Дослідження процесів у системі герметичного огородження із застосуванням кодів ATHLET-CD та COCOSYS

Abstract

Наведено опис проведених модифікацій розрахункових моделей ВВЕР-440/В213 для кодів ATHLET-CD 3.1A (модель реакторної установки) та COCOSYS 2.4v5 (модель системи герметичних огороджень), а також резуль-тати автономних та поєднаних розрахунків аварії з течею теплоносія першого контуру Ду 200 мм та повним знеструмленням енергоблока No 1 Рівненської атомної електростанції (РАЕС). Модель для коду ATHLET-CD 3.1A була доповнена модулем важкого пошкодження активної зони (ECORE), що дозволило проаналізувати події до моменту відмови днища корпусу реактора.Порівняння результатів автономних та поєднаних розрахунків кодами ATHLET-CD 3.1A та COCOSYS 2.4 де-монструє майже однакову поведінку основних параметрів на початкових етапах аварії. Деякі незначні відмін-ності виникають через наявність мінімальної різниці в масових витратах води та пари з розриву, а також через присутню в поєднаному розрахунку теплопередачу від теплових структур першого контуру до атмосфери приміщень системи герметичного огородження (СГО). Водночас впродовж середньої та пізньої фаз аварії ви-никають більш значні відмінності між результатами автономних та поєднаного розрахунків, спричинені різ-ною кількістю винесених у СГО продуктів поділу та аерозолів. Зазначене дозволяє рекомендувати до застосо-вування саме поєднання («зв’язку») кодів/моделей для проведення чисельного аналізу аварії.

A brief description of performed input deck modifications and results of stand-alone and coupled calculations of Dn 200 mm loss of coolant accident with simultaneous total station blackout accident scenario for Rivne Nuclear Power Plant Unit 1 (WWER-440/V-213) with application of ATHLET-CD 3.1A and COCOSYS 2.4 codes are presented in the paper.ATHLET-CD stand-alone calculation was performed with constant containment pressure (a time dependent volume with constant pressure and temperature was used as a boundary volume for leakage). Further, mass and energy release and fission products from the primary system obtained during ATHLET-CD stand-alone calculation were used to perform COCOSYS stand-alone calculation. In addition, coupled ATHLET-CD and COCOSYS calculation was performed. All the computer analyzes were performed until the lower head failure. ATHLET-CD model was extended with core degradation module (ECORE), which allowed calculation of scenario until reactor pressure vessel failure.According to the results of comparative analysis, nearly the same behavior of the main parameters in the stand-alone and coupled calculation at an early phase of scenario was obtained. Some small differences occur due to distinction in behavior of water and steam mass flows released through the break and due to existence of heat transfer from the primary system structures to the containment compartments during coupled calculation of transient. As for middle and late phases of the accident, some differences between stand-alone and coupled calculation results for analyzed scenario are present. These differences are caused by different total fission products and aerosols release from the reactor coolant system to the containment compartments. The above information allows recommending application of coupled code/model versions for performing the computer severe accident analyses.