О ВЛИЯНИИ ХАРАКТЕРИСТИК ВХОДНЫХ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТЕЙ НА РЕЗУЛЬТАТЫ СТАТИСТИЧЕСКОГО АНАЛИЗА ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ РАСЧЕТОВ

В. А. Василенко, Ю. А. Мигров, А. В. Мицкевич, А. В. Ярушин, А. С. Грицай

Аннотация


Актуальность. Обоснование безопасности объектов использования атомной энергии (ОИАЭ) должно выполняться с использованием аттестованных программных средств. При этом процедура валидации теплогидравлических расчетных кодов требует оценки неопределенности и чувствительности результатов расчетов. Цель – разработать методологию корректного и эффективного выполнения анализа чувствительности при проведении валидации теплогидравлических расчетных кодов. Материал и методы. Для расчетов использован тепло-гидравлический код КОРСАР (ФГУП «НИТИ им. А. П. Александрова»), для валидации – экспериментальные данные по исследованию истинного объемного паросодержания при кипении с недогревом в трубах (опыты Г. Г. Бартоломея). Результаты и обсуждение. Показано в тестовых расчетах и обосновано следующее необходимое условие корректности результатов анализа чувствительности – равенство принятых при анализе статистических характеристик исходных неопределенностей. Показана допустимость исключения из анализа неопределенности исходных неопределенных факторов, коэффициент ранговой корреляции Спирмена которых менее |0,2|. Данное решение позволяет уменьшить трудозатраты при анализе неопределенности. Заключение. Эффективность процедуры валидации теплогидравлических расчетных кодов может быть повышена за счет проведения предварительного анализа чувствительности перед формированием матриц валидации, а также исключения из процедуры детальной количественной оценки статистических характеристик незначимых входных неопределенностей.

Ключевые слова


объект использования атомной энергии (ОИАЭ), анализ неопределенностей, анализ чувствительности, коэффициент ранговой корреляции Спирмена, обоснование безопасности ОИАЭ, теплогидравлический расчет, валидация, теплогидравлический расчетный код

Литература


Safety assessment for facilities and activities. General safety requirements. GRS Part 4 (rev. 1). Vienna: IAEA, 2016. IAEAL: 16-01016

Deterministic safety analysis for nuclear power plants. No. SSG-2 (rev. 1). Vienna: IAEA, 2023. IAEAL: 19-01244

Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (НП-001-15). – Ядерная и радиационная безопасность, 2016, т. 79, № 1, с. 39–62. https://elibrary.ru/wemavf

Рекомендации по оценке погрешностей и неопределенностей результатов расчетных анализов безопасности атомных станций РБ-166-20. – Ядерная и радиационная безопасность, 2020, т. 98, № 4, с. 117–130. https://elibrary.ru/izljqh

Бутов А.А., Жданов В.С., Климонов В.А. Верификация кода ЕВКЛИД/V2 на основе экспериментов с разрушением элементов активной зоны реактора с жидкометаллическим теплоносителем. – Теплоэнергетика, 2019, № 5, с.16–24. https://elibrary.ru/zbgred https://doi.org/10.1134/S0040363619050035

Бартоломей Г.Г., Брантов В.Г., Молочников Ю.С. и др. Экспериментальное исследование истинного объемного паросодержания при кипении с недогревом в трубах. – Теплоэнергетика, 1982, № 3, с. 20–22.

Грицай А.С., Мигров Ю.А. Развитие метода обоснования не определенностей моделей, используемых в теплогидравлических расчетных кодах. – Теплоэнергетика, 2019, № 5, с.25–31. https://elibrary.ru/vxwcaq https://doi.org/10.1134/S0040363619050047

Skorek T., de Crécy A., Kovtonyuk A. et al. Quantification of the uncertainty of the physical models in the system thermalhydraulic codes–PREMIUM benchmark. – Nuclear Engineering and Design, 2019, v. 354, id 110199. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2019.110199

Грицай А.С., Куртометова О.В. Методические аспекты статистического анализа чувствительности динамики ЯЭУ в теплогидравлических расчетах. – Атомная энергия, 2022, т. 132, вып. 2, с. 99–105. https://elibrary.ru/ivynzc https://doi.org/10.1007/s10512-023-00911-w

Грицай А.С., Мигров Ю.А. Оценка неопределенностей моделей теплогидравлических расчетных кодов. – Теплоэнергетика, 2015, т. 62, № 9, с. 45–51. https://elibrary.ru/udevht https://doi.org/10.1134/S0040363615090040

Saha P., Zuber N. Point of net vapor generation and vapor void fraction in subcooled boiling. – In: Proc. of 5th International Heat Transfer Conference. Tokyo, September 3–7, 1974, p.1–5. https://doi.org/10.1615/IHTC5.430


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.