Методический подход к созданию моделей энергоблоков АЭС с ВВЭР для реалистического расчётного обоснования безопасности при тяжёлых авариях

В диссертации представлены результаты комплекса работ по разработке методического подхода к созданию физико-математической модели энергоблока АЭС на примере ВВЭР, предназначенной для реалистического расчётного обоснования безопасности энергоблоков АЭС при тяжёлых авариях, включая определение исходных данных для расчёта водородной взрывобезопасности, радиационных последствий, оценки эффективности мер по управлению тяжёлой аварией и функционирования оборудования и систем безопасности при тяжёлых авариях. Разработанный методический подход обобщает многолетний опыт автора по расчётному сопровождению анализа безопасности АЭС с ВВЭР, включая исследование процессов и явлений при ТА, создание физических моделей, их интегрирование в единую программу для ЭВМ (интегральный код), валидацию, аттестацию и практическое использование, а также методическое сопровождение применения интегральных кодов в проектно-конструкторских организациях ГК «Росатом». В результате выполненной работы решены следующие задачи, в совокупности способствующие решению важной научно-технической проблемы обоснования безопасности АЭС с ВВЭР при тяжёлых авариях, обеспечения сохранения и преемственности знаний о расчётном анализе тяжёлых аварий на энергоблоках ВВЭР: с учётом конструктивных особенностей ВВЭР и современных знаний о представительных сценариях тяжёлых аварий на ВВЭР выполнен комплексный феноменологический анализ тяжёлых аварий и выделены определяющие процессы и явления, а также оценена степень их изученности; разработана методика валидации интегрального кода для анализа тяжёлых аварий; разработаны, аттестованы в ФБУ «НТЦ ЯРБ» Ростехнадзора и внедрены в эксплуатацию в ИБРАЭ РАН и отраслевых организациях две версии интегрального кода для расчёта тяжёлых аварий СОКРАТ-В1/В2 и СОКРАТ/В3; разработана методика квалификации расчётных моделей энергоблоков АЭС с ВВЭР для использования с версиями интегрального тяжелоаварийного кода СОКРАТ В1/В2 и СОКРАТ/В3; с использованием разработанного методического подхода созданы и внедрены в практику обоснования безопасности физико-математические модели энергоблоков ВВЭР; сформулированы цели, задачи, проблемы и роль анализа неопределённости при использовании физико-математических моделей для расчётов ТА на ВВЭР; выполнена апробация методического подхода на примере численного моделирования тяжёлой аварии на АЭС Фукусима-1 и в анализе безопасности ВВЭР; продемонстрирована возможность ложных показаний уровнемеров ПГ ВВЭР-1000 в условиях тяжёлых аварий, а также важность учёта этого эффекта в рамках симптомно-ориентированного подхода; показана роль конвективного переноса тепла между активной зоной и ПГ при тяжёлых авариях с плотным первым контуром при оценках байпассирования гермооболочки и формирования раннего радиоактивного выброса.