Критерії та умови теплогідродинамічної нестійкості
пасивних систем безпеки модульних реакторів NuScale

В. І. Скалозубов

д-р техн. наук, проф.
Національний університет «Одеська політехніка», м. Одеса, просп. Шевченка, 1, 65044, Україна

https://orcid.org/0000-0003-2361-223X

О. А. Дорож

канд. техн. наук, доц.
Національний університет «Одеська політехніка», м. Одеса, просп. Шевченка, 1, 65044, Україна

https://orcid.org/0000-0001-8495-2911

О. С. Сухомлінов

Національний університет «Одеська політехніка», м. Одеса, просп. Шевченка, 1, 65044, Україна

https://orcid.org/0009-0005-1475-7607

І. М. Вербило

Національний університет «Одеська політехніка», м. Одеса, просп. Шевченка, 1, 65044, Україна

https://orcid.org/0009-0006-3369-3896

Г. С. Дербеньов

Національний університет «Одеська політехніка», м. Одеса, просп. Шевченка, 1, 65044, Україна

https://orcid.org/0009-0005-1881-2853

В. В. Грибанов

Національний університет «Одеська політехніка», м. Одеса, просп. Шевченка, 1, 65044, Україна

https://orcid.org/0009-0005-7315-2667

Є. Ю. Алєксєєнко

Національний університет «Одеська політехніка», м. Одеса, просп. Шевченка, 1, 65044, Україна

https://orcid.org/0009-0007-0078-2646

DOI: doi.org/10.31717/2311-8253.26.2.2

Анотація

Виникнення умов міжканальної теплогідродинамічної нестійкості в контурах природної циркуляції активної зони реактора та пасивних систем безпеки визначають можливість невиконання функцій безпеки, необхідних для успішного управління аваріями, зокрема функцій аварійного охолодження активної зони та відведення залишкових тепловиділень. Наведений метод визначення умов міжканальної теплогідродинамічної нестійкості в контурах природної циркуляції активної зони та пасивних систем безпеки ґрунтується на аналізі стійкості за флуктуаційних відхилень від рівноважного стану тиску та витрати в контурах природної циркуляції. На прикладі модульного реактора NuScale визначено критерії та умови міжканальної теплогідродинамічної нестійкості в процесі аварій зі значними міжконтурними течами в парогенераторах (тиск у парогенераторах понад 5,5 МПа). Установлено, що умови міжканальної теплогідродинамічної нестійкості залежать від термодинамічного стану теплоносія та охолоджувачів, конструкційно-технічних параметрів, умов тепломасообміну в парогенераторах і конденсаторах пасивної системи відведення залишкових тепловиділень, а також від розмірів міжконтурних теч. Необхідною є переоцінка рівня безпеки модульних реакторів NuScale з урахуванням умов міжконтурної теплогідродинамічної нестійкості систем природної циркуляції та надійності управління оперативним персоналом домінантними для безпеки аваріями зі значними міжконтурними течами через парогенератори.

Keywords: модульні реактори, теплогідродинамічна нестійкість, пасивні системи безпеки, міжконтурні течі, теплоносій

Список використаної літератури

1. Kaiser J. C. Empirical risk analysis of severe reactor accidents in nuclear power plants after Fukushima / J. C. Kaiser // Science and Technology of Nuclear Installations. – 2012. – doi.org/10.1155/2012/384987.

2. Advances in small modular reactor technology developments. A Supplement to: IAEA Advanced Reactors Information System (ARIS). – Vienna : IAEA, 2020. –Available at: https://aris.iaea.org/Publications/SMR_Book_2020.pdf.

3. Small Modular Reactor: Challenges and Opportunities. NEA No. 7560. – OECD Publishing, 2021. – doi.org/10.1787/18fbb76c-en.

4. Technology roadmap for small modular reactor deployment. IAEA Nuclear Energy Series No NR-T‑1.18. – Vienna : IAEA, 2021.

5. Атомные станции малой мощности: новое направление развития энергетики. Т. 2 / под ред. акад. РАН А. А. Саркисова. – Москва : Академ-Принт, 2015.

6. STD-ES‑03-40. International reactor innovative and secure. Final technical progress report. –Westinghouse Electric Company, LLC, 2003. – 158 p.

7. NuScale Small Modular Reactor for Co-generation of Electricity and Water / D. T. Ingersoll, Z. J. Houghton, R. Bromm, C. Disported // Desalination. – 2014. – Vol. 340. – P. 84–93.

8. Antonyuk N. I. Excitation of Thermoacoustic Oscillations in a Heated Channel / N. I. Antonyuk, V. A. Gerliga, V. I. Skalozubov // Journal of Engineering Physics. – 1990. – No. 59 (4). – Р. 1323–1328.

9. 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. – No. 40 (4). – Р. 74–79.

10. Skalozubov V. Water hammers in transonic modes of steam-liquid flows in NPP / V. Skalozubov, D. Pirkovskiy, Yu. Komarov // Nuclear and Radiation Safety. – 2019. – No. 2 (82). – Р. 43–46.

11. NuScale Final Safety Analysis Report. NuScale Standard Plant Design Certification Application. Chapter 5. Reactor coolant system and connecting systems. Part 2. Tier 2. – Revision 5. – July 2020.

12. NuScale Final Safety Analysis Report. NuScale Standard Plant Design Certification Application. Chapter 18. Human factors engineering. Part 2. Tier 2. –Revision 5. – July 2020.

13. NuScale Final Safety Analysis Report. NuScale Standard Plant Design Certification Application. Chapter 15. Transient and accident analyses. Part 2. Tier 2.–Revision 5.–July 2020.

14. NuScale Final Safety Analysis Report. NuScale Standard Plant Design Certification Application. Chapter 19. Probabilistic risk assessment and severe accident. Part 2. Tier 2. – Revision 5. – July 2020.

15. Skalozubov V. Analysis of reliability impact conditions of WWER‑1000 NPP Active Systems / V. Skalozubov, Yu. Komarov, D. Pirkovskiy // Nuclear and Radiation Safety. – 2019. – No. 1 (81). – Р. 42–45.

Повний текст (PDF)

---