главный инженер
Chief Engineer
зав. кафедрой «Теплоэнергетики и защиты окружающей среды»
Head of the Department of Thermal Power Engineering and Environmental Protection
В данной статье рассматривается система аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) энергоблока №2 Армянской атомной электростанции (ААЭС) в контексте повышения уровня ее безопасности и надежности. Актуальность работы обусловлена необходимостью обоснования продления срока эксплуатации энергоблока, расширения спектра проектных аварий с повышением предела максимальной проектной аварии до течи теплоносителя с эквивалентным диаметром 200 мм. Проведен анализ первоначальной концепции системы, а также реализованных модификаций, направленных на повышение эффективности аварийного охлаждения. Для оценки работоспособности САОЗ при различных аварийных сценариях выполнены теплогидравлические расчеты с использованием программного комплекса RELAP5/MOD3.2. Рассмотрены сценарии течей теплоносителя первого контура с эквивалентным диаметром от 120 до 190 мм при различных сочетаниях отказов оборудования, включая отказ каналов аварийной подпитки высокого давления. В результате установлено, что при определенных конфигурациях системы возникает эффект «подпитки в течь», при котором подаваемый охлаждающий раствор не обеспечивает эффективного заполнения первого контура. Показано, что при течах диаметром 130–180 мм возможно нарушение критериев безопасности вследствие перегрева оболочек твэлов, тогда как при больших диаметрах течи условия охлаждения могут улучшаться за счет более быстрого снижения давления и включения систем низкого давления. На основании полученных результатов предложены направления дальнейшей модернизации САОЗ, включая оптимизацию схемы подключения трубопроводов и повышение эффективности работы системы, что позволит увеличить пределы проектных аварий и повысить уровень ядерной безопасности.
This article examines the emergency core cooling system (ECCS) of Unit 2 of the Armenian Nuclear Power Plant (ANPP) in the context of enhancing its safety and reliability. The relevance of this work stems from the need to justify the extension of the unit's service life, as well as the expansion of the range of design-basis accidents with an increase in the maximum design-basis accident limit to a coolant leak with an equivalent diameter of 200 mm. An analysis of the initial system concept and implemented modifications aimed at improving the efficiency of emergency cooling is provided. To assess the operability of the ECCS under various emergency scenarios, thermal-hydraulic calculations were performed using the RELAP5/MOD3.2 software package. Scenarios for primary coolant leaks with an equivalent diameter of 120 to 190 mm under various combinations of equipment failures, including the failure of high-pressure emergency make-up channels, are considered. As a result, it is established that, under certain system configurations, a «make-up-into-the-leak» effect occurs, whereby the supplied coolant does not effectively fill the primary circuit. It is shown that, for leaks with diameters of 130–180 mm, safety criteria may be violated due to overheating of the fuel rod cladding, whereas, for larger leak diameters, cooling conditions can be improved by more rapid pressure reduction and the activation of low-pressure systems. Based on the obtained results, directions for further modernization of the ECCS are proposed, including optimization of the piping connection scheme and increased system efficiency, which will increase the design-basis accident limits and enhance nuclear safety.
The authors declare that there are no conflicts of interest present.