Qualification of the afterheat removal passive system from the reactor to manage blackout accidents

Abstract

. Nuclear safety criteria and conditions for the maximum admissible temperatures of nuclear fuel and fuel claddings, for the pressure and coolant flow of the steam-driven emergency pump and for dimensions of using natural circulation are qualification criteria and conditions for operability and reliability of the presented afterheat removal passive system from the reactor to manage blackout accidents. The conservative heathydrodynamic model of qualification of afterheat removal passive system from the reactor is developed for blackout accident management. Calculation modelling with the presented conservative model has recognized that design blackout accident management strategy does not ensure nuclear safety conditions. The modernized accident management strategy with afterheat removal passive system from the reactor provides nuclear safety conditions. According to Prof. Korolev’s experiments, operability of the steam-driven emergency pump is provided when the reactor pressure is more than 0.3 MPa. For smaller pressure, the afterheat removal passive subsystem using natural circulation provides safety functions. The results of this work can be used to modernize nuclear power plants with the view of increasing the efficiency of blackout accident management, and to improve symptom-informed instructions and guidelines for the accident management of severe fuel damages. The proposed blackout accident management system can be supplemented with steam removal passive safety systems through steam generators of nuclear power plants with WWERs. The proposed passive system is effective only for blackout accidents and large loss-of-coolant accidents in the reactor (including the maximum design depressurization accident). The presented results are used for training, retraining and advanced training of specialists in Ukrainian nuclear energy.

Критеріями та умовами кваліфікації працездатності і надійності пропонованої в роботі системи пасивного відводу тепла від реактора для управління аваріями з повним тривалим знеструмленням є критерії умови ядерної безпеки по максимально допустимим температурам ядерного палива і оболонок тепловиділяючих елементів; по напору тиску і витраті теплоносія аварійним насосом з пароприводом і за габаритними обмеженням пасивної системи відводу тепла природною циркуляцією. Розроблено консервативна теплогідродинамічна модель кваліфікації системи пасивного відводу тепла від реактора для управління аваріями із повним тривалим знеструмленням. В результаті розрахункового моделювання, за запропонованою консервативною моделлю встановлено, що проектна стратегія управління аварією з повним тривалим знеструмленням не забезпечує умови ядерної безпеки. Модернізована стратегія управління аварією системою пасивного відведення тепла від реактора забезпечує умови ядерної безпеки при досить консервативних припущеннях. Відповідно до експериментальних даних О.В. Корольова, працездатність аварійного насоса з пароприводом забезпечена при тиску в реакторі більше 0,3 МПа. При менших тисках, функції безпеки по охолодженню активної зони і підтримки рівня теплоносія в реакторі, забезпечуються кваліфікованою підсистемою пасивного відведення тепла природною циркуляцією. Отримані в роботі результати можна використовувати для модернізації ядерних енергетичних установок з метою підвищення ефективності управління аваріями з повним тривалим знеструмленням, а також для вдосконалення симптомноорієнтованих аварійних інструкцій і керівництв з управління важкими аваріями з пошкодженням ядерного палива. Пропоновану систему управління аваріями з повним тривалим знеструмленням можна доповнити пасивними системами безпеки з відводом пари через парогенератори ядерних енергоустановок з ректорами типа ВВЕР. Пропонована пасивна система є ефективною лише для аварій з повним тривалим знеструмленням та великими течами реакторного контуру (в том числі і для максимальної проектної аварії з розривом реакторного контуру). Результати, представлені в цій роботі, використовуються в учбовому процесі для підготовки, перепідготовки та підвищення кваліфікації фахівців ядерної енергетики України