Численное моделирование режима потери электропитания собственных нужд на энергоблоке с ВВЭР-1200

Михаил [Mikhail] Алексеевич [A.] Полевой [Polevoi]

doi:10.24160/1993-6982-2023-4-130-136

Михаил [Mikhail] Алексеевич [A.] Полевой [Polevoi]

DOI: https://doi.org/10.24160/1993-6982-2023-4-130-136

Ключевые слова: питательный и аварийный питательный электрический насосы, обесточивание, конденсация, АЭС

Аннотация

Обоснование циклической прочности оборудования и трубопроводов — неотъемлемая часть технического проекта реакторной установки с ВВЭР. Исходными данными для такого обоснования являются результаты теплогидравлических расчетов изменения параметров первого и второго контуров в различных аварийных режимах. Один из рассматриваемых режимов — режим «Потеря электропитания собственных нужд». В нем, в связи с потерей электропитания собственных нужд, отключаются все питательные электрические насосы, что ведет к потере расхода питательной воды. Вследствие этого ее уровень во всех парогенераторах начинает снижаться до уставки на включения аварийных питательных электрических насосов. В процессе подачи аварийной питательной воды в парогенераторы образуется конденсация пара, что приводит к уменьшению давления в парогенераторах, а снижение давление в парогенераторах, в свою очередь, дает отключение аварийных питательных насосов по соответствующей уставке.

Представлены результаты численного моделирования режима «Потеря электропитания собственных нужд», выполненного с использованием программного комплекса КОРСАР\ГП для энергоблоков ВВЭР-1200.

Сведения об авторе

Михаил [Mikhail] Алексеевич [A.] Полевой [Polevoi]

инженер-конструктор 2-й категории АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», аспирант кафедры атомных электрических станций НИУ «МЭИ», e-mail: mpolevoy89264267726@mail.ru

Литература

1. Боринцев А.Б., Петров В.В, Федосов В.Г. Методические особенности расчета и оценки циклической прочности крышки реактора типа ВВЭР с использованием трехмерных моделей // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: Сб. докл. V Междунар. науч.-техн. конф. Подольск: ФГУП ОКБ «Гидропресс», 2007. С. 112.
2. РБ-100—15. Руководство по безопасности при использовании атомной энергии «Рекомендации по порядку выполнения анализа надежности систем и элементов атомных станций, важных для безопасности, и их функций».
3. Выговский С.Б., Рябов Н.О., Чернов Е.В. Безопасность и задачи инженерной поддержки эксплуатации ядерных энергетических установок с ВВЭР. М.: НИЯУ МИФИ, 2013.
4. Ковалевич О.М. Основы обеспечения безопасности атомных станций. М.: Изд-во МЭИ, 1999.
5. Выговский С.Б. и др. Физические и конструкционные особенности ядерных энергетических установок с ВВЭР. М.: НИЯУ МИФИ, 2011.
6. Соловьев Ю.П. Вспомогательное оборудование на электрических станциях. М.: Изд-во МЭИ, 2005.
7. Зайцев С.И. и др. Численное моделирование аварийных режимов реакторной установки с ВВЭР-1000 с помощью расчетных кодов ТРАП и КОРСАР // Теплоэнергетика. 2002. № 11. С. 62—65.
8. Василенко В.А и др. Теплогидравлический расчетный код КОРСАР. Состояние разработки и опыт применения // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: Сб. докл. III Всерос. науч.-техн. конф. Подольск: ФГУП ОКБ «Гидропресс», 2003.
9. Юдов Ю.В. Учет влияния неконденсирующих газов на процессы межфазного тепломассообмена в двужидкостной модели кода КОРСАР // Теплоэнергетика. 2018. № 3. С. 42—50.
10. Программный комплекс КОРСАР/ГП. Аттестационный паспорт программного средства. Рег. № 537 от 28.12.2021 г.
---
Для цитирования: Полевой М.А. Численное моделирование режима потери электропитания собственных нужд на энергоблоке с ВВЭР-1200 // Вестник МЭИ. 2023. № 4. С. 130—136. DOI: 10.24160/1993-6982-2023-4-130-136
#
1. Borintsev A.B., Petrov V.V, Fedosov V.G. Metodicheskie Osobennosti Rascheta i Otsenki Tsiklicheskoy Prochnosti Kryshki Reaktora Tipa VVER s Ispol'zovaniem Trekhmernykh Modeley. Obespechenie Bezopasnosti AES s VVER: Sb. Dokl. V Mezhdunar. Nauch.-tekhn. Konf. Podol'sk: FGUP OKB «Gidropress», 2007:112. (in Russian).
2. RB-100—15. Rukovodstvo po Bezopasnosti pri Ispol'zovanii Atomnoy Energii «Rekomendatsii po Poryadku Vypolneniya Analiza Nadezhnosti Sistem i Elementov Atomnykh Stantsiy, Vazhnykh dlya Bezopasnosti, i Ikh Funktsiy». (in Russian).
3. Vygovskiy S.B., Ryabov N.O., Chernov E.V. Bezopasnost' i Zadachi Inzhenernoy Podderzhki Ekspluatatsii Yadernykh Energeticheskikh Ustanovok s VVER. M.: NIYAU MIFI, 2013. (in Russian).
4. Kovalevich O.M. Osnovy Obespecheniya Bezopasnosti Atomnykh Stantsiy. M.: Izd-vo MEI, 1999. (in Russian).
5. Vygovskiy S.B. i dr. Fizicheskie i Konstruktsionnye Osobennosti Yadernykh Energeticheskikh Ustanovok s VVER. M.: NIYAU MIFI, 2011. (in Russian).
6. Solov'ev Yu.P. Vspomogatel'noe Oborudovanie na Elektricheskikh Stantsiyakh. M.: Izd-vo MEI, 2005. (in Russian).
7. Zaytsev S.I. i dr. Chislennoe Modelirovanie Avariynykh Rezhimov Reaktornoy Ustanovki s VVER-1000 s Pomoshch'yu Raschetnykh Kodov TRAP i KORSAR. Teploenergetika. 2002;11:62—65. (in Russian).
8. Vasilenko V.A i dr. Teplogidravlicheskiy Raschetnyy Kod KORSAR. Sostoyanie Razrabotki i Opyt Primeneniya. Obespechenie Bezopasnosti AES s VVER: Sb. Dokl. III Vseros. Nauch.-tekhn. Konf. Podol'sk: FGUP OKB «Gidropress», 2003. (in Russian).
9. Yudov Yu.V. Uchet Vliyaniya Nekondensiruyushchikh Gazov na Protsessy Mezhfaznogo Teplomassoobmena v Dvuzhidkostnoy Modeli Koda KORSAR. Teploenergetika. 2018;3:42—50. (in Russian).
10. Programmnyy Kompleks KORSAR/GP. Attestatsionnyy Pasport Programmnogo Sredstva. Reg. № 537 ot 28.12.2021 g. (in Russian)
---
For citation: Polevoi M.A. Numerical Simulation of the Loss of Offsite Power to the VVER-1200 Nuclear Power Unit Auxiliaries. Bulletin of MPEI. 2023;4:130—136. (in Russian). DOI: 10.24160/1993-6982-2023-4-130-136