##plugins.themes.bootstrap3.article.main##
Анотація
У статті проведений аналіз підходів підвищення ефективності управління аваріями з повною втратою тривалого електропостачання з урахуванням уроків великої аварії на атомній станції Фукусіма-Дайічі у 2011 році. Показано, що системи пасивного відводу тепла природною циркуляцією через парогенератори не можуть забезпечити умови достатнього виконання функцій безпеки щодо відведення тепла від реактора і підтримки необхідного рівня живильної води в парогенераторі при аваріях з повною втратою тривалого електропостачання та множинних відмовах систем, важливих для безпеки. Впровадження альтернативних підходів із застосуванням аварійних живильних насосів з пароприводом від парогенератора вимагає додаткової розрахунково-експериментальної кваліфікації працездатності/надійності в умовах аварії з повною втратою тривалого електропостачання та множинних відмовах систем, важливих для безпеки ядерної енергоустановки. Однак впровадження альтернативної системи SDEFP вимагає поглибленої кваліфікації за умовами аварій. Встановлено, що системи безпеки пасивного відведення тепла від парогенератора (адекватно електричним системам з активною безпекою) не можуть забезпечити функції безпеки щодо контролю необхідного рівня живильної води в парогенераторі та відведення тепла з ядра реактора під час аварій відключення (принаймні 72 години) та багатозабійності нещасні випадки. Зроблено висновок, що система парового насосного живильної води з парогенератором може бути альтернативним рішенням для забезпечення функцій безпеки при відведенні тепла через парогенератор під час аварій відключення. Додаткове дослідження ефективності роботи парових насосів на дослідних установках, що відповідають критеріям реальної життєдіяльності гідродинамічної подібності, визнпчило необхідну умову для впровадження системи парового насосного живильного насоса. Таким чином застосування інтегрованого підходу до управління аваріями із відключенням є розумним. На початковій стадії аварії з відносно високим тиском пари в парогенераторі потрібно подача живильної води паровим насосом
##plugins.themes.bootstrap3.article.details##
Посилання
2. Skalozubov, V. I., Kljuchnikov, A. A., Vashhenko, V. N., Jarovoj, S. S. (2012) Analysis of the causes and consequences of the accident at Fukushima NPP as a factor in preventing severe accidents in hull reactors. Chornobyl, ISP NPP NASU, 280. (in Russian). ISBN: 978-966-02-6195-2.
3. Skalozubov, V. I., Oborsky, G. A., Kozlov, I. L. et al. (2013) A complex of methods for reassessing the nuclear power engineering safety in Ukraine, taking into account lessons of ecological disasters in Chernobyl and Fukushima. Astroprint, Odessa, 242. (in Russian). ISBN 978-966-190-824-5.
4. Bakhmetyev, A. M., Babin, V. A., Khizbullin, A. M. et al. (2007) Tasks of calculated experimental justification of residual heat removal system for new generation nuclear power plants. Proc. of the 5th International Scientific and Technical Conference “Safety Assurance of NPP with WWER”, May 29 – June 1, 2007, Podolsk. Hydropress, 2, 303-308. (in Russian). ISBN 978-5-94883-074-2.
5. Naffaa, Кh. M., Dubkovsky, V. A. (2014) Classification of passive heat residual removal systems from reactors containments. Odeskyi Politechnichnyi Universytet. Pratsi, issue 1(43), 104-112. (in Russian). Doi: 10.15276/opu.1.43.2014.20.
6. Naffaa, Kh. M., Gerliga, V. A., Shevielov, D. V., Balashevskyi, A. S. (2013) Assessing the effectiveness of passive system of heat removal from the WWER containment under long-term blackout. Nuclear and Radiation Safety 2013, 2(58), pp. 19–23. (in Russian) (oai:dspace.nbuv.gov. ua:123456789/97457).
7. Petukhov, B. S., Genin, L. G., Kovalev, S. A. (1986) Heat transfer in nuclear power plants. Moscow: Energoatomizdat, 472. (in Russian).
8. Kirillov, P. L., Yuriev, Yu. S., Bobkov, V. P. (1990) Handbook of Thermohydraulic Calculations (nuclear reactors, heat exchangers, steam generators). Moscow: Energoatomizdat, 360. (in Russian). (ISBN 5-283-03829-7).
9. NUREG/CR-6519. (1997) Screening Reactor Steam/Water Piping Systems for Water Hammer. U.S. Nuclear Regulatory Commission. (ID Numbers Open Library OL15501865M).
10. PNAE Г-7-002-86. (1989) Strength Calculation Standards for Equipment and Pipelines of Nuclear Power Units. Moscow: Energoatomizdat, 525. (in Russian). (ID 61240*).
11. PNAE Г-5-006-87. (1989) Seismic Stability Design Standards for Nuclear Power Plants. Moscow: Energoatomizdat, 22. (in Russian). (http:// www. remgost.ru/vnp_doc/pnae-g-5-006-87-normy-proek-tirovanija-sejjsmostojjkikh-atomnykh-stantsijj/)
12. Korolyov, A. V., Derevianko, O. V. (2014) Emergency Makeup of Nuclear Steam Generators in Blackout Conditions. Nuclear and Radiation Safety, 2(62), 10–12. (in Russian).
13. Mazurenko, A., Skalozubov, V., Pirkovsky, D. et al. (2017) Analysis of applicability of the results of experimental researches of hydrodynamics to pump systems of thermal and nuclear energy installations. Nuclear Power and the Environment, 1(9), 19-21. (in Russian). (ISSN: 2311 - 8253).