Управление авариями с полной потерей длительного электроснабжения на ядерных энергоустановках насосами с пароприводом
Аварія з повною втратою тривалого електропостачання, викликана затопленням цунамі, була основною причиною пошкодження ядерного палива, руйнів-них парогазових вибухів і катастрофічних екологічних наслідків на АЕС Фуку-сіма-Дайїчі в 2011 році. Після Фукусімської аварії все світове ядерне співтова-рист...
Збережено в:
| Опубліковано в: : | Проблемы управления и информатики |
|---|---|
| Дата: | 2020 |
| Автори: | , , , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Russian |
| Опубліковано: |
Інститут кібернетики ім. В.М. Глушкова НАН України
2020
|
| Теми: | |
| Онлайн доступ: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/208781 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Цитувати: | Управление авариями с полной потерей длительного электроснабжения на ядерных энергоустановках насосами с пароприводом / В.И. Скалозубов, В.М. Спинов, А.В. Лужанская, И.А. Климчук, Т.В. Габлая // Проблемы управления и информатики. — 2020. — № 5. — С. 51-60. — Бібліогр.: 12 назв. — рос. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-208781 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
Скалозубов, В.И. Спинов, В.М. Лужанская, А.В. Климчук, И.А. Габлая, Т.В. 2025-11-06T12:33:56Z 2020 Управление авариями с полной потерей длительного электроснабжения на ядерных энергоустановках насосами с пароприводом / В.И. Скалозубов, В.М. Спинов, А.В. Лужанская, И.А. Климчук, Т.В. Габлая // Проблемы управления и информатики. — 2020. — № 5. — С. 51-60. — Бібліогр.: 12 назв. — рос. 0572-2691 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/208781 621.039 10.1615/JAutomatInfScien.v52.i9.50 Аварія з повною втратою тривалого електропостачання, викликана затопленням цунамі, була основною причиною пошкодження ядерного палива, руйнів-них парогазових вибухів і катастрофічних екологічних наслідків на АЕС Фуку-сіма-Дайїчі в 2011 році. Після Фукусімської аварії все світове ядерне співтова-риство під егідою МАГАТЕ і Національних органів регулювання ядерної безпеки прийшло до однозначного висновку щодо необхідності вдосконалення протиаварійних заходів та технічних засобів для підвищення ефективності керування аваріями на ядерних енергоустановках при повній втраті тривалого електропостачання. Одним із таких підходів вирішення зазначеної проблеми є розробка і впровадження аварійного живильного насоса з пароприводом від парогенератора ядерної енергоустановки, що не потребує електропостачання та забезпечує адекватне дублювання проектної системи аварійного живильного електронасоса. Розроблено методи кваліфікації на надійність і працездатність аварійного живильного насоса з пароприводом для керування аваріями з повною втратою тривалого електропостачання на ядерних енергоустановках. Визначальними факторами кваліфікації надійності аварійного живильного насоса з пароприводом є причини, умови та наслідки гідродинамічних ударів, які супроводжуються імпульсним високоамплітудним зростанням тиску та різким гальмуванням потоку. У результаті розрахункової кваліфікації надійності аварійного живильного насоса з пароприводом для керування аваріями з повною втратою тривалого електропостачання встановлено, що максимальні амплітуди тиску гідроударів не перевищують 0,2 МПа. Зменшення максимальних амплітуд тиску гідроударів можливо за рахунок скорочення часу пуску аварійного живильного насоса з пароприводом і впливу параметрів чутливості напірновитратної характеристики насоса. В результаті розрахунково-експериментальної кваліфікації працездатності аварійного живильного насоса з пароприводом для керування аваріями з повною втратою тривалого електропостачання встановлено, що мінімально допустимий тиск пара у парогенераторі становить 0,18 МПа, а час виходу на робочий (що встановився) режим - не менше 750 с. У цьому інтервалі