Аналіз перебігу аварійних ситуацій реакторної установки ВВЕР-1000, у яких задіяні теплообмінники аварійного розхолоджування

Автор(и)

  • Tymofii Pyrohov Державне підприємство «Державний науково-інженерний центр систем контролю та аварійного реагування», пр. Героїв Сталінграду, 64/56, м. Київ, Україна, 04213, Україна https://orcid.org/0000-0002-0877-1251
  • Alexander Korolev Одеський національний політехнічний університет, пр. Шевченка, 1, м. Одеса, Україна, 65044, Україна https://orcid.org/0000-0002-7898-8659
  • Vladislav Inyushev Державне підприємство «Державний науково-інженерний центр систем контролю та аварійного реагування», пр. Героїв Сталінграду, 64/56, м. Київ, Україна, 04213, Україна https://orcid.org/0000-0002-1040-950X
  • Volodymyr Kurov Державне підприємство «Державний науково-інженерний центр систем контролю та аварійного реагування», пр. Героїв Сталінграду, 64/56, м. Київ, Україна, 04213, Україна https://orcid.org/0000-0003-3584-4513

DOI:

https://doi.org/10.15587/2706-5448.2020.213227

Ключові слова:

теплообмінник аварійного розхолоджування, продовження терміну експлуатації, безпечна експлуатація, аварійна ситуація, система аварійного охолоджування зони.

Анотація

Об’єктом дослідження є аварійні режими роботи елементів реакторної установки ВВЕР-1000, у яких задіяні теплообмінники аварійного розхолоджування. Проведені аналітичні дослідження ґрунтуються на аналізі експлуатаційної документації вищезазначеної реакторної установки. Виконано аналіз елементів системи аварійного охолоджування зони, до якої входять теплообмінники аварійного розхолоджування. Даний аналіз показав, що з метою локалізації аварійних ситуацій реакторної установки ВВЕР-1000, теплоносій, який виходить з течі, збирається у баку-приямку та звідти перекачується насосами через вищезазначені теплообмінники. Завдяки цьому досягається відведення тепла теплоносія з течії та, за допомогою вже охолодженої води, виконується ефективне охолоджування активної зони реактору.

У результаті проведеного порівняльного аналізу проектних аварій реакторної установки ВВЕР-1000 встановлено, що система аварійного охолоджування зони бере участь в аварійних ситуаціях, пов'язаних з розривом трубопроводів першого та другого контурів реактору в межах гермооб'єму. До таких аварійних ситуацій належать малі, середні та великі течі першого контуру, а також розриви паропроводу або трубопроводу живильної води парогенератора (в границях гермооб'єму). Детальний розгляд параметрів теплоносія, що виходить з течі та потрапляє в бак-приямок, показує, що найбільш консервативною аварійною ситуацією, у якій задіяні теплообмінники аварійного розхолоджування, є розрив головного циркуляційного трубопроводу Ду 850 мм. При даній аварійній ситуації температура теплоносія у баку-приямку досягає 110 ºС та згодом потрапляє у міжтрубний простір теплообмінників.

В даний час існує важливе завдання обґрунтування безпечної експлуатації обладнання атомних електростанцій та теплообмінників аварійного розхолоджування зокрема. Результати проведеного дослідження можуть слугувати у якості вихідних даних для визначення термонапруженого стану вищезазначених теплообмінників під час аварійних ситуацій реакторної установки ВВЕР-1000.

Біографії авторів

Tymofii Pyrohov, Державне підприємство «Державний науково-інженерний центр систем контролю та аварійного реагування», пр. Героїв Сталінграду, 64/56, м. Київ, Україна, 04213

Начальник відділу

Відділ аналізу міцності ядерних установок

Alexander Korolev, Одеський національний політехнічний університет, пр. Шевченка, 1, м. Одеса, Україна, 65044

Доктор технічних наук, професор

Кафедра атомних електростанцій

Vladislav Inyushev, Державне підприємство «Державний науково-інженерний центр систем контролю та аварійного реагування», пр. Героїв Сталінграду, 64/56, м. Київ, Україна, 04213

Кандидат технічних наук, перший заступник директора

Volodymyr Kurov, Державне підприємство «Державний науково-інженерний центр систем контролю та аварійного реагування», пр. Героїв Сталінграду, 64/56, м. Київ, Україна, 04213

