Исследование режима работы ВВЭР-1000 при отключении последнего питательного турбонасоса с уровня мощности менее 25 % номинальной - Борисенко, В.И.; Горанчук, В.В.; Крушинский, А.Г. (Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля, 2013)
Рассмотрена работа системы управления и защиты реакторной установки ВВЭР-1000 при отказах в системе питательной воды парогенераторов. В качестве исходного события принят отказ последнего работающего питательного турбонасоса (ТПН) с переходом на подпитку парогенераторов от двух или одного вспомогательного питательного электронасоса (ВПЭН). В соответствии с технологическим регламентом безопасной
эксплуатации ВВЭР-1000 в случае рассматриваемого отказа ТПН с уровня мощности более 25 % предусмотрена работа аварийной защиты (АЗ) реактора. Если уровень мощности меньше 25 %, то работой устройства по
разгрузке и ограничению мощности (РОМ) реактор должен быть переведен на пониженный уровень мощности
~5 %. Представлены результаты расчетных исследований переходного режима для ВВЭР-1000 при отключении
ТПН с уровней мощности 25 % и менее. Показано, что в ряде случаев работа РОМ не обеспечивает перевод
реактора на требуемый уровень мощности, так как производительность ВПЭН недостаточна для поддержания
регламентных уровней в парогенераторах, а это приводит к отключению главных циркуляционных насосов соответствующих петель и срабатыванию АЗ по факту их отключения. Рассмотрены причины отклонений от проектного протекания режимов с отключением ТПН на ВВЭР-1000, а также предложены пути решения рассматриваемой проблемы по исключению срабатывания АЗ. Розглянуто роботу системи управління та захисту реакторної установки ВВЕР-1000 при відмовах у системі живильної води парогенераторів. В якості вихідної події прийнята відмова останнього працюючого живильного турбонасоса (ТЖН) з переходом на підживлення парогенераторів від двох або одного допоміжного живильного електронасоса (ДЖЕН). У відповідності з технологічним регламентом безпечної експлуатації ВВЕР-1000 у разі розглянутої відмови ТЖН з рівня потужності більше 25 % передбачено роботу аварійного захисту
(АЗ) реактора. Якщо рівень потужності менше 25 %, то роботою пристрою з розвантаження та обмеження потужності (РОП) реактор повинен бути переведений на знижений рівень потужності ~ 5 %. Представлено результати розрахункових досліджень перехідного режиму для ВВЕР-1000 при відключенні ТЖН з рівнів потужності
25 % і менше. Показано, що в деяких випадках робота РОП не забезпечує переведення реактора на необхідний
рівень потужності, тому продуктивність ДЖЕН недостатня для підтримки необхідних рівнів у парогенераторах, а це призводить до відключення головних циркуляційних насосів відповідних петель та спрацьовування
АЗ по факту їхнього відключення. Розглянуто причини відхилень від проектного протікання режимів із відключенням ТЖН на ВВЕР-1000, а також запропоновано можливі шляхи вирішення розглянутої проблеми щодо
виключення спрацювання АЗ. The paper describes an operation of the reactor control and protection system of VVER-1000 in case of the
steam generator (SG) feedwater failure. As the initiating event, the last main feedwater pump (MFWP) tripping under
current reactor power no more then 25 % is assumed. Further feeding of steam generators is provided by two or one
auxiliary feedwater pumps (AFWP). According to the VVER-1000 design requirements, the last MFWP tripping under
reactor power more than 25 % shall be accompanied by the reactor scram signal. If the reactor power is less than 25 %,
the reactor should be transferred to the reduced power level of 5 % by operation the power limitation controller (ROM).
The results of the MFWP tripping transient analyses under power 25 % or less are presented. It is shown that in some
cases the ROM does not provide a transition of the reactor to the required power level. AFWP capacity is insufficient to
maintain the required levels in the steam generators that results in tripping of main circulation pumps (MCP) then,
respectively, reactor scram initiation. The reasons for the distinctions of analyzed transients from the required design
progression are examined and some procedures to prevent reactor scram are proposed.