22].
37
4.1.1.10 Statistická analýza
Hlavními neurčitými výstupními veličinami, se kterými bylo provedeno
bezpečnostní hodnocení události roztržení konce parního kolektoru PG best
estimate přístupem, byly DNBR a maximální teplota paliva.
Pro statistické vyhodnocení událostí bylo uvažováno 77 identických
neurčitosti jako v případě výpočtu experimentu. Na základě rozboru procesu
bylo dále definovány dalších 8 tzv. vnějších neurčitostí elektrárny (např.
chyby měření, nastavení systémů, odezvy instrumentací apod.).
Statistické hodnocení neurčitosti DNBR a maximální teploty paliva bylo
pro dvoustranný toleranční interval provedeno na základě 100 opakovacích
výpočtů.
Velký počet vstupních neurčitostí byl redukován o parametry s nízkou
významností - malým příspěvkem na neurčité výstupní parametry. Technicky
akceptovatelné pásmo bylo zvoleno do 10 % z maximálního rozsahu
Spearmanových koeficientů. V případě DNBR činil maximální rozsah do 0,6.
Pásmo předpokládané malé citlivosti byl tedy ± 6 %. Pro maximální teplotu
paliva byl maximální rozsah do 0,5.
V následující tabulce je uvedeno šest parametrů s nízkou citlivostí
vstupních parametrů na DNBR do 10 %, které byly z finální analýzy
eliminovány. Výsledný počet neurčitých vstupních parametrů byl zredukován
na celkem 79.
Tabulka 8: Parametry s citlivostí na DNBR do 10 %
Další tabulka uvádí sedm parametrů s citlivostí do 10 %, které byly
z finální analýzy orientované na maximální teplotu paliva eliminovány.
Výsledný počet neurčitých vstupních parametrů činil 78.
38
Tabulka 9: Parametry s citlivostí na maximální teplotu paliva do 10 %
Neurčitostní analýza
V následujících obrázcích jsou zobrazeny průběhy hlavních
hodnocených parametrů z opakovacích neurčitostních výpočtů, neurčitostní
statistická pásma (dvoustranné limity) a porovnání průběhů statistických limit
s konzervativním případem.
Obrázek 22: Svazek průběhu výpočtů DNBR
39
Obrázek 23: Průběh statistických limit DNBR
Obrázek 24: Průběh DNBR konzervativním a BE přístupem
40
Obrázek 25: Svazek průběhu výpočtů maximální teploty paliva
Obrázek 26: Průběh statistických limit maximálních teplot paliva
41
Obrázek 27: Průběh maximálních teplot paliva konzervativním a BE
přístupem
V následující tabulce jsou uvedeny limitní hodnoty hlavních
posuzovaných kritérií přijatelnosti, mezní hodnoty dané statistickými
neurčitostními analýzami a vyčísleny dosažené rezervy mezi výsledky
spočítanými konzervativním a best estimate přístupem.
Tabulka 10: Vyhodnocení hlavních výsledků
Citlivostní analýza
V okamžiku dosažení limitní hodnoty parametru (minimum DNBR a
maximum teploty paliva) byly provedeny lokální statistické citlivostní
analýzy. Absolutní hodnoty Spearmanových korelačních koeficientů seřazené
42
podle svého vlivu na posuzované veličiny ukazují na míru své citlivosti na
DNBR resp. maximální teploty paliva.
Obrázek 28: Seřazené citlivosti absolutních hodnot Spearmanových
koeficientů v okamžiku minima DNBR (t = 74,3 s)
Ze statistické citlivostní analýzy vyplývá, že na DNBR má dominantní
vliv par. č. 68 - korekční faktor koeficientu reaktivity od hustoty moderátoru.
Obrázek 29: Seřazené citlivosti absolutních hodnot Spearmanových
koeficientů v okamžiku maximální teploty paliva (t = 77,3 s)
43
Na dosažení maximální teploty paliva parametr č. 62 má dominantní
vliv šířka mezery palivo-pokrytí.
5. ZÁVĚR
Disertační práce je zaměřena na jednu z velmi významných oblastí
prokazování bezpečnosti jaderných elektráren a to pomocí bezpečnostních
analýz založených na moderním úplném best estimate přístupu.
