energyЭнергетика. Известия высших учебных заведений и энергетических объединений СНГENERGETIKA. Proceedings of CIS higher education institutions and power engineering associations1029-74482414-0341BNTU10.21122/1029-7448-2023-66-5-433-450energy-2309Research ArticleЭЛЕКТРОЭНЕРГЕТИКАELECTRICAL POWER ENGINEERINGАвтономная термосифонная система пассивного отвода теплоты от первого контура реакторной установки: особенности функционирования, характеристики и основные преимуществаAutonomous Thermosiphon System of Passive Residual Heat Removal from the Primary Circuit of the Reactor Plant: Features of Operation, Characteristics and Basic AdvantagesСвириденкоИ. И.SviridenkoI. I

Адрес для переписки:Свириденко Игорь Иванович -Севастопольский государственный университет, ул. Университетская, 33,299053, г. Севастополь, Российская Федерация.Тел.: +7 978 704-68-74i.sviridenko@mail.ru

Address for correspondence: Sviridenko Igor I. -Sevastopol State University, 33, University st.,299053, Sevastopol, Russian Federation. Tel.: +7 978 704-68-74i.sviridenko@mail.ru 

i.sviridenko@mail.ruШевелевД. В.ShevelyovD. V.

Москва

Moscow

Севастопольский государственный университетРоссияSevastopol State UniversityRussian FederationВсероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанцийРоссияAll-Russian Research Institute for Nuclear Power Plants OperationRussian Federation202312102023665433450Copyright © Свириденко И.И., Шевелев Д.В., 20232023Свириденко И.И., Шевелев Д.В.Sviridenko I.I., Shevelyov D.V.Данная работа распространяется под лицензией Creative Commons Attribution 4.0.This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.https://energy.bntu.by/jour/article/view/2309

Рассмотрена автономная система пассивного отвода остаточного тепловыделения (СПОТ) реакторной установки с ВВЭР, предназначенная для обеспечения безопасности АЭС в условиях аварии с полным длительным обесточиванием. Система предусматривает отвод теплоты непосредственно от первого контура реакторной установки (СПОТ Р). С целью повышения надежности и безопасности аварийного теплоотвода в системе применено теплообменное оборудование на основе испарительно-конденсационных устройств замкнутого типа – двухфазных термосифонов. Основной особенностью таких теплообменников является то, что их термосифонные сборки конструктивно разделяют первый контур и промконтур СПОТ, выводимый за пределы реакторного отделения, и позволяют обеспечить безопасный и эффективный теплоотвод, снижают риск распространения радиоактивных загрязнений за барьеры безопасности. Подобные автономные пассивные системы обеспечат эффективный теплоотвод непосредственно от первого контура, изменив цепочку последовательных участков теплопереноса от ядерного топлива к конечному поглотителю и исключив из нее элементы, например парогенераторы, состояние и работоспособность которых в аварийном процессе теплоотвода оказывают основное влияние на безопасность активной зоны. В статье представлена схема автономной системы теплоотвода, приведено описание ее работы. Рассмотрены основные характеристики протекания аварийного процесса отвода остаточного тепловыделения автономной термосифонной СПОТ Р, полученные методом расчетного моделирования. Проанализированы преимущества автономной термосифонной пассивной системы в сравнении с пассивной системой отвода теплоты реакторной установки с ВВЭР через второй контур (СПОТ ПГ). Полученные результаты предлагаются для решения задач диверсификации пассивных систем безопасности эволюционных реакторных установок АЭС с ВВЭР.

An autonomous system of passive removal of residual heat (PRRHS) of a reactor installation with VVER designed to ensure the safety of nuclear power plants in an accident with complete long-term blackout is considered. The system provides for the removal of heat directly from the first circuit of the reactor plant (PRRHS R). In order to increase the reliability and safety of the emergency heat sink, heat exchange equipment based on closed-type evaporation and condensation devices – two-phase thermosyphons – has been used in the system. The main feature of such heat exchangers is that their thermosiphon assemblies structurally separate the primary circuit and the auxiliary circuit of the PRRHS, which is removed outside the reactor compartment, and provide safe and efficient heat removal, reduce the risk of radioactive contamination spreading beyond safety barriers. Such autonomous passive systems will provide effective heat removal directly from the primary circuit by changing the chain of successive heat transfer sites from nuclear fuel to the final absorber and excluding from it such elements, as for example steam generators, the condition and operability of which in the emergency process of heat removal have a major impact on the safety of the reactor core. The article presents a diagram of an autonomous heat sink system; also, a description of its operation is given. The main characteristics of the course of the emergency process of removal of residual heat by the autonomous thermosiphon PRRHS R obtained by computational modeling have been considered. The advantages of an autonomous thermosiphon passive system in comparison with a passive heat removal system of a reactor installation with VVER through the second circuit are analyzed. The obtained results are proposed to solve the problems of diversification of passive safety systems of evolutionary reactor plants of nuclear power plants with VVER type reactors.

