A promising approach to accident management in nuclear power plants with a complete loss of long-term power supply is an emergency feed pump with a steam driver from a steam generator. The main advantages of this approach in relation to the known systems of passive heat removal with natural circulation are the fundamental possibility of fully compensating for the failure of design safety systems with electric pumps, as well as the absence of the need to remove the safety system elements to a greater height beyond the containment / container. However, the use of steam driven emergency pumps requires a deep study of their reliability. One such issue is the qualification of reliability when starting an emergency pump with a steam driver. An original method for modeling the conditions for the occurrence of a water hammer when starting a steam-driven pump is proposed. The conditions for the prevention of water hammer due to the inertia of the pressure-flow characteristics of emergency feed pumps with a steam driver from the steam generator are determined. The results obtained can be used in the design of emergency feed pumps with a steam driver from a steam generator subject to additional experimental qualifications.
The paper analyzes the approaches to improve the efficiency of blackout accident management taking into account the lessons of the great accident at Fukushima Daiichi NPP in 2011. It is found that the afterheat removal passive systems by natural circulation through steam generators cannot provide conditions for adequate safety functions to remove heat from the reactor and maintain the required feedwater level in the steam generator during blackout accidents and multiple failures of safety-related systems. The application of alternative approaches using auxiliary feedwater steam generator driven pumps requires additional experiment-calculated operability / reliability qualification for a blackout accident and multiple failures of NPP safety-related systems. However, implementation of alternative SDEFP system requires in-depth qualification for the conditions of blackout accidents. Safety systems of passive heat removal from the steam generator (adequately to active safety electrical systems) cannot ensure safety functions on control of required feedwater level in the steam generator and heat removal from the reactor core during blackout accidents (at least 72 hours) and multifailure accidents. The system of the steam generator driven emergency feedwater pump can be the alternative solution to ensure safety functions on heat removal through the steam generator during blackout accidents. Additional study of efficiency of steam driven pumps at the experimental facilities that meet real-life criteria of hydrodynamic similarity is a necessary condition for implementation of system of the steam driven emergency feedwater pump. Application of an integrated approach to manage blackout accidents is reasonable. At the initial stage of accident with relatively high steam pressure in the steam generator it is required supply of feedwater by the steam driven emergency pump
відводу тепла від реакторної установки для управління аваріями з повним тривалим знеструмленням. 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.Ключові слова: кваліфікація, пасивні системи безпеки, аварії з повним знеструмленням, реакторна установка V. Skalozubov, V. Spinov, D. Spinov, T. Gablaya, V. Kochnyeva, K. Skalozubov. Qualification of the afterheat removal passive system from the reactor to manage blackout accidents. 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 heat...
scite is a Brooklyn-based organization that helps researchers better discover and understand research articles through Smart Citations–citations that display the context of the citation and describe whether the article provides supporting or contrasting evidence. scite is used by students and researchers from around the world and is funded in part by the National Science Foundation and the National Institute on Drug Abuse of the National Institutes of Health.
customersupport@researchsolutions.com
10624 S. Eastern Ave., Ste. A-614
Henderson, NV 89052, USA
Copyright © 2024 scite LLC. All rights reserved.
Made with 💙 for researchers
Part of the Research Solutions Family.