Кваліфікація системи пасивного відводу тепла від реакторної установки для управління аваріями з повним тривалим знеструмленням

Анотація

Критеріями та умовами кваліфікації працездатності і надійності пропонованої в роботі системи пасивного відводу тепла від реактора для управління аваріями з повним тривалим знеструмленням є критерії умови ядерної безпеки по максимально допустимим температурам ядерного палива і оболонок тепловиділяючих елементів; по напору тиску і витраті теплоносія аварійним насосом з пароприводом і за габаритними обмеженням пасивної системи відводу тепла природною циркуляцією. Розроблено консервативна теплогідродинамічна модель кваліфікації системи пасивного відводу тепла від реактора для управління аваріями із повним тривалим знеструмленням. В результаті розрахункового моделювання, за запропонованою консервативною моделлю встановлено, що проектна стратегія управління аварією з повним тривалим знеструмленням не забезпечує умови ядерної безпеки. Модернізована стратегія управління аварією системою пасивного відведення тепла від реактора забезпечує умови ядерної безпеки при досить консервативних припущеннях. Відповідно до експериментальних даних О.В. Корольова, працездатність аварійного насоса з пароприводом забезпечена при тиску в реакторі більше 0,3 МПа. При менших тисках, функції безпеки по охолодженню активної зони і підтримки рівня теплоносія в реакторі, забезпечуються кваліфікованою підсистемою пасивного відведення тепла природною циркуляцією. Отримані в роботі результати можна використовувати для модернізації ядерних енергетичних установок з метою підвищення ефективності управління аваріями з повним тривалим знеструмленням, а також для вдосконалення симптомно-орієнтованих аварійних інструкцій і керівництв з управління важкими аваріями з пошкодженням ядерного палива. Пропоновану систему управління аваріями з повним тривалим знеструмленням можна доповнити пасивними системами безпеки з відводом пари через парогенератори ядерних енергоустановок з ректорами типа ВВЕР. Пропонована пасивна система є ефективною лише для аварій з повним тривалим знеструмленням та великими течами реакторного контуру (в том числі і для максимальної проектної аварії з розривом реакторного контуру). Результати, представлені в цій роботі, використовуються в учбовому процесі для підготовки, перепідготовки та підвищення кваліфікації фахівців ядерної енергетики України.