У сучасних екстремальних умовах експлуатації українських АЕС (особливо Запорізької АЕС) унаслідок
зовнішніх воєнних впливів сталися десятки аварійних зупинок енергоблоків через повне або часткове
зовнішнє знеструмлення. Повне тривале знеструмлення атомних енергоблоків стало однією з основних
причин ядерної (важкої) та радіаційної аварії із катастрофічними екологічними наслідками на АЕС
«Фукусіма-1» у 2011 році. Проведений раніше детерміністичний аналіз аналогічної аварії з повним
тривалим знеструмленням енергоблоків з реакторами ВВЕР-1000 встановив неминучість виникнення
ядерної аварії за умов перевищення гранично допустимої температури оболонок тепловидільних
елементів ядерного палива. Перспективним підходом підвищення ефективності управління аваріями
з повним знеструмленням ядерних енергоустановок є застосування аварійного живильного насоса з
паровим приводом від парогенератора. Необхідною умовою впровадження такого підходу є кваліфікація
аварійного живильного насоса з паровим приводом на надійність та працездатність у разі аварій з
повним знеструмленням. У статті обґрунтовано критерії та умови кваліфікації аварійного живильного
насоса з паровим приводом у перехідних і робочих режимах для забезпечення успішного виконання
функцій безпеки щодо відведення залишкових тепловиділень від реактора та підтримки необхідного
рівня живильної води в парогенераторі. На основі розробленої консервативної тепло-гідродинамічної
моделі «реактор – парогенератор – аварійний живильний насос з паровим приводом» визначено
конструкційно-технічні вимоги до системи аварійного живильного насоса з паровим приводом, які
відповідають установленим критеріям та умовам кваліфікації. Встановлено, що ефективна працездатність аварійного живильного насоса з паровим приводом від парогенератора обґрунтована для перших
10 діб після повного знеструмлення. Отримані результати можуть бути застосовані під час модернізації
стратегій та систем управління аваріями з повним тривалим знеструмленням атомних енергоблоків.
In today's extreme operating conditions of
Ukrainian nuclear power plants (especially of the
Zaporizhzhia NPP), as a result of external military
influences, dozens of emergency shutdowns of power
units occurred due to total or partial loss of external
power supply. The long-term total blackout of nuclear
power plants became one of the main causes for nuclear
(severe) and radiation accidents with catastrophic
environmental consequences at the Fukushima-1
NPP in 2011. The previously conducted deterministic
analysis of a similar accident with a long-term blackout
of VVER-1000 power units showed the inevitability of
a nuclear accident under the conditions of exceeding
the maximum permissible temperature of the nuclear
fuel cladding. A promising approach to increase the
management efficiency for NPP total blackout accidents
is the use of an emergency feedwater pump with a
steam drive from a steam generator. The necessary
condition for implementing such an approach is
qualification of the emergency feedwater steam driven
pump for reliability and operability in total blackout
accidents. The article justifies the qualification criteria
and conditions for the emergency feedwater steam
driven pump in transient and operating modes to
ensure the successful performance of safety functions
regarding the residual heat removal from the reactor
and maintenance of the required feedwater level in the
steam generator. On the basis of developed conservative
thermal and hydrodynamic model “reactor – steam
generator – emergency feedwater steam driven pump”,
the structural and technical requirements for the system
of an emergency feedwater steam driven pump are
determined, which meet the established qualification
criteria and conditions. It was determined, that the
effective performance of the emergency feedwater
steam driven pump from a steam generator is justified
for the first 10 days after total blackout. The obtained
results can be applied during the modernization of
management strategies and systems for accidents with
long-term total blackout of NPP units.
