Обґрунтування модернізованої стратегії управління аваріями з повним тривалим знеструмленням при течах реакторного контуру ядерних енергоустановок з реакторами ВВЕР
DOI:
https://doi.org/10.15276/opu.2.61.2020.08Ключові слова:
стратегія управління аварією, знеструмлення, теча реакторного контуруАнотація
Проведений аналіз відомих результатів розрахункового моделювання кодом RELAP5/V.3.2 аварій з повним тривалим знеструмленням та течами другого контуру ядерних енергоустановок з ВВЕР показав, що проектні стратегії управління такими аваріями проектними пасивними системами безпеки не забезпечують необхідні умови безпеки щодо максимально допустимої температури оболонок твелів, щодо мінімально допустимого рівня теплоносія в реакторі і живильної води в парогенераторах. Розроблено консервативну теплогідродинамічну модель проектної і модернізованої стратегії управління аваріями з течами реакторного контуру та повним тривалим знеструмленням ядерної енергоустановки з ВВЕР. Проектна стратегія управління аваріями здійснюється проектними пасивними системами безпеки: запобіжними клапанами систем компенсації тиску і пароскидальних пристроїв 2-го контуру, а також гідроємностями системи аварійного охолодження активної зони реактора. Модернізована стратегія управління аваріями з течами реакторного контуру та повним тривалим знеструмленням ядерної енергоустановки з ВВЕР. Проектна стратегія здійснюється перспективними системами пасивного відводу тепла від активної зони реактора і підтримки рівня теплоносія в реакторі та живильної води в парогенераторах. Основні консервативні допущення представленої моделі аварій з течами реакторного контуру та повним тривалим знеструмленням: повна тривала відмова усіх електронасосів активних систем безпеки; температура ядерного палива в центральній частині паливної матриці твела приймається максимально допустимою; не враховується вплив на аварійний процес витрати «вибігу» турбоживильного насоса та рівня теплоносія в компенсаторі тиску. В результаті розрахункового моделювання встановлено, що при проектній стратегії управління аваріями з течами реакторного контуру та повним тривалим знеструмленням порушення умов безпеки визначені для всього діапазону розмірів теч. При модернізованій стратегії управління аваріями умови безпеки забезпечені протягом 72 годин аварійного процесу та більше. Представлені результати розрахункового моделювання стратегій управління аваріями з повним тривалим знеструмленням ядерних енергоустановок можуть бути використані для модернізації і вдосконалення симптомно-орієнтрованих аварійних інструкцій та посібників з управління важкими аваріями на ядерних енергоустановках із реакторами типа ВВЕР. Застосування отриманих результатів розрахункового моделювання стратегій управління аваріями з повним тривалим знеструмленням у загальному випадку не обґрунтовано для інших типів реакторної установки. У цьому випадку необхідна розробка розрахункових моделей управління аваріями з повним тривалим знеструмленням, що враховують специфіку конструкційно-технічних характеристик та умов експлуатації систем, важливих для безпеки ядерних енергоустановок.
Завантаження
Посилання
IAEA-EBR-WWER-05. Safety Issues and Their Ranking for WWER-1000 Model 320 Nuclear Power Plants. A Publication of the Extrabudgetary Programme on the Safety of WWER and RBMK Nuclear Power Plants. Vienna, 1997. 223 p.
CNS-RM-2005/08 FINAL. Convention on Nuclear Safety. Summary Report. Third Review Meeting of the Contracting Parties, Vienna, Austria, April 11 – 22, 2005. 13 p.
Horche W., Kirmse R., Weber J.P. Bewertung vorliegender Störfallanalysen anderer Institutionen für das Kernkraftwerk Stendal und andere WWER-1000/W-320: Interner Bericht. GRS, 1991. 197 p.
Kirmse R., Macek J. Thermohydraulische Analysen von Kühlmittelverluststörfällen mit großem Bruch im Kernkraftwerk Stendal-1 A mit dem Programmsystem ATHLET/FLUT: GRS-A-1834/I, GRS-A-1834/II. GRS, 1991. 225 p.
NUREG-1489. A Review of NRC Staff Uses of Probabilistic Risk Assessment. Washington: US NRC, 1994. 272 p.
Skalozubov V.I., Kozlov I.L., Komarov Yu.A., Chulkin O.A., Piontkovskyi O.I. Analysis of Nuclear safety in Diversification of Westinghouse Fuel Assemblies at WWER 1000. Nuclear Physics and Atomic Energy. 2019. 20-2. P. 159–163.
EP25-2004.210.ОД.2. Корректировка и обновление ВАБ энергоблока № 5 ЗАЭС. Обесточивание энергоблока с отказом дизель-генераторов. Приложение G2.1. Энергодар: ГП НАЭК «Энерго-атом», 2004. 365 c.
Accident Management Programmes in Nuclear Power Plants. A Guidebook. Technical Report Series № 368. Vienna: International Atomic Energy Agency, 1994. 127 p.
Antropov V., Bukrinsky A., Shvyryaev Yu. Development of Methodology and List of BDBA for WWER-1000 for Quantitative Analysis. SAM-99 “International Information Exchange Forum on Se-vere Accident Management”, Obninsk, Russia, October 18 – 22, 1999. P. 17–24.
Skalozubov V., Chulkin O., Pirkovskiy D., Kozlov I., Komarov Yu. Method for Determination of Water Hammer Conditions and Consequences in Pressurizers of Nuclear Reactors. Turkish Journal of Physics. 2019. 43-3. Р. 229–235.
Skalozubov V., Kozlov I., Chulkin O., Komarov Yu., Piontkovskyi A. Analysis of Reliability-Critical Hydraulic Impact Conditions at WWER-1000 NPP Active Safety Systems. Nuclear & Radiation Safety. 2019. 1(81). Р. 42–45.
Skalozubov V., Bilous N., Pirkovskiy D., Kozlov I., Komarov Yu. Water Hammers in Transonic Modes of Steam-Liquid Flows in NPP Equipment. Nuclear & Radiation Safety. 2019. 2(82). Р. 46–49.
Королев А.В., Деревянко О.В. Резервная подпитка парогенераторов АЭС в условиях электро-обесточивания энергоблока. Ядерная и радиационная безопасность. 2014. 2(62). С. 10–12.