1 UVOD
Danes je večina programskih orodij opremljena z
grafičnim uporabniškim vmesnikom. Grafični
uporabniški vmesnik uporabniku zagotavlja dragoceno
sredstvo za učenje, razumevanje in uporabo
programskega orodja. Grafični uporabniški vmesniki za
prikaz rezultatov na področju varnostnih analiz jedrskih
naprav so bili razviti za programe za računalniško
dinamiko tekočin, za sistemske termohidravlične
računalniške programe, računalniške programe za težke
nesreče itd. V zgodnjih 90. letih 20. stoletja so se pri
Ameriški zvezni jedrski upravni komisiji (NRC)
odločili, da bodo vsi njihovi računalniški programi,
vključno z RELAP5, opremljeni z uporabniškim
grafičnim vmesnikom. Prvi tak uporabniški grafični
vmesnik je bil NPA (Nuclear Plant Analyzer) [1].
Program je bil namenjen za vizualizacijo obnašanja
reaktorskega hladila med simuliranimi nezgodami.
Razvoj SNAP (Symbolic Nuclear Analysis Package) se
je začel leta 1996 [2] in še vedno traja. SNAP trenutno
podpira računalniške programe CONTAIN [3],
COBRA, FRAPCON-3, MELCOR, PARCS, RELAP5
[4] in TRACE [5]. V zadnjih dvajsetih letih je bilo kar
nekaj študij jedrske elektrarne Krško z uporabo
grafičnega uporabniškega vmesnika. Prva vizualizacija
jedrske elektrarne Krško je bila na Institutu »Jožef
Stefan« narejena z NPA za izračune RELAP5/MOD3.1
leta 1995 [6]. Z računalniškim programom NPA sta bili
razviti splošna maska elektrarne in maska uparjalnikov.
Z grafičnim uporabniškim vmesnikom NPA je bil razvit
tudi model jedrske elektrarne Krško [7] za računalniški
program MELCOR. Za animacijo z NPA je bil izbran
scenarij hipotetične težke nesreče v jedrski elektrarni
Krško. Razvite so bile številne maske, vključno z masko
za termohidravlične pojave, ki je prikazovala primarni
in sekundarni sistem elektrarne skupaj z zadrževalnim
hramom, maska za sredico, ki je prikazovala materialno
sestavo sredice, masko reaktorske votline, ki je
prikazovala obliko (npr. interakcijo sredice in betona),
maska z grafi itd. Naslednji primer vizualizacije
rezultatov je študija [8], [9], v kateri je bila ocenjena
ranljivost struktur reaktorske votline v tipični
tlačnovodni jedrski elektrarni.
Glede na to, da je SNAP računalniška aplikacija na
podlagi Jave, ki teče na različnih računalniških
Prejet 3. februar, 2011
Odobren 5. julij, 2011
148 PROŠEK
platformah vključno z Windows 7 in Windows XP,
operacijskih sistemih na podlagi Linux in Mac Os X, je
bil v letu 2010 razvit nov animacijski model jedrske
elektrarne Krško za prehodne pojave in nezgode [10].
Glavni motiv za razvoj animacijskega modela je bil
pripraviti orodja za čim bolj gladek prehod z
računalniškega programa RELAP5 na TRACE, boljša
predstavitev simuliranih fizikalnih pojavov in procesov,
uporabniku prijazno orodje za razumevanje razčlenitve
vhodnega modela in kako podrobno je kaj modelirano,
boljša predstavitev izračunanih rezultatov, orodje za
učenje novih uporabnikov programa in ne nazadnje, z
modernimi računalniškimi orodji pridobiti nove
uporabnike sistemskih programov. Nova orodja bodo
tako dopolnila obstoječa, ki se uporabljajo za varnostne
analize [11], [12], Napaka! Vira sklicevanja ni bilo
mogoče najti..