Na rozdíl od výsledků konzervativních analýz, které nic neříkají o
skutečné odezvě jaderné elektrárny na účinky iniciačních událostí, podává
best estimate přístup realistický průběh procesu, snižuje zbytečný
konservativismus výsledků, zvyšuje rezervu do splnění příslušných kritérií
přijatelnosti a oceňuje neurčitosti vstupních modelů, parametrů a korelací
podílejících se na predikci termohydralických procesů.
Široká aplikace úplného best estimate přístupu je vzhledem k velkým
časovým a výpočetním nárokům a nedostupností některých relevantních
experimentů omezená. Uplatnění navrženého přístupu je vhodné pouze u
iniciačních událostí, jejichž následky vedou k malým rezervám do splnění
příslušných kritérií přijatelnosti.
V disertační práci byl proveden rozbor možných přístupů k provedení
bezpečnostních analýz reprezentativních iniciačních událostí a zhodnocení
výhod a nevýhod jednotlivých přístupů. Součástí práce je rovněž popis best
estimate přístupu s vyhodnocením neurčitostí a výčet nejpoužívanějších
vyvinutých pravděpodobnostních metod analýz neurčitostí. Pozornost byla
zaměřena na subjektivní pravděpodobnostní metodu GRS a důvody pro její
využití k bezpečnostním analýzám v České republice.
Hlavní přínos disertační práce je zejména ve dvou oblastech, a to v
návrhu komplexního metodického návodu na úplné provedení
bezpečnostních analýz přístupem nejlepšího odhadu a aplikaci navrženého
postupu na iniciační událost roztržení parního kolektoru PG na jaderné
elektrárně VVER-1000/320 Temelín.
Metodický postup na zpracování bezpečnostní analýzy byl navržen ve
formě vývojového diagramu o 74 krocích definujících hlavní stádia procesu.
Potřebné činnosti v jednotlivých krocích byly tabulkovou formou detailně
popsány. Ve vývojovém diagramu jsou vyznačeny tři základní oblasti
představující úplný best estimate proces: výpočty experimentu s modelem
testovacího zařízení, výpočty experimentu s modelem elektrárny
a výpočty konkrétní události s modelem elektrárny. Metodický postup
zohledňuje základní pravidla zajištění systému jakosti, ke kterým patří
44
nezávislá kontrola, zpětná vazba, archivace výstupních dokumentů a zejména
zálohování veškerých dat.
Pro aplikaci úplného best estimate přístupu byla zvolena jedna z nejvíce
provozně omezujících událostí – roztržení konce parního kolektoru PG, které
vede k asymetrickému vychlazování I.O a nerovnoměrnému prostorovému
generování výkonu v aktivní zóně. Za předpokladu odstaveného reaktoru a
zaseknutého nejúčinnějšího regulačního souboru v horní koncové pozici,
dochází ke zvýšené neurčitosti v lokální výkonové nerovnoměrnosti horkého
palivového proutku a nastává reálné nebezpečí jeho porušení. Ukončení
výkonové exkurse je možné jen zápornými zpětnými vazbami reaktivit a
vstřikem vysokoborovaného chladiva do primárního okruhu.
Výpočty tohoto složitého procesu byly provedeny spojenou verzí
ATHLET/DYN3D, která umožňuje termohydraulický i třírozměrný
neutronově-fyzikální výpočet.
Aplikace úplného best estimate přístupu s vyhodnocením neurčitostí pro
bezpečnostní
hodnocení
události
vyžaduje
ocenění
neurčitostí
termohydraulických modelů použitého programu ATHLET predikujících
vyskytující se fyzikální děje.
Jako vhodné experimentální zařízení bylo zvoleno testovací zařízení
PSB-VVER, které je přímo určené ke studiu jevů a procesů specifických pro
jaderné reaktory typu VVER.
Validace výpočetního modelu a ocenění neurčitostí byla provedena na
základě relevantního experimentu SL-26-03 představujícího 26% roztržení
parního potrubí mezi parním generátorem a rychločinnou uzavírací
armaturou.