АЭСВВЭРреакторная установкасистема пассивного отвода теплотыдвухфазный термосифонполное длительное обесточиваниерасчетное моделированиеnuclear power plantVVERreactor plantpassive heat removal systemtwo-phase thermosiphoncomplete long-term blackoutcomputational modelingReferencesБукринский, А. М. Безопасность атомных станций по федеральным нормам и правилам России и стандартам МАГАТЭ. Сравнение основных принципов и требований по обеспечению безопасности / А. М. Букринский. 3-е изд. М.: НТЦ ЯРБ, 2019. 196 с.Bukrinskii A. M. (2019) Safety of Nuclear Power Plants According to Federal Norms and Regulations of Russia and IAEA Standards. Comparison of Basic Principles and Requirements for Ensuring Safety. Third Edition. Moscow, STC NRS. 196 (in Russian).Исследование локальной гидродинамики теплоносителя в смешанной активной зоне реактора ВВЭР / С. М. Дмитриев [и др.] // Энергетика. Изв. высш. учеб. заведений и энерг. объединений СНГ. 2020. Т. 63, № 2. С. 151–162. https://doi.org/10.21122/1029-7448-2020-63-2-151-162.Dmitriev S. M., Gerasimov A. V., Dobrov A. A., Doronkov D. V., Pronin A. N., Ryazanov A. V., Solntsev D. N., Khrobostov A. E. (2020) Investigation of Coolant Local Hydrodynamics in the Mixed Core of the VVER Reactor. Energetika. Izvestiya Vysshikh Uchebnykh Zavedenii i Energeticheskikh Ob’edinenii SNG = Energetika. Proceedings of the CIS Higher Education Institutions and Power Engineering Associations, 63 (2), 151–162. https://doi.org/10.21122/1029-7448-2020-63-2-151-162 (in Russian).Сорокин, В. В. Расчет времени пуска пассивного каталитического рекомбинатора водорода локализующей системы безопасности АЭС с ВВЭР / В. В. Сорокин // Энергетика. Изв. высш. учеб. заведений и энерг. объединений СНГ. 2022. Т. 65, No 1. С. 67–75. https://doi.org/10.21122/1029-7448-2022-65-1-67-75.Sorokin V. V. (2022) Calculation of Start-Up Time of Passive Catalytic Hydrogen Recombiner of Localization Safety System of a Nuclear Power Plant Equipped with VVER. Energetika. Izvestiya Vysshikh Uchebnykh Zavedenii i Energeticheskikh Ob’edinenii SNG = Energetika. Proceedings of the CIS Higher Education Institutions and Power Engineering Associations, 65 (1), 67–75. https://doi.org/10.21122/1029-7448-2022-65-1-67-75 (in Russian).Пути совершенствования системы пассивного охлаждения активной зоны реактора ВВЭР / А. В. Морозов [и др.] // Материалы XIV Международной научно-технической конференции «Проблемы совершенствования топливно-энергетического комплекса», Саратов, 30 октября – 1 ноября 2018 г. Саратов, 2018. С. 115–120.Morozov A. V., Ragulin S. V., Sahipgareev A. R., Shlepkin A. S. (2018) Ways to Improve the Passive Cooling System of the VVER Reactor Core. Problemy Sovershenstvovaniya Toplivno-Energeticheskogo Kompleksa. Materialy XIV Mezhdunarodnoi Nauch.-Tehn. Konf., Saratov, 30 Oktyabrya – 1 Noyabrya 2018 g. [Materials of the XIV International Scientific and Technical Conference “Problems of Improving the Fuel and Energy Complex”]. Saratov, 115–120 (in Russian).Passive Safety Systems and Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants [Electronic Resource]. IAEA-TECDOC-1624. Vienna: IAEA, 2009. Mode of access: https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1624_web.pdf. Date of access: 07.01.2022.IAEA (2009) Passive Safety Systems and Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants: IAEA-TECDOC-1624. Vienna. Available at: https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1624_web.pdf (аccessed 07 January 2022).Natural circulation in water cooled nuclear power plants: Phenomena, models, and methodology for system reliability assessments [Electronic Resource]. IAEA-TECDOC-1474. Vienna: IAEA, 2005. Mode of access: https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/TE_1474_web.pdf. Date of access: 05.01.2022.IAEA (2005) Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants: Phenomena, Models, and Methodology for System Reliability Assessments. IAEA-TECDOC-1474. Vienna. Available at: https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/TE_1474_web.pdf (аccessed 05 January 2022).Sierchuła, J. Analysis of passive residual heat removal system in AP1000 nuclear power plant / J. Sierchuła // IOP Conference Series: Earth and Environmental Science. 