Удержание реактора в подкритическом состоянии при запроектной аварии одновременным расхолаживанием и декомпрессией первого контура

25.03.2019 2019 - №01 Безопасность, надежность и диагностика ЯЭУ

И.И. Свириденко

https://doi.org/10.26583/npe.2019.1.08

Представлены результаты исследования аварийного режима удержания реактора ВВЭР-1000 в подкритическом состоянии автономными пассивными системами безопасности, обеспечивающими отвод остаточного тепловыделения активной зоны с одновременной декомпрессией первого контура. Методом расчетного моделирования исследована запроектная авария с полным длительным обесточиванием энергоблока атомной электростанции при отказе всех аварийных источников электроснабжения собственных нужд. Исследование выполнено на модели реакторной установки (РУ) АЭС с ВВЭР-1000 / В-320 с использованием расчетного кода RELAP5. Особенностью модели является использование в составе реакторной установки двух пассивных систем безопасности: отвода остаточного тепловыделения с теплоотводом от первого контура (СПОТ Р) и расхолаживания компенсатора давления (СПР КД). К теплообменному оборудованию, осуществляющему в этих пассивных системах теплоотвод от первого контура к промежуточному, относятся теплообменники на основе испарительно-конденсационных устройств замкнутого типа - двухфазных термосифонов. Такое оборудование обеспечивает высокую эффективность, надежность и безопасность аварийного теплоотвода, гарантированно разграничивает рабочие среды первого контура и промконтура. В условиях рассматриваемой запроектной аварии эти системы должны обеспечить перевод и удержание РУ в безопасном состоянии в случае подкритичности активной зоны. Цель исследования - анализ возможности обеспечения подкритичности при длительной совместной работе пассивных систем безопасности. Результаты расчетного моделирования показали, что совместная работа СПОТ Р и СПР КД обеспечивает надежный и эффективный отвод остаточного тепловыделения со снижением давления в первом контуре до 2 МПа. Несмотря на то, что при таком давлении в первый контур поступает только половина объема гидроемкостей пассивной части системы аварийного охлаждения активной зоны, достигаемая концентрация борной кислоты в первом контуре поддерживает реактор в подкритическом состоянии в течение всего аварийного процесса. Работа этих пассивных систем, обеспечивая снижение температуры теплоносителя первого контура с безопасной скоростью расхолаживания РУ, не приводит к формированию условий, которые могли бы угрожать целостности корпуса реактора (термоудар под давлением, холодная опрессовка). Результаты получены с учетом высвобождения положительной реактивности при разотравлении реактора. Максимальное значение реактивности составило -2.79 $.