часу відносна потужність залишкових тепловиділень є значною і становить не більше 70 %. Тому необхідно обґрунтування альтернативних технічних рішень ефективного керування аваріями з повною втратою тривалого електропостачання на початковому етапі до виходу насоса з пароприводом на робочий (що встановився) режим. The accident with the complete loss of long-term power supply due to a tsunami flooding became the main cause of damage to nuclear fuel, devastating steam and gas explosions and catastrophic environmental consequences at the Fukushima-Daiichi nuclear power plant in 2011. After the Fukushima accident, the entire world nuclear community under the auspices of IAEA and the National Nuclear Safety Regulators came to the unequivocal conclusion about the necessity to improve emergency preventing measures and technical means to improve the management of accidents at nuclear power plants with complete loss of long-term power supply. One of such approaches to that problem solution refers to the development and implementation of an emergency feed pump steam-driven from the nuclear power plant steam generator, which does not require power supply and provides adequate duplication of the emergency feed pump design system. Elaborated are several methods of qualifying for reliability and operability the steam-driven emergency feed pump for management of accidents with a continued power supply full loss at nuclear power plants. The determining factor in qualifying the steam-driven emergency feed pump reliability refers to the cause, conditions and consequences of hydrodynamic shocks, accompanied by a pulsed high-amplitude increase in pressure and a sharp inhibition of flow energy. As a result of the design qualification of the steam-driven emergency feed pump reliability for controlling the accidents with complete loss of long-term power supply, it is established that the maximum amplitudes of hydraulic shock pressure never exceed 0,2 MPa. The hydraulic shock pressure maximum amplitudes reduction is possible due to the shortened launching time of the steam-driven emergency feed pump and the influence of the pump pressure-flow characteristic sensitivity parameters. At the issue of calculations and experimental qualification of the steam-driven emergency feed pump operability at accident management when a complete loss of long-term power supply, it is established that the minimum allowable steam pressure in the steam generator is 0,18 MPa; and the time of reaching the operative (steady) regime is not less than 750 s. In this time interval, the relative power of residual heat is significant and never exceeds 70 %. Therefore, necessary is to substantiate alternative technical solutions for effective management of accidents with a complete loss of long-term power supply at the initial stage before the steam-driven pump reaches its operating (established) mode. ru Інститут кібернетики ім. В.М. Глушкова НАН України Проблемы управления и информатики Методы управления и оценивания в условиях неопределенности Управление авариями с полной потерей длительного электроснабжения на ядерных энергоустановках насосами с пароприводом Керування аваріями з повною втратою тривалого електропостачання на ядерних енергоустановках насосами з пароприводом Steam drive pumps at managing the nuclear power plants accidents with complete loss of long-term power supply Article published earlier |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| title |
Управление авариями с полной потерей длительного электроснабжения на ядерных энергоустановках насосами с пароприводом |
| spellingShingle |
Управление авариями с полной потерей длительного электроснабжения на ядерных энергоустановках насосами с пароприводом Скалозубов, В.И. Спинов, В.М. Лужанская, А.В. Климчук, И.А. Габлая, Т.В. Методы управления и оценивания в условиях неопределенности |