Начальник відділу

Відділ довготермінової експлуатації ядерних установок

Посилання

  1. Brumovsky, M. (2014). Guidelines for Integrity and Lifetime Assessment of Components and Piping in WWER NPPs during Operation (VERLIFE). Procedia Engineering, 86, 308–314. doi: http://doi.org/10.1016/j.proeng.2014.11.043
  2. Debarberis L., Gillemot F., Sevini F., Lyssakov V., Davies M., Ballesteros A. (2002). Nuclear power plant life management in some European countries. European commission, 94.
  3. Life Extension of Nuclear Power Plants (2008). CNSC, 19.
  4. Safety aspects of long-term operation of water moderated reactors. Recommendations on the scope and content of programmers for safe long-term operation (2007). Vienna: IAEA, 231.
  5. Periodic Safety Review of Nuclear Power Plants. Specific Safety Guide (2013). Vienna: IAEA, 108.
  6. Povarov, V. P., Fedorov, A. I., Vitkovsky, S. L. (2019). Some aspects of the VVER-440 reactor plant life re-extension: a case study of the Novovoronezh NPP Unit 4. Nuclear Energy and Technology, 5 (3), 249–256. doi: http://doi.org/10.3897/nucet.5.46380
  7. Al-Kusayer, T. A. (1985). Availability of the Emergency Core Cooling System of a CANDU Pressurized Heavy-Water Reactor Following a Small Loss-of-Coolant Accident. Nuclear Technology, 69 (3), 293–307. doi: http://doi.org/10.13182/nt85-a33612
  8. Sotoudeh M., Sepanloo K. (2009). Assessment of Reliability of Emergency Core Cooling System (ECCS) of Bushehr Nuclear Power Plant. 17-th International Conference on Nuclear Engineering (Vol. 2). Brussels, 729–733. doi: http://doi.org/10.1115/icone17-75931
  9. NP 306.099-2004 (2004). Zahalʹni vymohy do prodovzhennya ekspluatatsiyi enerhoblokiv AES u ponadproektnyy strok za rezulʹtatamy zdiysnennya periodychnoyi pereotsinky bezpeky. Kyiv: State Committee for Nuclear Regulation of Ukraine, 16.
  10. PL-D.0.03.126-10 (2010). Polozhennya pro poryadok prodovzhennya stroku ekspluatatsiyi obladnannya, system, vazhlyvykh dlya bezpeky. Kyiv: NNEGC “Energoatom”, 34.
  11. РО.TQ.IE.11.03-17 (2017). Instruktsiya po ekspluatatsii sistemy avariynogo i planovogo okhlazhdeniya aktivnoy zony (SAOZ, aktivnaya chast'). Kyiv: NNEGC “Energoatom”, 93.
  12. 4.59.ОB.02.01 (2010). Otchet po analizu bezopasnosti. Analiz proyektnykh avariy. Adaptatsiya. Itogovyy otchet. Kyiv: NNEGC “Energoatom”, 1910.
  13. IAEA-EBP-WWER-01 (1995). Guidelines for Accident Analysis of WWER Nuclear Power Plants. Vienna: IAEA, 136.
  14. ISBN 92-0-115602-2. STI/PUB/1131 (2002). Accident Analysis for Nuclear Power Plants. Vienna: IAEA, 121.
  15. IAEA-EBP-WWER-09 (1997). Procedures for Analysis of Accidents in Shutdown Modes for WWER Nuclear Power Plants. Vienna: IAEA, 40.
  16. Grundmann, U., Rohde, U. (1993). DYN3D/M2 – a Code for Calculation of Reactivity Transients in Cores with Hexagonal Geometry. IAEA Technical Committee Meeting on Reactivity Initiated Accidents. Report FZR 93-01. Rossendorf, 42.
  17. Grundmann, U., Mittag, S., Rohde, U. (2001). DYN3D2000, Code manual and input data description. Research Center. Rossendorf.
  18. NUREG/CR-5715. SAND91-0835. R4 (1991). Reference Manual for the CONTAIN 1.1 Code for Containment Severe Accident Analysis. Sandia National Laboratories, 1991.
  19. NUREG/CR-5026. SAND87-2309. R4 (1990). User‘s Manual for CONTAIN 1.1. A Computer Code for Severe Nuclear Reactor Accident Containment Assessment Revised for Revision 1.11. Sandia National Laboratories, 445.

##submission.downloads##

Опубліковано

2020-10-30

Як цитувати

Pyrohov, T., Korolev, A., Inyushev, V., & Kurov, V. (2020). Аналіз перебігу аварійних ситуацій реакторної установки ВВЕР-1000, у яких задіяні теплообмінники аварійного розхолоджування. Technology Audit and Production Reserves, 5(1(55), 43–47. https://doi.org/10.15587/2706-5448.2020.213227

Номер

Том 5 № 1(55) (2020): Виробничо-технологічні системи

Розділ

Звіт про науково-дослідні роботи

Ліцензія

Авторське право (c) 2020 Tymofii Pyrohov, Alexander Korolev, Vladislav Inyushev, Volodymyr Kurov

Creative Commons License

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.