Критерії умов гідродинамічної нестійкості теплоносія при аваріях із течами реакторного контуру.
DOI:
https://doi.org/10.15276/opu.2.66.2022.06Ключові слова:
аварія, гідродинамічна нестійкість, теча, реакторний контурАнотація
Сучасні детерміністські коди моделювання домінантних для безпеки ядерних енергоустановок груп аварій із течами реакторного контуру (у тому числі між контурні течі в парогенератори) не визначають умови й наслідки процесів гідродинамічної нестійкості теплоносія. Роботи по попередженню умов гідродинамічної нестійкості проводились для окремих систем безпеки реакторної установки в яких встановлений конкретний тип обладнання. Виникнення гідродинамічної нестійкості теплоносія змінює умови теплообміну в активній зоні реактора, призводить до циклічних високо амплітудних гідродинамічних навантажень на внутрішньо корпусні конструкції та інших негативних ефектів. Метою представленої роботи є створення методів моделювання умов гідродинамічної нестійкості теплоносія при аваріях із течами реакторного контуру. Методика реалізації роботи заснована на розробці термодинамічного методу визначення умов гідро динамічної нестійкості в умовах аварій з течами реакторного контуру з розробкою термодинамічної моделі аварії і аналізом отриманих результатів та визначення засобу їх практичного використання. На основі наближеного метода визначені мінімальні розміри теч реакторного контуру з ВВЕР області гідродинамічної нестійкості теплоносія: для системи аварійного охолодження активної зони реактора насосами високого тиску – 400 мм; для системи аварійного охолодження активної зони реактора насосами низького тиску – 100 мм. Виникнення гідродинамічної нестійкості теплоносія змінює умови теплообміну в активній зоні реактора, призводить до циклічних високо амплітудних гідродинамічних навантажень на внутрішньо корпусні конструкції та інших негативних ефектів. Представлено оригінальний метод визначення критерію умов виникнення гідродинамічної нестійкості теплоносія на етапі пуску насосів систем безпеки при аварії з течами реакторного контуру.
Завантаження
Посилання
Науково-технічні основи заходів підвищення безпеки АЕС з ВВЕР. Інститут проблем безпеки АЕС. / За ред. О.О. Ключнікова. Чорнобиль : Національна академія наук України, 2012. 296 с.
OECD. Specialist Meeting on Severe Accident Management. Niantic (USA). June 2015. 237 p.
Борисенко В.И. О некоторых закономерностях последствий аварий на АЭС. Проблеми безпеки АЕС i Чорнобиль. 2012. № 18. С. 6–15.
Вышемирский М.П., Мазурок А.С, Носовский А.В. Анализ влияния начальных и граничных условий на формирование термоудара корпуса реактора. Ядерна та радіаційна безпека. 2013. № 1(57). С. 26–30.
Actual problems of thermal physics of design and severe accidents of nuclear power units / I. Sharaievskii, N. Fialko, A. Nosovsky, L. Zimin, G. Sharaievskii. Nuclear & Radiation Safety. 2016. № 2(70). P. 32–36.
Попередження умов гідродинамічної нестійкості у системах безпеки з насосами ядерних енергоустановок / В.А. Кондратюк, В.И. Скалозубов, Ю.А. Комаров, С.И. Косенко, Д.О. Федоров. Праці Одеського політехнічного університету. 2022. № 1(65). С. 70–75. DOI: 10.15276/opu.1.65.2022.08.
Шараевский Г.И. Проблеми підвищення показників надійності розрахункового визначення кризи тепловіддачі у водоохлоджуваних реакторах на базі комп’ютерних теплогідравлічних кодів. Ядерна та радіаційна безпека. 2018. №3(79). С. 16–22. DOI: https://doi.org/ 10.32918/nrs.2018.3(79).03.
Мазурок А.С., Алексеев Ю.П., Крушинский А.Г., Корницкий А.В. Валидация теплогидравличе-ской модели реакторной установки с детальной разбивкой опускного участка для анализа тер-мических нагрузок на корпус реактора. Ядерна та радіаційна безпека. 2012. № 1(53). С. 16–21.
Дємєнков В.М., Шугайло О.П., Мустафін М.А., Макаренко М.В. Оцінка цілісності обладнання та трубопроводів АС на основі пов'язаних розрахунків в ANSYS і RELAP CODE. Ядерна та радіаційна безпека. 2020. №3(87). С. 46–54. DOI: https://doi.org/10.32918/nrs.2020.3(87).06.
Дробышевский Н.Д. Верификация и предложение механического модуля кода СОКРАТ к задачам расчета на прочность. Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: материалы 6-й междунар. науч.-техн. конф., Подольск. 26-29 мая 2009 г. (Подольск: ОКБ «Гидропресс», 2009).
Грищенко Б. Ю., Полянский М. А., Севбо А. Е., Семенюк И. А. Применение вероятностных методов анализа безопасности АЭС при исследовании нарушений хрупкой прочности корпуса реактора. Ядерна та радіаційна безпека. 2013. № 1(57). С. 22–25.
Sauvage E., Musoyan G. Nuclear Reactor Severe Accident Analysis: Applications and Management Guidelines. SARnet 17, Budapest, Hungary, April 1–11, 2008.
Derakhshan S., Nourbakhsh A. Theoretical, numerical and experimental investigation of centrifugal pumps in reverse operation. Experimental Thermal znd Fluid Science. 2008. V. 32, №8. P. 1620–1627.
Analysis of Reliability-Critical Hydraulic Impact Conditions at WWER-1000 NPP Active Safety Systems / V. Skalozubov, I. Kozlov, O. Chulkin, Yu. Komarov, O. Piontkovskyi. Nuclear & Radiation Safety. 2019. 1(81). P. 42–45. DOI: https://doi.org/10.32918/nrs.2019.1(81).07.
Antonyuk N., Gerliga V., Skalozubov V. Excitation of thermoacoustic oscillations in a heated channel. Journal of Engineering Physics and Thermophysics. 1990. 59, 4. P. 1323–1328.16. Water hammers in transonic modes of steam-liquid flows in NPP equipment / V. Skalozubov, N. Bilous, D. Pirkovskiy, I. Kozlov, Yu. Komarov, O. Chulkin. Nuclear & Radiation Safety. 2019. 2(82). P. 46–49. DOI: https://doi.org/10.32918/nrs.2019.2(82).08.
