Оцінка впливу гідродинамічної нестійкості перехідних режимів насосів систем безпеки під час аварій з міжконтурними течами на стан ядерних енергоустановок із ВВЕР
Based on operating experience, the results of monitoring the technical condition of a large number of heat exchange pipes in each steam generator, and the results of probabilistic safety analysis studies, an initiating event with inter-loop leaks is one of the dominant events. The technical difficul...
Збережено в:
| Дата: | 2022 |
|---|---|
| Автори: | , , , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Ukrainian |
| Опубліковано: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2022
|
| Онлайн доступ: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/993 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |
Репозитарії
Nuclear and Radiation Safety| id |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-993 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| baseUrl_str |
|
| datestamp_date |
2023-01-17T11:37:33Z |
| collection |
OJS |
| language |
Ukrainian |
| format |
Article |
| author |
Kondratyuk, V. Pysmennyy, Yu. Skalozubov, V. Komarov, Yu. Kosenko, S. |
| spellingShingle |
Kondratyuk, V. Pysmennyy, Yu. Skalozubov, V. Komarov, Yu. Kosenko, S. Оцінка впливу гідродинамічної нестійкості перехідних режимів насосів систем безпеки під час аварій з міжконтурними течами на стан ядерних енергоустановок із ВВЕР |
| author_facet |
Kondratyuk, V. Pysmennyy, Yu. Skalozubov, V. Komarov, Yu. Kosenko, S. |
| author_sort |
Kondratyuk, V. |
| title |
Оцінка впливу гідродинамічної нестійкості перехідних режимів насосів систем безпеки під час аварій з міжконтурними течами на стан ядерних енергоустановок із ВВЕР |
| title_short |
Оцінка впливу гідродинамічної нестійкості перехідних режимів насосів систем безпеки під час аварій з міжконтурними течами на стан ядерних енергоустановок із ВВЕР |
| title_full |
Оцінка впливу гідродинамічної нестійкості перехідних режимів насосів систем безпеки під час аварій з міжконтурними течами на стан ядерних енергоустановок із ВВЕР |
| title_fullStr |
Оцінка впливу гідродинамічної нестійкості перехідних режимів насосів систем безпеки під час аварій з міжконтурними течами на стан ядерних енергоустановок із ВВЕР |
| title_full_unstemmed |
Оцінка впливу гідродинамічної нестійкості перехідних режимів насосів систем безпеки під час аварій з міжконтурними течами на стан ядерних енергоустановок із ВВЕР |
| title_sort |
оцінка впливу гідродинамічної нестійкості перехідних режимів насосів систем безпеки під час аварій з міжконтурними течами на стан ядерних енергоустановок із ввер |
| title_alt |
Assessing the Influence of Hydrodynamic Instability of Safety System Pump Transients during Inter-Loop Leak Accidents on the Condition of VVER Nuclear Power Plants |
| description |
Based on operating experience, the results of monitoring the technical condition of a large number of heat exchange pipes in each steam generator, and the results of probabilistic safety analysis studies, an initiating event with inter-loop leaks is one of the dominant events. The technical difficulties of identifying inter-loop leaks, especially the rupture of a small number of SG heat exchange tubes, affect accident management strategies. During the implementation of emergency measures, as a result of pump startup, a transient may occur, which under certain conditions can lead to fluctuating hydrodynamic instability in the safety system trains, violation of heat exchange conditions in the reactor core, hydro- and thermodynamic shocks and other negative effects. When modeling accidents with deterministic codes, such a transient is modeled either simplified or is not considered at all. However, in pump startup transient modes, fluctuating hydrodynamic instability of the flow parameters may occur due to the inertial delay of the response of pump pressure-flow characteristics. In addition, the consumption in the safety systems in general can be affected by changes during a backpressure accident in the reactor and steam generators. On the basis of the conservative thermohydrodynamic model of an inter-loop leak accident, an original method for