V naslednjih odstavkih je predstavljen razviti
ROSA/LSTF (Rig of Safety Assessment/Large Scale
Test Facility) animacijski model in RELAP5 izračun,
potreben za preveritev delovanja animacijskega modela
med prehodnimi pojavi. Izračuni so bili narejeni z
zadnjo verzijo računalniškega programa
RELAP5/MOD3.3 Patch 04. Na koncu so dani še
primeri animacij.
2 OPIS ORODIJ
Jedrska naprava ima veliko vidikov, ki jih je mogoče
vizualno predstaviti. Grafični uporabniški vmesnik se
lahko uporabi za vizualno predstavitev termohidravlike,
prenosa toplote, obnašanja gorivnih palic, regulacij,
logike za zaustavitev itd. Grafični uporabniški vmesnik
uporabniku pomaga pri pripravi vodnega modela,
zaganjanju izračunov in prikazu rezultatov izračunov. Je
veliko različnih načinov za obdelavo izračunanih
rezultatov. Najprej bo opisano programsko orodje za
vizualizacijo SNAP. Sledi opis uporabljenega
računalniškega programa RELAP5, naprave
ROSA/LSTF, scenarija nezgode in na koncu RELAP5
vhodnega modela za napravo ROSA/LSTF.
2.1 Grafični uporabniški vmesnik SNAP
SNAP [14] je bil razvit za lažje izvajanje varnostnih
analiz. Namenjen je ustvarjanju in urejanju vhodnih
modelov za računalniške programe, ima možnost
zaganjanja, nadzora in interakcije z računalniškim
programom. SNAP trenutno podpira računalniške
programe CONTAIN, COBRA, FRAPCON-3,
MELCOR, PARCS, RELAP5 in TRACE. Vsak
računalniški program podpira svoj vtič (plug-in).
Zmožnost SNAP za interaktivno delo in poznejšo
obdelavo rezultatov je narejena večinoma prek
animacijskih prikazov. Animacijski prikaz zajema
podatke s strežnika in jih vizualno prikaže v določeni
obliki. Podatki so lahko iz aktivno tekočega izračuna,
zaključenega izračuna, zunanjih podatkov itd.
2.2 Računalniški program RELAP5/MOD3.3
Patch 04
Osnovni termohidravlični model v računalniškem
programu RELAP5 sestavlja šest enačb: dve enačbi za
ohranitev mase, dve enačbi za ohranitev gibalne
količine in dve enačbi za ohranitev energije. Zapiralne
enačbe so zagotovljene z uporabo osnovnih zvez in
korelacij. Od izida računalniškega programa
RELAP5/MOD2, leta 1985, se je računalniški program
RELAP5 neprenehoma izpopolnjeval in dopolnjeval.
Izdaji RELAP5/MOD3.3 so bili dodani številni novi
modeli, narejene so bile izboljšave obstoječih modelov
ter prikladnejši računalniški program z vidika
uporabnikov. Zadnja verzija RELAP5/MOD3.3 Patch
04 je bila izdana leta 2010 [4].
2.3 Eksperimentalna naprava ROSA/LSTF
Eksperimentalna naprava ROSA/LSTF [15] je bila
projektirana za simulacijo termohidravličnih pojavov,
značilnih za malo izlivno nezgodo in obratovalnih
prehodnih pojavov, s tem da so bile razlike višin med
komponentami, preseki glavnih cevovodov in tlaki v
primarnem sistemu prototipni. Simulirali so glavne
regulacijske sisteme. Naprava ROSA/LSTF ima
prostornine pomanjšane na 1:48 v primerjavi s
štirizančno tlačnovodne jedrske elektrarne toplotne
moči 3423 MW. Štiri zanke v referenčni jedrski
elektrarni so predstavljene z dvema simetričnima
zankama v ROSA/LSTF, s tem da ima vsaka en aktiven
uparjalnik in eno aktivno reaktorsko črpalko. Višinske
razlike med komponentami so ohranjene, da bi lahko
simulirali pojave naravnega obtoka med malimi
izlivnimi nezgodami in obratovalnimi prehodnimi
pojavi. Poleg glavnih komponent so vključeni še
reaktorski varovalni sistemi, regulacija opreme, sistemi
na sekundarni strani in različni pomožni sistemi. To so
sistemi za zasilno hlajenje sredice, napajalna voda,
kondenzatni sistem in sistem pare s pomožnimi sistemi
kot sistem hladilne vode, instrumentacijskega zraka,
čiščenja vode itd.