2019. Vol. 214. Art. ID 012095. https://doi.org/10.1088/1755-1315/214/1/012095.Sierchuła J. (2019) Analysis of Passive Residual Heat Removal System in AP1000 Nuclear Power Plant. IOP Conference Series: Earth and Environmental Science, 214, 012095 https://doi.org/10.1088/1755-1315/214/1/012095.Design, Experiment, and Commissioning of the Passive Residual Heat Removal System of China’s Generation III Nuclear Power HPR1000 / Feng Li [et al.] // Science and Technology of Nuclear Installations. 2021. 6 p. https://doi.org/10.1155/2021/6680400.Li F., Lu Y., Chu X., Zheng Q., Wu G. (2021) Design, Experiment, and Commissioning of the Passive Residual Heat Removal System of China’s Generation III Nuclear Power HPR1000. Science and Technology of Nuclear Installations, 2021, 6680400. https://doi.org/10.1155/2021/6680400.Дан, П. Д. Тепловые трубы / П. Д. Дан, Д. А. Рей; пер. с англ. Ю. А. Зейгарник. М.: Энергия, 1979. 272 с.Dunn P. D., Reay D. A. (1982) Heat Pipes. Elsevier Science & Technology Books.Чи, С. Тепловые трубы: Теория и практика / С. Чи; пер. с англ. В. Я. Сидоров. М.: Машиностроение, 1981. 207 с.Chi S. W. (1976) Heat Pipes: Theory and Practice. Hemisphere Pub. Corp.Гершуні, О. Н. Випаровувально-конденсатційні системи теплопередачі для ядерних енергетичних технологій / О. Н. Гершуні, О. П. Ніщик, Є. М. Письменний. Київ: Альтерпрес, 2007. 236 с.Gershuni O. N., Nishchik O. P., Pishmennyi E. M. (2007) Evaporation-Condensation Heat Transfer Systems for Nuclear Energy Technologies. Kyiv, Al'terpres Publ. 236 (in Ukrainian).Chapter 1 – Natural circulation loops – advantages, challenges, and classification –/ P. K. Vijayan, A. K. Nayak, N. Kumar // Single-Phase, Two-Phase and Supercritical Natural Circulation Systems. Woodhead Publishing, 2019. P. 1–30. https://doi.org/10.1016/B978-0-08-102486-7.00001-9.Vijayan P. K., Nayak A. K., Kumar N. (2019). Chapter 1 – Natural Circulation Loops – Advantages, Challenges, and Classification. Single-Phase, Two-Phase and Supercritical Natural Circulation Systems. Woodhead Publishing, 1–30. https://doi.org/10.1016/B978-0-08-102486-7.00001-9.Passive Residual Heat Removal System for WWER with the Thermosiphon Heatexchange Equipment / I. I. Sviridenko [et al.] // International Journal of Energy for a Clean Environment. 2015. Vol. 16. N 1-4. P. 209–223. https://doi.org/10.1615/InterJEnerCleanEnv.2015015683Sviridenko I. I., Shevelyov D. V., Polyakov O. V., Timofeev V. A., Sviridenko N. N. (2015) Passive Residual Heat Removal System for WWER with the Thermosiphon Heat Exchange Equipment. International Journal of Energy for a Clean Environment, 16 (1–4), 209–223. https://doi.org/10.1615/InterJEnerCleanEnv.2015015683.Свириденко, И. И. Расчетные исследования аварийного теплоотвода ВВЭР автономной термосифонной СПОТ первого контура / И. И. Свириденко, Д. В. Шевелев, В. В. Свердлов // Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок: науч.-тех. сб. Сосновый Бор: ФГУП НИТИ, 2018. Вып. 3 (13). С. 28–41.Sviridenko I. I., Shevelev D. V., Sverdlov V. V. (2018) Analytical Researches of Emergency Heat Removal from VVER by Autonomous Thermosyphon PRHRS of Primary Circuit. Tehnologii Obespecheniya Zhiznennogo Tsikla Yadernyh Energeticheskikh Ustanovok: Nauch.-Tehn. Sbornik = Nuclear Propulsion Reactor Plants. Life Cycle Management Technologies. Collection of Scientific and Technical Papers. Sosnovy Bor: FSUE “Alexandrov NITI”, Iss. 3(13), 28–41 (in Russian).