qualification of VVER nuclear power plants under hydrodynamic instability of pump startup transient modes of active safety systems is presented. The criteria for the impact of fluctuating hydrodynamic instability in pump startup modes of the emergency core cooling systems of the high and low pressure reactor, as well as the emergency steam generator makeup have been established to determine the conditions and consequences of hydrodynamic and thermal shocks. Hydrodynamic instability in the startup modes of safety system pumps under certain conditions significantly affects the pressure pulses of hydraulic shocks and the rate of temperature change for equipment metal during thermal shocks, which can affect the reliability and integrity of the systems. On the basis of calculation justifications according to the developed qualification method, the need to modernize active safety systems was determined to prevent fluctuating hydrodynamic instability in pump startup transient modes. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2022 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/993 |
| work_keys_str_mv |
AT kondratyukv assessingtheinfluenceofhydrodynamicinstabilityofsafetysystempumptransientsduringinterloopleakaccidentsontheconditionofvvernuclearpowerplants AT pysmennyyyu assessingtheinfluenceofhydrodynamicinstabilityofsafetysystempumptransientsduringinterloopleakaccidentsontheconditionofvvernuclearpowerplants AT skalozubovv assessingtheinfluenceofhydrodynamicinstabilityofsafetysystempumptransientsduringinterloopleakaccidentsontheconditionofvvernuclearpowerplants AT komarovyu assessingtheinfluenceofhydrodynamicinstabilityofsafetysystempumptransientsduringinterloopleakaccidentsontheconditionofvvernuclearpowerplants AT kosenkos assessingtheinfluenceofhydrodynamicinstabilityofsafetysystempumptransientsduringinterloopleakaccidentsontheconditionofvvernuclearpowerplants AT kondratyukv ocínkavplivugídrodinamíčnoínestíjkostíperehídnihrežimívnasosívsistembezpekipídčasavaríjzmížkonturnimitečaminastanâdernihenergoustanovokízvver AT pysmennyyyu ocínkavplivugídrodinamíčnoínestíjkostíperehídnihrežimívnasosívsistembezpekipídčasavaríjzmížkonturnimitečaminastanâdernihenergoustanovokízvver AT skalozubovv ocínkavplivugídrodinamíčnoínestíjkostíperehídnihrežimívnasosívsistembezpekipídčasavaríjzmížkonturnimitečaminastanâdernihenergoustanovokízvver AT komarovyu ocínkavplivugídrodinamíčnoínestíjkostíperehídnihrežimívnasosívsistembezpekipídčasavaríjzmížkonturnimitečaminastanâdernihenergoustanovokízvver AT kosenkos ocínkavplivugídrodinamíčnoínestíjkostíperehídnihrežimívnasosívsistembezpekipídčasavaríjzmížkonturnimitečaminastanâdernihenergoustanovokízvver |
| first_indexed |
2025-07-17T12:11:38Z |
| last_indexed |
2025-07-17T12:11:38Z |
| _version_ |
1837896092188934144 |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-9932023-01-17T11:37:33Z Assessing the Influence of Hydrodynamic Instability of Safety System Pump Transients during Inter-Loop Leak Accidents on the Condition of VVER Nuclear Power Plants Оцінка впливу гідродинамічної нестійкості перехідних режимів насосів систем безпеки під час аварій з міжконтурними течами на стан ядерних енергоустановок із ВВЕР Kondratyuk, V. Pysmennyy, Yu. Skalozubov, V. Komarov, Yu. Kosenko, S. Based on operating experience, the results of monitoring the technical condition of a large number of heat exchange pipes in each steam generator, and the results of probabilistic safety analysis studies, an initiating event with inter-loop leaks is one of the dominant events. The technical difficulties of identifying inter-loop leaks, especially the rupture of a small number of SG heat exchange tubes, affect accident management strategies. During the implementation of emergency measures, as a result of pump startup, a transient may occur, which under certain conditions can lead to fluctuating hydrodynamic instability in the safety system trains, violation of heat exchange conditions in the reactor core, hydro- and thermodynamic shocks and other negative effects. When modeling accidents with deterministic codes, such a transient is modeled either simplified or is not considered at