Statistické hodnocení vlivu jednotlivých vstupních neurčitostí bylo ve
výpočtu experimentu provedeno na neurčitý výstupní parametr maximální
teplotu povrchu elektricky vyhřívaného článku aktivní zóny. Na
základě
rozboru přechodového procesu bylo definováno celkem 77 potenciálně
důležitých neurčitostí. Vyhodnocení míry citlivosti jednotlivých vstupních
neurčitostí bylo provedeno pomocí Spearmanových korelačních koeficientů.
Stěžejní část disertační práce spočívala v prokázání přenositelnosti
identifikovaných vstupních neurčitostí z modelu experimentu na výpočetní
model jaderné elektrárny VVER-1000 Temelín pro případ výpočtu iniciační
události roztržení konce parního kolektoru PG.
Přenositelnost identifikovaných vstupních neurčitostí byla prokázána na
základě poměrně dobré shody statistických tolerančních pásem maximální
teploty povrchu článků obou výpočtů (experimentu na PSB-VVER a
45
elektrárně VVER-1000). Maximální teploty referenčních výpočtů se téměř
shodovaly s experimentální hodnotou.
Potvrzení přenositelnosti identifikovaných vstupních neurčitostí
z experimentu na jadernou elektrárnu Temelín byla provedeno rovněž na
základě výsledků statistických citlivostních analýz obou výpočtů, a to shodou
neurčitých vstupních parametrů vykazujících největší citlivost na
posuzovanou maximální teplotu povrchu.
Poslední část disertační práce zahrnuje bezpečnostní analýzu iniciační
události roztržení konce parního kolektoru PG zpracovanou metodou
nejlepšího odhadu s vyhodnocením neurčitostí podle navrženého
metodického postupu.
V úvodu této aplikační části je proveden podrobný rozbor příčin
možného porušení systému ostré páry, popis události a projektové odezvy
bloku. Podrobně byly popsány výpočetní modely spojené programové verze
ATHLET/DYN3D.
Na základě rozboru události byly identifikovány tzv. vnější neurčitosti
elektrárny týkající se např. nepřesností měření, neurčitosti nastavení systémů,
odezvy instrumentací apod., jejichž výběr byl proveden vzhledem k
neurčitým hodnoceným veličinám. Definovaná sada neurčitých vnitřních
parametrů byla rozšířena o vnější neurčitosti.
Z výsledků analýzy předběžných neurčitostních výpočtů byl na základě
technicky akceptovatelného pásma nízké citlivosti (s malým příspěvkem na
neurčité výstupní parametry - DNBR a max. teplotu paliva) do 10 %
z maximálního rozsahu Spearmanových koeficientů zredukován velký počet
vstupních neurčitostí. Následně byla provedena finální statistická neurčitostní
a citlivostní analýza hlavních posuzovaných veličin DNBR a maximální
teploty paliva.
Bezpečnostní hodnocení výpočtu bylo provedeno na základě porovnání
limitních hodnot stanovených statistických tolerančních mezí obou
hodnocených neurčitých veličin s příslušnými kritérii přijatelnosti a vyčíslení
rezerv do splnění akceptačních kritérií.
Na základě dosažených výsledků lze konstatovat, že všechna
kontrolovaná kritéria přijatelnosti byla splněna a chladitelnost aktivní zóny
zajištěna.
Na závěr lze konstatovat, že stanovené cíle disertační práce byly
splněny.
46
Seznam v tezích použité literatury
[1]
[2]
[3]
[4]
[5]
[6]
[7]
[8]
[9]
[10]
[11]
[12]
[13]
Zákon č. 18/1997 Sb. o mírovém využití jaderné energie a ionizujícího
záření atomový zákon) a o změně a doplnění některých zákonů ve
znění pozdějších předpisů.
Vyhláška č. 195/1999 Sb. o požadavcích na jaderná zařízení k zajištění
jaderné bezpečnosti, radiační ochrany a havarijní připravenosti.
PpBZ1,2 revize 2, Díl 15 – Bezpečnostní rozbory – implementace
VPR ETE. Leden 2012.