2.4 Opis scenarija nezgode
Poskus SB-HL-02, ki so ga na eksperimentalni napravi
ROSA/LSTF izvedli 30. junija 1987, kaže 10-odstotni
zlom vroče veje [16]. Predstavlja vodoravni zlom v
vroči veji z velikostjo 10 % preseka, po sočasni
odpovedi zunanjega električnega napajanja in
zaustavitvi reaktorja na signal nizkega tlaka v tlačniku.
Tako visokotlačno varnostno vbrizgavanje (HPSI) kot
sistem pomožne napajalne vode (AFW) po predpostavki
nista bila razpoložljiva.
Tlak v primarnem sistemu je po nastopu zloma hitro
upadel in dosegel vrednost 12,97 MPa v 6 s. Signal za
zaustavitev reaktorja je v 11 s sprožil zaprtje ventilov
parovoda, v 13 s je zaustavil glavno napajalno vodo in v
42 s je sprožil zaostalo toploto sredice. Izguba
UPORABA GRAFIČNEGA UPORABNIŠKEGA VMESNIKA ZA VARNOSTNO ANALIZO POSKUSA ROSA/LSTF … 149
Slika 1: Urejevalnik SNAP, ki prikazuje hidravlične komponente vhodnega modela za RELAP5
električne moči je bila predpostavljena sočasno z
zaustavitvijo reaktorja. Tako je signal za zaustavitev
reaktorja sprožil zaustavljanje reaktorske črpalke.
Primarni tlak je dosegel nastavitveno točko za
vbrizgavanje akumulatorjev (4,51 MPa) v 310 s. Ko se
je končalo vbrizgavanje akumulatorjev, je nizkotlačno
varnostno vbrizgavanje začelo samodejno vbrizgavati v
856 s, ko je primarni tlak dosegel 1,29 MPa. Poskus je
bil končan v 1941 s.
2.5 Vhodni model za program RELAP5
Vhodni model za program RELAP5 je sestavljen iz 212
vozlišč, 221 spojev in 213 toplotnih teles. Vhodni model
za RELAP5 hidrodinamske komponente, ustvarjen s
SNAP, je prikazan na sliki 1. Modelirane so vse
pomembne komponente primarne in sekundarne strani
(do turbine) naprave ROSA/LSTF. Vhodni model za
RELAP5 vsebuje tudi reaktorski varovalni sistem.
3 REZULTATI, PREDSTAVLJENI Z GRAFIČNIM
VMESNIKOM SNAP
Prvi primer rezultatov, predstavljenih z grafičnim
vmesnikom SNAP, je regulator za reaktorsko črpalko za
doseganje želenega pretoka reaktorskega hladila med
ustaljenim stanjem (normalno obratovanje pri 100-
odstotni moči). Iz slike 2 se lahko vidi doseženo stanje
po 1000 s izračuna, ki se začne v času -1000 s in konča
ob času 0 s. Taki regulatorji so vgrajeni v računalniški
program RELAP5.
Signal napake pretoka vodimo v proporcionalno-
integralni regulator PUMPCTL. Začetna vrednost je
enaka 25 (‘init’). Si je faktor ojačitve in mora biti
različen od nič, saj z njim delimo signal napake. T1 je
časovna konstanta za proporcionalni del in T2 je
časovna konstanta za integralni del. Med prehodnim
pojavom regulator izključimo, ker je zaustavljanje
reaktorske črpalke podano kot časovno odvisna
funkcija.