all. However, in pump startup transient modes, fluctuating hydrodynamic instability of the flow parameters may occur due to the inertial delay of the response of pump pressure-flow characteristics. In addition, the consumption in the safety systems in general can be affected by changes during a backpressure accident in the reactor and steam generators. On the basis of the conservative thermohydrodynamic model of an inter-loop leak accident, an original method for qualification of VVER nuclear power plants under hydrodynamic instability of pump startup transient modes of active safety systems is presented. The criteria for the impact of fluctuating hydrodynamic instability in pump startup modes of the emergency core cooling systems of the high and low pressure reactor, as well as the emergency steam generator makeup have been established to determine the conditions and consequences of hydrodynamic and thermal shocks. Hydrodynamic instability in the startup modes of safety system pumps under certain conditions significantly affects the pressure pulses of hydraulic shocks and the rate of temperature change for equipment metal during thermal shocks, which can affect the reliability and integrity of the systems. On the basis of calculation justifications according to the developed qualification method, the need to modernize active safety systems was determined to prevent fluctuating hydrodynamic instability in pump startup transient modes. З досвіду експлуатації, результатів контролю технічного стану великої кількості теплообмінних труб у кожному парогенераторі та результатів досліджень з імовірнісного аналізу безпеки вихідна подія з міжконтурними течами є однією з домінантних подій. Технічні складності ідентифікації міжконтурних теч, особливо розриву малої кількості теплообмінних трубок парогенератора, впливають на стратегії управління аваріями. Під час реалізації протиаварійних дій унаслідок пуску насосів може виникати перехідний процес, який за певних умов може призвести до коливальної гідродинамічної нестійкості в каналах систем безпеки, порушення умов теплообміну в активній зоні реактора, гідро- і термодинамічних ударів та інших негативних ефектів. Під час моделювання аварій детерміністичними кодами такий перехідний процес моделюється або спрощено, або взагалі не розглядається. Проте у перехідних режимах пуску насосів може виникнути коливальна гідродинамічна нестійкість параметрів потоку внаслідок інерційного запізнювання реакції напірно-витратної характеристики насосів. Крім того, на витрату в системах безпеки загалом можуть впливати зміни в процесі аварії протитиску в реакторі і парогенераторах. На основі консервативної теплогідродинамічної моделі аварії з міжконтурними течами наведено оригінальний метод кваліфікації ядерних енергоустановок із водо-водяними енергетичними реакторами в умовах гідродинамічної нестійкості перехідних режимів пуску насосів активних систем безпеки. Встановлено критерії впливу коливальної гідродинамічної нестійкості в режимах пуску насосів систем аварійного охолодження активної зони реактора високого та низького тиску, а також аварійного підживлення парогенератора для визначення умов та наслідків гідродинамічних і термічних ударів. Гідродинамічна нестійкість у режимах пуску насосів систем безпеки за певних умов істотно впливає на імпульси тиску гідроударів та на швидкість зміни температури металу обладнання під час термоударів, що може вплинути на надійність і цілісність систем. На основі розрахункових обґрунтувань за розробленим методом кваліфікації встановлено необхідність модернізації активних систем безпеки для запобігання коливальній гідродинамічній нестійкості в перехідних режимах пуску насосів. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2022-12-21 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/993 10.32918/nrs.2022.4(96).03 Nuclear and Radiation Safety; No 4(96) (2022): Nuclear and Radiation Safety; 23-28 Ядерна та радіаційна безпека; № 4(96) (2022): Ядерна та радіаційна безпека; 23-28 2073-6231 uk https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/993/733 Авторське право (c) 2022 V. Kondratyuk, Yu. Pysmennyy, V. Skalozubov, Yu. Komarov, S. Kosenko |