eONPUIR

Модернізація стратегій і систем управління аваріями на ядерних енергоустановках з їх повним тривалим знеструмленням

Показать сокращенную информацию

dc.contributor.author Скалозубов, Володимир Іванович
dc.contributor.author Кондратюк, Вадим Анатолійович
dc.contributor.author Письменний, Євген Миколайович
dc.contributor.author Комаров, Юрій Олексійович
dc.contributor.author Клевцов, Сергій Валерійович
dc.contributor.author Skalozubov, Volodymyr Ivanovych
dc.contributor.author Kondratiuk, Vadym Anatoliyovych
dc.contributor.author Pysmennyy, Yevgen Mykolayovych
dc.contributor.author Komarov, Yurii Oleksiyovych
dc.contributor.author Klevtsov, Sergii Valeriyovych
dc.date.accessioned 2023-10-13T11:35:58Z
dc.date.available 2023-10-13T11:35:58Z
dc.date.issued 2023-01-20
dc.identifier.citation Skalozubov, V., Kondratiuk, V., Pysmennyy, Ye., Komarov, Yu., Klevtsov, S. (2023). Модернізація стратегій і систем управління аваріями на ядерних енергоустановках з їх повним тривалим знеструмленням. Ядерна та радіаційна безпека, (2(98), 80-86. https://doi.org/10.32918/nrs.2023.2(98).08 en
dc.identifier.issn 2073-6321
dc.identifier.uri http://dspace.opu.ua/jspui/handle/123456789/14098
dc.description.abstract 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. en
dc.description.abstract 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. en
dc.language.iso uk en
dc.publisher Одеський національний політехнічний університет en
dc.subject аварійний живильний насос en
dc.subject аварія з повним знеструмленням en
dc.subject кваліфікація en
dc.subject equipment qualification en
dc.subject total blackout accident en
dc.subject emergency feedwater steam driven pump en
dc.title Модернізація стратегій і систем управління аваріями на ядерних енергоустановках з їх повним тривалим знеструмленням en
dc.title.alternative Modernization of Management Strategies and Systems for Accidents at Nuclear Power Plants with Long-Term Total Blackout en
dc.type Article en
opu.citation.journal Ядерна та радіаційна безпека en
opu.citation.firstpage 80 en
opu.citation.lastpage 86 en
opu.citation.issue 2 (98) en


Файлы, содержащиеся в элементе

Этот элемент содержится в следующих коллекциях

Показать сокращенную информацию