Drugi primer uporabe grafičnega uporabniškega
vmesnika so grafi pomembnih spremenljivk med
simuliranim poskusom male izlivne nezgode, ki so
prikazani na sliki 3. Grafi so bili izrisani neposredno iz
SNAP z uporabo skriptov za risanje, ki jih lahko
napišemo za hitro risanje s pomočjo računalniškega
programa AptPlot, namenjenega za risanje grafov.
Slika 2: Regulator reaktorske črpalke za ustaljeno stanje
150 PROŠEK
Slika 3 kaže tlak v tlačniku, ki narekuje potek
prehodnega pojava. Do začetka varnostnega
vbrizgavanja je tlak odvisen od iztoka skozi zlom. Zlom
povzroči odkritje sredice (glej sliko 3(c)) in segrevanje
sredice (glej sliko 3(b)). Integrirana masa pretoka skozi
zlom je prikazana na sliki 3(d). Iz teh grafov analitik
lahko dobi splošno sliko o prehodnem pojavu.
Predstavitev fizikalnih pojavov in procesov se lahko
izboljša z uporabo animacijskih mask in filmov
(zaporedje animacijskih mask). Na sliki 4 je prikazana
splošna maska eksperimentalne naprave ROSA/LSTF
ob času 300 s. Sta dve barvni lestvici, ena za delež
praznin in druga za temperaturo goriva. Pri barvni
lestvici za delež praznin modra barva pomeni kapljevino
in bela pomeni plin. Glede na sliko 3 je sredica ob času
300 s najbolj odkrita. Glede na barvno lestvico deleža
praznin se lahko vidi, da se v primarnem sistemu ob
času 300 s kapljevina nahaja pretežno v sredici in en del
v sifonu. Več kot 80 % mase reaktorskega hladilnega
sistema (začetna masa 5418 kg) je izteklo skozi zlom,
medtem ko so akumulatorji komaj začeli vbrizgavati
(106 kg hladila vbrizgano; skupaj akumulatorja
vsebujeta 1944 kg hladila). Tlak v reaktorskem
hladilnem sistemu je za zdaj še tako visok, da sistem za
nizkotlačno varnostno vbrizgavanje (LPSI) še ne more
vbrizgavati. Vidi se tudi, da so vse črpalke zaustavljene,
da se je ustvaril sifon (pojav vodnega čepa) na obeh
sifonih hkrati, kar povzroči veliko odkritje sredice. Ko
se sifon sprazni, voda, ki se nahaja v povratnem kanalu
reaktorske posode, hitro poplavi sredico. Čeprav je
skozi zlom izteklo veliko hladila, je prišlo le do
manjšega segrevanja goriva, kot se lahko vidi iz slike
3(b). Iz slike 4 se tudi vidi, da je bila iz akumulatorja št.
1 vbrizgana večja količina hladila. Vzrok je v tem, da je
po specifikacijah poskusa vbrizgavanje iz akumulatorja
št. 1 približno trikrat večje od vbrizgavanja iz
akumulatorja št. 2.
Slika 3: Pomembne spremenljivke med simuliranim poskusom male izlivne nezgode
UPORABA GRAFIČNEGA UPORABNIŠKEGA VMESNIKA ZA VARNOSTNO ANALIZO POSKUSA ROSA/LSTF … 151
Slika 4: Splošna animacijska maska naprave ROSA/LSTF ob času 300 s
Slika 5: (a) Enofazni naravni obtok (levo) in (b) povratna kondenzacija (desno)
Končno slika 5 prikazuje enofazni naravni obtok in
povratno kondenzacijo v zanki št. 1. Enofazni naravni
obtok povzroči prenos toplote iz sredice na uparjalnike.
