Порівняльний метод кваліфікації систем безпеки ядерних енергоустановок з ВВЕР‑1000 та АР1000

В. І. Скалозубов¹, В. А. Кондратюк², О. А. Дорож³, В. І. Філатов²

¹ Міжвідомчий центр фундаментальних наукових досліджень у галузі енергетики та екології НАН України, «Одеської політехніки» та Мінекології України, просп. Шевченка, 1, Одеса, 65044, Україна
² Національний технічний університет України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського», просп. Берестейський, 37, Київ, 03056, Україна
³ Навчально-науковий інститут енергетики «Одеської політехніки» та Мінекології України, просп. Шевченка, 1, Одеса, 65044, Україна

DOI: doi.org/10.31717/2311-8253.23.1.1

Анотація

Розроблено детерміністський метод аналізу умов безпеки ядерних енергоустановок різних типів. Метод оснований на співставленні забезпечення необхідних функцій безпеки критичними (мінімально допустимими) конфігураціями систем безпеки для управління аваріями. На основі розробленого методу визначено критерії та умови безпечної експлуатації (наприклад, критерій безпеки — максимальна температура оболонки твела; умова безпеки — неперевищення максимальної проектної межі пошкодження твела (температури оболонки твела 1200 °C) ядерних енергоустановок з реакторами типу ВВЕР-1000 та АР1000 в аспектах функцій безпеки на аварійному підживленні та охолодженні активної зони реактора та парогенераторів. На основі встановлених відносних критеріїв та умов безпеки попередньо визначена необхідність додаткових модернізацій систем безпеки АР1000 для успішного забезпечення функцій безпеки з аварійного підживлення теплоносія/живильної води та охолодження активної зони реактора та парогенераторів.

Ключові слова: безпека, метод кваліфікації ядерних енергоустановок

Список використаної літератури

1. Скалозубов В. И. Основы управления запроектными авариями с потерей теплоносителя на АЭС с ВВЭР : монография // В. И. Скалозубов, А. А. Ключников, В. Н. Колыханов. — ИПБ АЭС НАН Украины, 2010. — 400 с.

2. Accident management programs in nuclear power plants: A guidebook. Technical Report Series No. 368 /International Atomic Energy Agency. — Vienna : IAEA,
1994. — 128 p. — Available at: https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/25/062/25062185.pdf.

3. Bukrinsky A. Development of deterministic approach to the beyond design basis accident management in application to NPP units with WWER-1000 / A. Bukrinsky // SAM-99 Information Exchange Forum on “Severe Accident Management” (Obninsk, Russia, October 18–22, 1999).

4. Bezlepkin V. V. Severe accident management measures for Tianwan NPP with WWER-1000 / V. V. Bezlepkin [et al.] // OECD Workshop on the Implementation of Severe Accident Management Measures (Villigen-PSI, Switzerland, September 10–13, 2001). — 14 p.

5. Антропов В. Н. О необходимости разработки рекомендаций к составлению руководства по управлению запроектными авариями на АС / В. Н. Антропов, А. М. Букринский, М. В. Кузнецов. — Москва : НТЦ ЯРБ Госатомнадзора РФ, 2000. — Режим доступа: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2001/report2/onrrksru.pdf.

6. IAEA-EBP-WWER-05. Safety issues and their ranking for WWER-1000 Model 320 Nuclear Power Plants./ International Atomic Energy Agency. — Vienna : IAEA, 1996. Available at: https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/28/047/28047168.pdf.

7. Технические обоснования безопасности Тяньванской АЭС. — СПбАЭП, 2008.

8. 43–923.203.254.ОБ.19.03–2003. Хмельницкая АЭС. Энергоблок № 2. Отчет по анализу безопасности (ОАБ). — Т. 19. ВАБ. — Ч. 3. Количественная оценка.

9. 10054 DL13R. Запорожская АЭС. Энергоблок № 5. Отчет по анализу безопасности (ОАБ). — 2000.

10. Отчет по анализу безопасности. 4-й блок Ровенской АЭС. — ГП НАЭК «Энергоатом».

11. Гончаров А. А. Совершенствование критериев безопасности топлива ВВЭР в условиях LOCA и RIA / А. А. Гончаров, А. В. Кумачев, О. А. Нечаева // Материалы конф. «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». — Подольск : ФГУП ВНИИНМ — ФГУП ОКБ
«ГП», 2008. — Режим доступа: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2007/disc/documents/f12.pdf.

12. Bibilashvili Yu. K. Thermomechanical properties of zirconium-based alloys oxidized claddings in LOCA simulating conditions / Yu. K. Bibilashvili, N. B. Sokolov, L. N. Andreeva-Andrievskaya [et al.] // Techn. Committee Meeting on Fuel behaviour under transient and LOCA conditions (Halden, Norway, September 10–14, 2001). — P. 186–208.

13. Sokolov N. B. Thermo-mechanical properties of irradiated Zr1%Nb alloy claddings in LOCA simulating conditions. JAERI–Conf 2002–009 / N. B. Sokolov, L. N. AndreevaAndrievskaya, V. Yu. Tonkov [et al.] // Proc. Fuel Safety Research Specialists’ Meeting (Tokai, Japan, March 4–5, 2002). — Р. 200–218.

14. Skalozubov V. Modeling method of conditions for reliability critical hydraulic impacts on pumps of thermal and nuclear power plants / V. Skalozubov, D. Pirkovskiy, Yu. Komarov, I. Kozlov // Problems of Atomic Science and Technology. — 2017. — Vol. 40 (4). — P. 74–79.

Повна стаття (PDF)