Аналіз досвіду, безпеки та перспектив диверсифікації ядерного палива на атомних електростанціях
DOI:
https://doi.org/10.15587/2312-8372.2019.180740Ключові слова:
диверсифікація ядерного палива, ядерна безпека, надійність активної зони ядерних реакторівАнотація
Об'єктом дослідження є проектні тепловиділяючі збірки (ТВЗ-А) на ядерних енергоустановках з водо-водяними енергетичними реакторами, розташованими в Україні. Проведено аналіз досвіду та перспектив диверсифікації проектних тепловиділяючих зборок водо-водяних енергетичних реакторів альтернативними тепловиділяючими зборками Westinghouse Electric Company. Аналіз виконано на основі заходів і результатів диверсифікації тепловиділяючих зборок на атомній електростанції Темелин (Чехія), а також Південно-Українській та Запорізькій атомних електростанціях (Україна). У результаті проведеного аналізу показано, що диверсифікація проектних тепловиділяючих зборок альтернативними тепловиділяючими зборками Westinghouse Electric Company забезпечує необхідні умови ядерної безпеки щодо максимально допустимої температури оболонок тепловиділяючих елементів і температури ядерного палива.
У роботі визначена необхідність додаткового аналізу ядерної безпеки і надійності обладнання реакторного контуру щодо умов виникнення критичних гідродинамічних ударів при диверсифікації тепловиділяючих зборок. Виявлено, що відомі результати аналізу ядерної безпеки при диверсифікації тепловиділяючих зборок традиційними підходами моделювання аварій недостатньо обґрунтовані. А також істотно залежать від негативних ефектів «різниці результатів моделювання аварій різними користувачами однакових кодів» та «різниці результатів моделювання аварій різними кодами». Крім того, відомі детерміністські коди не моделюють умови і наслідки гідродинамічних ударів та різних видів теплогідродинамічної нестійкості в реакторному контурі. Показано, що необхідна розробка альтернативних методів аналізу ядерної безпеки і надійності обладнання систем, важливих для безпеки, при диверсифікації тепловиділяючих зборок, які не залежать від наведених вище негативних ефектів. Розрахунковий аналіз впливу швидкості теплоносія на коефіцієнти зовнішньої тепловіддачі визначив, що умови безпеки щодо допустимої температури тепловиділяючих елементів Westinghouse Electric Company забезпечені аж до максимальної проектної температури 90 °С у теплообмінниках систем безпеки.
Посилання
- Kirst, M., Benjaminsson, U., Önneby, C. (2015). Diversification of the VVER, Fuel Market in Eastern Europe and Ukraine. ATW, 60 (3), 63–87.
- Daniel, E., Milisdörfer, L. (2010). 10 years of experience with Westinghouse fuel at NPP Temelín. International Topical Meeting VVER-2010 Experience and Perspectives. Prague, 124–137.
- Höglund, J., Riznychenko, O., Latorre, R., Lashevych, P. (2011). Performance of the Westinghouse WWER-1000 fuel design. International conference on WWER fuel performance, modelling and experimental support. Helena Resort, 245–256.
- Kaichao, S. (2008). MCNP modeling of hexagon VVER fuel. Stockholm: Royal Institute of Technology, 75.
- Dyversyfikatsiia postachannia yadernoho palyva na ukrainski AES. Tsentr Razumkova (2009). Natsionalna bezpeka i oborona, 6, 38–49.
- Ivanov, V. V. (2002). Reactor core monitoring in terms of mixed fuel loading. Symposium during International Youth Nuclear festival Dysnai-2002, Technical section. Visaginas, 65–89.
- Shevchenko, Y. A., Vorobev, Yu. Yu. (2015). Proverka kryteryev bezopasnosty smeshannikh zahruzok yadernoho toplyva dlia reaktorov typa VVER-1000. Yaderna ta radiatsiina bezpeka, 2 (66), 3–7.
- Dziubenko, B. V., Ashmantas, L.-V., Segal, M. D. (1994). Modelirovanie stacionarnykh i perekhodnykh teplogidravlicheskikh processov v kanalakh slozhnoi formy. Vilnius: Pradai, 240.
- Grebennikov, A. N., Deulin, A. A., Manoshina, I. O. et. al. (2013). Adaptaciia, verifikaciia i ispolzovanie paketa programm LOGOS dlia resheniia zadach atomnoi energetiki. Obespechenie bezopasnosti AES s VVER. Podolsk: FGUP OKB «GIDROPRESS», 23–32.
- Kirillov, P. L., Iurev, Iu. S., Bobkov, V. P. (1990). Spravochnik po teplogidravlicheskim raschetam. Moscow: Energoatomizdat, 360.
- Bykov, M. A., Lisenkov, E. A., Bezrukov, Iu. A. et. al. (2009). Modelirovanie processov peremeshivaniia teplonositelia v reaktore kodami TRAP-KS, DKM i KORSAR/GP. Obespechenie bezopasnosti AES s VVER. Podolsk: FGUP OKB «GIDROPRESS», 45–60.
- Predvaritelnii otchet po obosnovaniiu bezopasnosti ispolzovaniia uprochnennoi konstrukcii TVS kompanii «Vestinkhauz» na energobloke No. 3 IUUAES (2004). Kharkiv: NNC KHFTI.CPAZ, 548.
- Mazurenko, A. S., Skalozubov, V. I., Chulkin, O. A., Pirkovskiy, D. S., Kozlov, I. L. (2017). Determining the Conditions for the Hydraulic Impacts Emergence at Hydraulic Systems. Problems of the Regional Energetics, 2 (34), 98–104.
- Skalozubov, V., Chulkin, O., Pirkovskiy, D., Kozlov, I., Komarov, Yu. (2019). Method for determination of water hammer conditions and consequences in pressurizers of nuclear reactors. Turkish Journal of Physics, 43, 229–235. doi: http://doi.org/10.3906/fiz-1809-5
##submission.downloads##
Опубліковано
Як цитувати
Номер
Розділ
Ліцензія
Авторське право (c) 2019 Vladimir Skalozubov, Serg Melnik, Oksana Pantak, Vitalii Gryb, Vladyslav Spinov, Yurii Komarov
Ця робота ліцензується відповідно до Creative Commons Attribution 4.0 International License.
Закріплення та умови передачі авторських прав (ідентифікація авторства) здійснюється у Ліцензійному договорі. Зокрема, автори залишають за собою право на авторство свого рукопису та передають журналу право першої публікації цієї роботи на умовах ліцензії Creative Commons CC BY. При цьому вони мають право укладати самостійно додаткові угоди, що стосуються неексклюзивного поширення роботи у тому вигляді, в якому вона була опублікована цим журналом, але за умови збереження посилання на першу публікацію статті в цьому журналі.