Ko tlak reaktorskega hladilnega sistema pade na
vrednost, ki je le nekoliko višja od sekundarnega tlaka,
se začne tekočina na vrhu U-cevi uparjalnika hitro
152 PROŠEK
uparjati. To hitro uparjanje na vrhu U-cevi uparjalnika
prekine enofazni naravni obtok in povzroči padec nivoja
vode na hladni strani uparjalnika (glej sliko 5(b)), da bi
se ohranilo tlačno ravnovesje. Para, ki se tvori v sredici,
se dviga prek vroče veje v U-cevi uparjalnika, kjer
kondenzira in pada prek vročih vej nazaj v reaktorsko
posodo.
Smer puščice v vroči veji na sliki 5(b) kaže, da je
skupni masni tok negativen in da je tok pare skozi U-
cevi majhen. Nekoliko večji je masni tok na izhodu iz
uparjalnika, kar pomeni, da se uparjalnik počasi prazni.
V poznejši fazi, ko tlak upade tako, da se iztok skozi
zlom in varnostno vbrizgavanje izenačita in če zlom ni
prevelik, se začne reaktorski hladilni sistem ponovno
polniti. V nasprotnem primeru je reaktorski hladilni
sistem napolnjen do višine zloma, pri tem pa je sredica
popolnoma pokrita z vodo.
Poleg prikazanih mask se za animacijo lahko uporabi
tudi osnovna diskretizacija, prikazana na sliki 1.
Animiramo lahko tudi vso logiko in regulacijske
sisteme, ki so v vhodnem modelu. Regulator za črpalko,
prikazan na sliki 2, je že tak primer. Vse te maske lahko
uporabimo med samim izračunom, lahko predvajamo
shranjene podatke in ustvarimo posebne filme. Tako
lahko zelo učinkovito pokažemo fizikalno obnašanje
med izračunom. Tako prikazani rezultati so zelo
uporabni za širšo javnost, ki ji ni povsem poznana
tehnologija jedrskih naprav, in se lahko uporabi kot
učno orodje za ljudi, ki delajo na jedrskem področju.
Navsezadnje je tak grafični uporabniški vmesnik zelo
prikladno orodje za učenje novih uporabnikov
računalniških programov za varnostne analize.
4 SKLEPI
Razvit je bil animacijski model SNAP eksperimentalne
naprave ROSA/LSTF za prikaz fizikalnih pojavov in
procesov. Izvorni podatki, potrebni za animacijo, so bili
dobljeni z računalniškim programom RELAP5/MOD3.3
Patch 04. Simuliran je bil scenarij hipotetične male
izlivne nezgode v vroči veji na integralni
eksperimentalni napravi ROSA/LSTF. Razvite so bile
različne animacijske maske, vključno s splošno masko
naprave. Te maske so bile uporabljene dodatno k
grafom, da bi popisali dogajanje med izračunanim
scenarijem. Povzamemo lahko, da razvite animacijske
maske znatno pomagajo pri analizi in da se rezultati
analiz lahko predstavijo širši javnosti na preprost in
razumljiv način. Širjenje rezultatov v taki obliki lahko
pripomore k izobraževanju splošne javnosti o
hipotetičnih jedrskih nezgodah in njihovih blažilnih
ukrepih.
ZAHVALE
Avtor se za financiranje zahvaljuje Jedrski elektrarni
Krško in Upravi Republike Slovenije za jedrsko varnost
(za financiranje v okviru raziskovalnega programa
CAMP, številka projekta POG-3473) in Javni agenciji
za raziskovalno dejavnost Slovenije (programska
skupina P2-0026).
5 LITERATURA
[1] D. M. Snider, K. L.Wagner, W. H. Grush, K. R. Jones, Nuclear
Plant Analyzer, U.S. NRC report, NUREG/CR-6291, 1997,
Idaho National Engineering Laboratory, INEL-94/0123.
[2] F. Eltawila, Thermal-Hydraulics Research Plan, Proceedings of
The Code Applications and Maintenance Program, Santa Fe,
NM, USA, 1996.