Ссылки

1. Kinase S., Takahashi T., Saito K. Long-term predictions of ambient dose equivalent rates after the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident // Journal of Nuclear Science and Technology. - 2017. - Vol. 54(8). - PP. 819-829.
2. Спассков В.П. и др. Расчетное обоснование теплогидравлических характеристик реактора и РУ ВВЭР. - М.: ИКЦ Академкнига. - 2004. - 340 с.
3. Свириденко I.I. Пасивна система відведення залишкових тепловиділень. Патент Украины на изобретение № UA 81419, G21C 15/18, заявл. 17.01.2005, опубл. 10.01.2008, Бюл. № 1.
4. Свириденко И.И. Способ пассивного расхолаживания компенсатора давления // Зб. наук. пр. СНУЯЕтаП. - 2008. - Вип. 4(28). - С. 56-62.
5. Гершунi О.Н., Нiщик О.П., Письменний Є.Н. Випаровувально-конденсацiйнi системи теплопередачi для ядерних энергетичних технологiй. - К.: Альтерпрес. - 2007. - 236 с.
6. Fu W., Li X., Wu X., Zhang Z. Investigation of a long term passive cooling system using two phase thermosyphon loops for the nuclear reactor spent fuel pool // Annals of Nuclear Energy. - 2015. - Vol. 85. - PP. 346-356.
7. Свириденко И.И., Клевцов С.В. Повышение безопасности ВВЭР-1000 автономной термосифонной СПОТ Р в условиях аварийного теплоотвода // Энергетические установки и технологии. - 2015. - Т. 1. - № 1. - С. 28-33.
8. Свириденко И.И., Проходцев А.Ю. Оценка надежности автономной термосифонной СПОТ на основе системного анализа // Зб. науков. пр. СНУЯЕтаП. - 2011. - Вип. 1(37). - С. 48-55.
9. Sviridenko Igor I., Shevelyov Dmitriy V., Polyakov Oleksiy V., Timofeev Vyacheslav A., Sviridenko Natalya N. Passive Residual Heat Removal System for WWER with the Thermosiphon Heatexchange Equipment // International Journal of Energy for a Clean Environment. - 2015. - Vol. 16. - Iss. 1-4. - PP. 209-223.
10. Sviridenko Igor I. Actuation algorithm of the autonomous passive residual heat removal thermosiphon system for WWER reactors // International Journal of Energy for a Clean Environment. - 2017. - Vol. 18. - Iss. 4. - PP. 349-363.
11. Окончательный отчет по анализу безопасности. Глава 15. Анализ проектных аварий. База данных по ЯППУ. Часть 2. Основные компоненты РУ. 38-223.203.007.БД.02, РЕД.1.Ф. - ОП «Ривненская АЭС», энергоблок № 4. - 2011. - 214 с.
12. Sviridenko I.I. Heat exchangers based on low temperature heat pipes for autonomous emergency WWER cooldown systems // Applied Thermal Engineering. - 2008. - Vol. 28(4). - PP. 327-334.
13. Свириденко И.И., Сухов А.К., Шевелев Д.В., Поляков А.В. Термосифонный теплообменник СПОТ первого контура ВВЭР-1000 // Зб. науков. пр. СНУЯЕтаП. - 2013. - Вип. 1(45). - С. 54-67.
14. Свириденко И.И. Метод мультибарьерной защиты ЯЭУ как развитие принципа «защиты в глубину» // Сб. научн. тр. СНИЯЭиП. - 2004. - № 12. - С. 171-182.
15. Свириденко И.И. Оптимизация процесса ввода в действие термосифонной системы пассивного отвода остаточных тепловыделений реактора. Оптимизация производственных процессов // Сб. науч. тр. СевНТУ. - 2004. - Вып. 7. - С. 89-96.
16. Свириденко И.И. Особенности аварийного процесса при малой некомпенсируемой течи ВВЭР-1000 с использованием автономной СПОТ // Зб. науков. пр. СНУЯЕтаП. - 2007. - Вип. 3(23). - С. 100-108.
17. Отчет по анализу безопасности. Анализ запроектных аварий. Анализ сценариев запроектных аварий. ЕР37-2006.510.ОД.1. Запорожская АЭС. Энергоблок № 5. Пакет 1. - 2007. - 781 с.
18. Инструкция по ликвидации аварий и аварийных ситуаций на реакторной установке энергоблока № 5 Запорожской АЭС. 05.ГТ.00.ИЭ.11. - ОП «Запорожская АЭС». - 2017. - 444 с.
19. Ключников А.А. и др. Анализ инцидента 22 сентября 2009 г. с незакрытием импульсно-предохранительного устройства компенсатора давления на энергоблоке № 3 ОП «Ривненская АЭС» // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: Наук.-техн. зб. - 2011. - Вип. 15. - С. 51-59.
20. Свириденко И.И. Влияние пассивной части САОЗ на устойчивость автономной термо-сифонной СПОТ // Вісник СевНТУ. Сер. Механіка, енергетика, екологія: Зб. наук. пр. - 2010. - Вип. 106. - С. 132-136.

безопасность реакторной установки запроектная авария подкритическое состояние система пассивного отвода теплоты

Ссылка для цитирования статьи: Свириденко И.И. Удержание реактора в подкритическом состоянии при запроектной аварии одновременным расхолаживанием и декомпрессией первого контура. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2019. – № 1. – С. 85-96. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2019.1.08 .