"Standard Format and Content of Safety Analysis Reports for Nuclear
Power Plant," U.S. Nuclear Regulatory Commission Regulatory Guide
1.70.
US NRC Standard Review Plan, NUREG – 0800, (rev.2, July 2007].
Best Estimate Safety Analysis for Nuclear Power Plants. Uncertainty
Evaluation. IAEA Safety Reports Series No. 52, Vienna 2008.
CSNI Status Summary on Utilization of Best-Estimate metodology in
Safety Analysis and Licensing. Rep. NEA/CSNI/R. 1996, OECD
Nuclear Energy Agency, Paris 1996.
GRS Analyses for CSNI Uncertainty Methods Study.
Glaser, E. Hofer, M. Kloos, T. Skorek, GRS Garching, Report on the
uncertainty methods study, OECD Nuclear Anergy Agency, June
1998.
Wickett T. et al: Report of the Uncertainty Methods Study for
Advanced Best Estimate Thermal Hydraulic Code Applications.
Volume 1. June 1997.
Report on the Uncertainty methods study, NEA/CSNI/R(97)35,
OECD, June 1998.
S. Langenbuch: Status report on Uncertainty an Sensitivity Methods,
5th EURATOM Framework Programme 1998-2002, Validation of
Coupled Neutronics/Thermal Hydraulic Codes for VVER Reactors –
VALCO, October 2002.
J. Macek, R. Meca, J. Hádek (40%): ICONE19-43570. Proceedings of
ICONE19. 19th International Conference on Nuclear Engineering.
May 2011, Japan.
47
[14] Grundmann, U., D. Lucas, U. Rohde: Coupling of the
Thermohydraulic Code Athlet with the Neutron Kinetic Core Model
DYN3D, In: Proceedings of the International Conference on
Mathematics and Computations, Physics and Environmental Analysis,
Portland, Oregon, USA, May 1995, Vol. 1, pp. 179-191.
[15] U. Grundmann: Description of the Internal and Parallel Coupling
Between the Three-Dimensional Core Model DYN3D and the System
Code ATHLET, Forschungszentrum Rossendorf, August 2003.
[16] J. Sommer: Program pro výpočty průběhu DNBR na základě výsledků
programu RELAP5, ÚJV Z 690 T, srpen 2001.
[17] M. Kloos, E. Hofer: SUSA. The PC version of the Software Systém for
Uncertainty and Sensitivity Analysis of Results from Comuter Models.
User's Guide and Tutorial, GRS, February 2002.
[18] Melikhov O.I. a kol.: Report about PSB-VVER Description (Including
Measurement System), EREC, March 2003.
[19] Melikhov O.I. a kol.: PSB-VVER tests priority for the OECD PSBVVER Project, EREC, April 2003.
[20] O.I. Melikhov, I.V. Elkin, V.I. Melikhov: Report. Analysis of MSLB
thermalhydraulics of VVER 1000, Moscow, 2008.
[21] GRS-P-1/ Vol.1, Rev. 4: ATHLET Mod 2.1 Cycle A, User’s manual,
July 2009.
[22] CRISSUE-S-WP2, Neutronic/Thermal-hydraulics Coupling in LWR
Technology:
State-of-rhe-art Report (REAC-SOAR), OECD 2004 NEA No. 5436.
[23] Vstupní data pro bezpečnostní analýzy ETE. 2011 (01.04.04
Aktualizace dokumentu vstupních dat pro BA se zahrnutím VPR ETE,
ÚJV Řež, divize Energoprojekt, arch. číslo: EGP 5010-F-120010.
Prosinec 2011.
Seznam prací disertanta vztahujících se k disertaci
[1]
[2]
J. Macek, R. Meca (50%): Neurčitostní analýzy úniku primár-sekundár
pro JE s VVER 1000/320. ÚJV Z 1807 T, Řež, listopad 2006.
J. Macek, R. Meca (50%): Metodika pro provádění Best-Estimate
bezpečnostních analýz a bezpečnostního hodnocení kampaní události
snížení průtoku chladiva primárním okruhem pro JE VVER-1000/320
Temelín. ÚJV Z 1808 T, Řež, listopad 2006.