Свириденко И. И. Удержание реактора в подкритическом состоянии при запроектной аварии одновременным расхолаживанием и декомпрессией первого контура / И. И. Свириденко // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2019. № 1. С. 85–96. https://doi.org/10.26583/npe.2019.1.08Sviridenko I. I. (2019) Assuring Reactor's Subcriticality Following Beyond Design Accident by Simultaneous Cool Down and Depressurization. Izvestiya Vuzov. Yadernaya Energetika, (1), 85–96 (in Russian). https://doi.org/10.26583/npe.2019.1.08.Инструкция по ликвидации аварий и аварийных ситуаций на реакторной установке энергоблока № 5 Запорожской АЭС. 05.ГТ.00.ИЭ.11. ОП «Запорожская АЭС», 2017. 444 с.Zaporozhye NPP (2017) Instructions for the Elimination of Accidents and Emergencies at the Reactor Plant of Power Unit No 5 of the Zaporozhye NPP. 05.ГТ.00.ИЭ.11 (in Russian).Васильев, Л. Л. Теплообменники на тепловых трубах / Л. Л. Васильев. Минск: Наука и техника, 1981. 143 с.Vasiliev L. L. (1981) Heat Exchangers on Heat Pipes. Minsk, Nauka i Tehnika Publ. 143 (in Russian).Безродный, М. К. Процессы переноса в двухфазных термосифонных системах. Теория и практика / М. К. Безродный, И. Л. Пиоро, Т. О. Костюк. К.: Факт, 2005. 704 с.Bezrodnii M. K., Pioro I. L., Kostyuk T. O. (2005) Transfer Processes in Two-Phase Thermo-siphon Systems. Theory and Practice. Kyiv, Fakt Publ. 704 (in Russian).АЭС «Куданкулам». Классификация систем, оборудования, трубопроводов и элементов теплотехнической части. KK.UJA.0.SR.PZ.PR004. Институт «Атомэнергопроект», 2002.Atomenergoproekt (2002) Kudankulam NPP. Classification of Systems, Equipment, Pipelines and Elements of the Heat Engineering Division. KK.UJA.0.SR.PZ.PR004 (in Russian).Концепция расширенного использования естественной циркуляции теплоносителя первого контура в энергоблоках с ВВЭР-1000 (1200) и перспективы ее реализации / А. Я. Благовещенский [и др.] // Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики: Материалы 8-й Междунар. науч.-техн. конф., Москва, 23–25 мая 2012 г. М.: Концерн «Росэнергоатом», 2012. С. 602–605.Blagoveshchenskii A. Ya., Bor S. M., Konovich M. N., Mityukov V. N., Bezlepkin V. V., Kukhtevich V. O., Mitryukhin A.G. [et al.] (2012) The Concept of Expanded Use of Natural Circulation of the Primary Coolant in Power Units with VVER-1000 (1200) and Prospects for its Implementation. Bezopasnost', Effektivnost' i Ekonomika Atomnoi Energetiki: Materialy 8 Mezhdunar. Nauch.-Tehn. Konf., Moskva, 23–25 Maja 2012 g. [Safety, Efficiency and Economy of Nuclear Energy: Proceedings of the 8th Intern. Sci.-Tech. Conf.]. Moscow, Rosenergoatom Concern, 602–605 (in Russian).Влияние пассивных систем на протекание типичных запроектных аварий РУ В-392 [Электронный ресурс] / Н. В. Букин [и др.] // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: материалы 2-й науч.-техн. конф., Подольск, 19–23 ноября 2001 г. Режим доступа: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2001/report1/vpsnptza.pdf. Дата доступа: 17.09.2021.Bukin N. V., Borisov L. N., Gromov A. L., Fil N. S., Shumskii A. M. (2001) Influence of Passive Systems on the Course of Typical Beyond Design Basis Accidents of V-392 Reactor Plant. Obespechenie Bezopasnosti AES s VVER: Materialy 2 Nauch.-Tehn. Konf., Podol'sk, 19–23 Noyabrya 2001 g. [Ensuring the Safety of VVER NPP: Proceedings of the 2nd Sci.-Tech Conf.]. Available at: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2001/report1/vpsnptza.pdf (аccessed 17 September 2021) (in Russian).АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта / С. А. Андрушечко [и др.]. М.: Логос, 2010. 603 с.Andrushechko S. A., Afrov A. M., Vasiliev B. Yu., Generalov V. N., Kosourov K. B., Semchenkov Yu. M., Ukraintsev V. F. (2010) NPP with a VVER-1000 Reactor. From the Physical Fundamentals of Operation to the Evolution of the Project. Moscow, Logos Publ. 603 (in Russian).

The authors declare that there are no conflicts of interest present.