[3] K.K.Murata et al., Code Manual for CONTAIN 2.0: A Computer
Code for Nuclear Reactor Containment Analysis, NUREG/CR-
65, SAND97-1735, Sandia National Laboratories, USA, 1997.
[4] U.S. NRC, RELAP5/MOD3.3 code manual, Vols. 1 to 8, U.S.
NRC report, NUREG/CR-5535/Rev P4, 2010.
[5] U. S. Nuclear Regulatory Commission, TRACE V5.0p2 User’s
Manual, Division of Risk Assessment and Special Projects,
Office of Nuclear Regulatory Research, Washington, DC, 2010.
[6] B. Mavko, A. Prošek, Users Guide and Description of Demo
version of NEK Analyzer, IJS Report IJS-DP-7130, Jožef Stefan
Institute, 1995.
[7] I. Parzer, Possibilities for animation of severe accident
phenomena by NPA, Proc. of 4th Regional Meeting Nuclear
Energy in Central Europe, Bled, Slovenia, 7–10 September 1997,
pp. 37–42.
[8] L. Cizelj, B. Končar, B. and M. Leskovar, Vulnerability of a
partially flooded PWR reactor cavity to a steam explosion, Nucl.
Eng. Des., 2006, Vol. 236, pp. 1617–1627.
[9] Leskovar, M. and Uršič, M., Estimation of ex-vessel steam
explosion pressure loads, Nucl. Eng. Des., 2009, Vol. 239(11),
pp. 2444–2458.
[10] A. Prošek, B. Mavko, Animation model of Krško nuclear power
plant for RELAP5 calculations, Nucl. Eng. Des., 2011, Vol. 241,
pp. 1034–1046.
[11] M. Čepin, A. Prošek, Contribution of human reliability analysis
to the results of probabilistic safety assessment of the nuclear
power plant, Electrotechnical Review, 2009, Vol. 76(3), pp. 139–
144. Available: http://ev.fe.uni-lj.si/3-2009/Cepin.pdf.
[12] A. Prošek, M. Leskovar, Extensions of the fast Fourier transform
based method for quantitative assessment of code calculations,
Electrotechnical Review, 2009, Vol. 76(5), pp. 251–256.
Available: http://ev.fe.uni-lj.si/5-2009/Prosek.pdf.
[13] I. Kljenak, B. Mavko, Simulation of containment thermal-
hydraulics in the Marviken Blowdown 16 experiment with
ASTEC and CONTAIN codes, Nucl. Eng. Des., 2011, Vol.
241(4), pp. 1063–1070.
[14] APT, Symbolic Nuclear Analysis Package (SNAP), User's
Manual, Applied Programming Technology (APT), Inc., 2007.
[15] ROSA-IV group, ROSA-IV Large Scale Test Facility (LSTF)
System Description, Japan Atomic Energy Research Institute
(JAERI) report 84–237, January 1985.
[16] Y. Kukita et al. (22 co-authors), Japan Atomic Energy Research
Institute (JAERI): Data Report for ROSA-IV LSTF 10% Hot
Leg Break Experiment Run SB-HL-02, Report JAERI-M 90-
039, 1990.
Andrej Prošek je leta 1987 diplomiral na Fakulteti za
elektrotehniko Univerze v Ljubljani. Istega leta se je zaposlil
na Institutu »Jožef Stefan« (IJS), Odsek za reaktorsko tehniko
in začel podiplomsko izobraževanje. Na Fakulteti za
matematiko in fiziko Univerze v Ljubljani je magistriral in
doktoriral s področja jedrske tehnike leta 1992 oz. leta 1999.
Trenutno je višji znanstveni sodelavec na IJS. Njegove
raziskave vključujejo jedrsko varnost, termohidravlične
varnostne analize, ocenjevanje negotovosti in ocenjevanje
natančnosti termohidravličnih računalniških programov.