48
[3]
[4]
[5]
[6]
[7]
[8]
[9]
[10]
[11]
[12]
[13]
J. Macek, R. Meca (50%): Metodika pro provádění Best-Estimate
bezpečnostních analýz a bezpečnostního hodnocení kampaní událostí
vedoucích ke zvýšení odvodu tepla sekundárním okruhem JE VVER1000/320 Temelín. ÚJV Z 1796 T. Říjen 2007.
J. Macek, R. Meca (75%): Ověření termohydraulického výpočetního
modelu
JE VVER-1000/320 Temelín pro výpočty spojenými programy
ATHLET/DYN3D, Zkouška PSA, ujvz1941t, Řež, říjen 2007.
J. Macek, R. Meca (50%), J. Hádek: Metodika pro provádění BestEstimate bezpečnostních analýz a bezpečnostního hodnocení kampaní
události vícenásobného porušení hlavního parního potrubí pro JE
VVER-1000/320 Temelín. ÚJV Z 1460 T. Říjen 2007.
J. Macek, R. Meca (50%), J. Hádek: Metodika pro provádění BestEstimate bezpečnostních analýz a bezpečnostního hodnocení kampaní
události porušení hlavního parního potrubí pro JE VVER-1000/320
Temelín. ÚJV Z2840T, Listopad 2010.
Macek, R. Meca (50%), J. Hádek: Best-Estimate analýza události
porušení hlavního parního potrubí pro JE VVER-1000/320 Temelín,
palivo TVSA - T ÚJV Z 2841 T. Listopad 2011.
J. Macek, R. Meca (50%): Metodika pro provádění Best-Estimate
bezpečnostních analýz a bezpečnostního hodnocení kampaní událostí
vedoucích ke zvýšení odvodu tepla sekundárním okruhem JE VVER1000/320 Temelín. ÚJV Z 3277 T. Listopad 2011.
J. Macek, R. Meca (50%): Metodika pro provádění Best-Estimate
bezpečnostních analýz a bezpečnostního hodnocení kampaní události
LBLOCA pro JE Temelín. ÚJV Z 2841 T. Listopad 2011.
R. Meca: Předběžný výpočet experimentu na zařízení PSB-VVER
výpočetním programem ATHLET. Roztržení parního potrubí.
ÚJVZ3428T, prosinec 2011.
J. Macek, R. Meca (50%): Výpočty experimentů systémovými
TH programy používanými v ÚJV Řež, a.s. pro bezpečnostní výpočty
reaktorů typu VVER-1000. ÚJV Z 3512 T. Listopad 2012.
J. Hádek, F. Lahovský, R. Meca (40%): NRI Rež solution of Exercise
3 of VVER-1000 Coolant Transient Benchmark with coupled codes
DYN3/ATHLET, Phase 1, Příspěvek do časopisu Nuclear Energy.
Jan Hádek, Radim Meca (40%): 8th AER Symposium on VVER
Reactor Physics and Reactor Safety. Results of the 5th ThreeDimensional Dynamic AER Benchmark Problem calculations.
49
[14] J. Macek, R. Meca (50%): Výpočetní programy používané v ÚJV Řež,
a.s. pro bezpečnostní výpočty reaktorů typu VVER. ÚJV Z 3536 T.
Listopad 2012.
Bez ohlasů a recenzí
SUMMARY
Thermo hydraulic models of computing programs predict physical
behaviour of phenomena which occur during transients and assumed accident
processes of nuclear power plants. Calculation of each process is burdened
with a number of uncertainties which affect the process and calculation
results.
The means for demonstrating of achieved safety level of nuclear
power plant are safety analyses of postulated initial events calculated by
system thermal hydraulic programs. The safety analyses predict the course of
nuclear power plant response to an initial event. The aim of the safety
analyses is to demonstrate meeting of relevant criteria of acceptability for
given initial events.
The modern advanced best estimate methodology assumes realistic
initial and boundary conditions and conservative assumptions are assumed
only in the case of availability of systems of nuclear power plant. The best
estimate safety assessment of initial events is demonstrated by comparison of
specific criteria of acceptability with limit values of evaluated resulting
uncertain quantities determined by statistical uncertainty analysis.
