Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

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

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

УДК: 621.039.587

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 1518, 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