Модернізована стратегія управління аваріями з міжконтурними течами та повним тривалим знеструмленням ядерних енергоустановок з ВВЕР
DOI:
https://doi.org/10.15276/opu.1.60.2020.06Ключові слова:
управління аваріями, теча реакторного контуру, знеструмленняАнотація
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. Представлено модернізовану стратегію управління аварією з повним знеструмленням та течами другого контуру на основі перспективних систем пасивного відводу тепла і підтримки необхідного рівня теплоносія в реакторі і живильної води в парогенераторах. Для обґрунтування модернізованої стратегії управління аваріями з повним знеструмленням та течами другого контуру розроблена консервативна теплогідродинамічна модель. Основні консервативні припущення моделі: приймається повна тривала відмова (на 72 години) усіх електронасосів систем безпеки і моделюється максимальна міжконтурна теча (еквівалентна відриву кришки колектора парогенератора). Аналіз результатів розрахункових обґрунтувань показав, що модернізована стратегія управління аваріями з повним тривалим знеструмленням та міжконтурними течами або розривами паропроводів/трубопроводів основної живильної води забезпечує необхідні умови безпеки щодо максимально допустимої температури оболонок твелів, щодо мінімально допустимого рівня теплоносія і живильної води. 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
Horche W., Kirmse R., Weber J.P. Bewertung vorliegender Stцrfallanalysen anderer Institutionen fьr das Kernkraftwerk Stendal und andere WWER-1000/W-320: Interner Bericht. Kцln : GRS, 1991. 197 p.
NUREG-1489. A Review of NRC Staff Uses of Probabilistic Risk Assessment. Washington : US NRC, 1994. 272 p.
Анализ аварий на ядерных энергетических установках. Отчет №122-0000.0240-ОТ1. Москва : Атомэнергопроект, 1991. 206 с.
Accident Management Programmes in Nuclear Power Plants. A Guidebook. Technical Report Series № 368. Vienna : International Atomic Energy Agency, 1994. 127 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.
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.
ЕР01/2016.100.ОД.1-Т.1. Расчет теплогидравлических параметров для всех режимов эксплуатации оборудования РУ энергоблока № 3 ОП ЗАЭС. Энергодар : ГП НАЭК «Энергоатом», 2016. 566 с.
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.
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.