This PhD thesis analyses possible approaches to safety assessment of
initial events, defines the best estimate approach for evaluation of inlet
uncertain models and parameters and proposes and describes a flowchart of
the complete methodical procedure for safety analyses performed by the best
estimate approach.
The main part of the PhD thesis is focused on application of proposed
complete methodical best estimate procedure for the safety assessment of the
steam generator steam collector rupture on WWER-1000/320 Temelín NPP
which is the event most limiting the operation. The procedure covers
validation calculation of the experiment with 26 % rupture of a steam pipe on
the PSB-WWER test facility, identification of input uncertainties and their
statistical evaluation on the uncertain maximal fuel surface temperature,
uncertainty calculations of the identical experiment calculated with the
WWER-1000 Temelín NPP model, comparison of statistical uncertainty and
50
sensitivity results of both calculations and proving of transportability of
uncertainties from the experiment to a model of real NPP. Then, calculation
of the steam generator steam collector rupture with identified uncertainties is
performed. The statistical evaluations of uncertainties are provided by the
probabilistic GRS method with use of statistical software tool named SUSA.
The limit values of uncertain statistical ranges are compared with criteria of
acceptability and the increased reserve against results of conservative
calculations are expressed.
RESUMÉ
Termohydraulické modely výpočetních programů predikují fyzikální
chování jevů, ke kterým dochází během přechodových a předpokládaných
havarijních procesů na jaderné elektrárně. Výpočet každého procesu je
zatížen řadou neurčitostí, které ovlivňují průběh procesu a výsledky výpočtu.
Prostředkem k prokázání dosažené úrovně bezpečnosti jaderné
elektrárny jsou bezpečnostní analýzy postulovaných iniciačních událostí
spočítané systémovými termohydraulickými programy. Bezpečnostní analýzy
předpovídají průběh odezvy jaderné elektrárny na iniciační události. Cílem
bezpečnostních analýz je prokázat splnění příslušných kritérií přijatelnosti
daných iniciačních událostí.
Moderní pokročilé metodiky nejlepšího odhadu předpokládají ve
výpočtu realistické počáteční a okrajové podmínky a konzervativní
předpoklady týkající se dosažitelnosti systémů jaderné elektrárny.
Bezpečnostní hodnocení iniciačních událostí best estimate přístupem se
prokazuje porovnáním specifických kritérií přijatelnosti s limitními
hodnotami hodnocených neurčitých výstupních veličin stanovených
statistickou neurčitostní analýzou.
V disertační práci je proveden rozbor možností přístupu k
bezpečnostnímu hodnocení iniciačních událostí, definován přístup nejlepšího
odhadu k vyhodnocení neurčitostí vstupních modelů a parametrů a formou
vývojového diagramu je navržen a popsán úplný metodický postup provedení
bezpečnostní analýzy přístupem nejlepšího odhadu.
Hlavní část disertační práce je věnována aplikaci navrženého úplného
metodického postupu nejlepšího odhadu na bezpečnostní hodnocení nejvíce
provozně omezující události roztržení parního kolektoru PG na JE VVER1000/320 Temelín. Postup zahrnuje validační výpočet experimentu s 26 %
roztržením parního potrubí na testovacím zařízení PSB-VVER, identifikaci
vstupních neurčitostí, jejich statistické vyhodnocení na neurčité maximální
51
teplotě povrchu proutku, neurčitostní výpočty identického experimentu
vypočítané modelem elektrárny VVER-1000 Temelín, porovnání
statistických neurčitostních a citlivostních výsledků obou výpočtů a
prokázání přenositelnosti neurčitostí z modelu experimentu na model
elektrárny. S identifikovanými neurčitostmi je finálně proveden výpočet
iniciační události roztržení konce parního kolektoru PG JE Temelín.
Statistická vyhodnocení neurčitostí jsou provedena pravděpodobnostní GRS
metodou s využitím statistického softwarového nástroje SUSA. Limitní
hodnoty neučitých statistických mezí jsou porovnány s kritérii přijatelnosti a
explicitně je vyjádřena zvýšená rezerva oproti výsledkům konzervativních
výpočtů.
52