| title_short |
Управление авариями с полной потерей длительного электроснабжения на ядерных энергоустановках насосами с пароприводом |
| title_full |
Управление авариями с полной потерей длительного электроснабжения на ядерных энергоустановках насосами с пароприводом |
| title_fullStr |
Управление авариями с полной потерей длительного электроснабжения на ядерных энергоустановках насосами с пароприводом |
| title_full_unstemmed |
Управление авариями с полной потерей длительного электроснабжения на ядерных энергоустановках насосами с пароприводом |
| title_sort |
управление авариями с полной потерей длительного электроснабжения на ядерных энергоустановках насосами с пароприводом |
| author |
Скалозубов, В.И. Спинов, В.М. Лужанская, А.В. Климчук, И.А. Габлая, Т.В. |
| author_facet |
Скалозубов, В.И. Спинов, В.М. Лужанская, А.В. Климчук, И.А. Габлая, Т.В. |
| topic |
Методы управления и оценивания в условиях неопределенности |
| topic_facet |
Методы управления и оценивания в условиях неопределенности |
| publishDate |
2020 |
| language |
Russian |
| container_title |
Проблемы управления и информатики |
| publisher |
Інститут кібернетики ім. В.М. Глушкова НАН України |
| format |
Article |
| title_alt |
Керування аваріями з повною втратою тривалого електропостачання на ядерних енергоустановках насосами з пароприводом Steam drive pumps at managing the nuclear power plants accidents with complete loss of long-term power supply |
| issn |
0572-2691 |
| url |
https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/208781 |
| citation_txt |
Управление авариями с полной потерей длительного электроснабжения на ядерных энергоустановках насосами с пароприводом / В.И. Скалозубов, В.М. Спинов, А.В. Лужанская, И.А. Климчук, Т.В. Габлая // Проблемы управления и информатики. — 2020. — № 5. — С. 51-60. — Бібліогр.: 12 назв. — рос. |
| work_keys_str_mv |
AT skalozubovvi upravlenieavariâmispolnoipotereidlitelʹnogoélektrosnabženiânaâdernyhénergoustanovkahnasosamisparoprivodom AT spinovvm upravlenieavariâmispolnoipotereidlitelʹnogoélektrosnabženiânaâdernyhénergoustanovkahnasosamisparoprivodom AT lužanskaâav upravlenieavariâmispolnoipotereidlitelʹnogoélektrosnabženiânaâdernyhénergoustanovkahnasosamisparoprivodom AT klimčukia upravlenieavariâmispolnoipotereidlitelʹnogoélektrosnabženiânaâdernyhénergoustanovkahnasosamisparoprivodom AT gablaâtv upravlenieavariâmispolnoipotereidlitelʹnogoélektrosnabženiânaâdernyhénergoustanovkahnasosamisparoprivodom AT skalozubovvi keruvannâavaríâmizpovnoûvtratoûtrivalogoelektropostačannânaâdernihenergoustanovkahnasosamizparoprivodom AT spinovvm keruvannâavaríâmizpovnoûvtratoûtrivalogoelektropostačannânaâdernihenergoustanovkahnasosamizparoprivodom AT lužanskaâav keruvannâavaríâmizpovnoûvtratoûtrivalogoelektropostačannânaâdernihenergoustanovkahnasosamizparoprivodom AT klimčukia keruvannâavaríâmizpovnoûvtratoûtrivalogoelektropostačannânaâdernihenergoustanovkahnasosamizparoprivodom AT gablaâtv keruvannâavaríâmizpovnoûvtratoûtrivalogoelektropostačannânaâdernihenergoustanovkahnasosamizparoprivodom AT skalozubovvi steamdrivepumpsatmanagingthenuclearpowerplantsaccidentswithcompletelossoflongtermpowersupply AT spinovvm steamdrivepumpsatmanagingthenuclearpowerplantsaccidentswithcompletelossoflongtermpowersupply AT lužanskaâav steamdrivepumpsatmanagingthenuclearpowerplantsaccidentswithcompletelossoflongtermpowersupply AT klimčukia steamdrivepumpsatmanagingthenuclearpowerplantsaccidentswithcompletelossoflongtermpowersupply AT gablaâtv steamdrivepumpsatmanagingthenuclearpowerplantsaccidentswithcompletelossoflongtermpowersupply |
| first_indexed |
2025-12-07T16:49:29Z |
| last_indexed |
2025-12-07T16:49:29Z |
| _version_ |
1850886021716115456 |
| description |
Аварія з повною втратою тривалого електропостачання, викликана затопленням цунамі, була основною причиною пошкодження ядерного палива, руйнів-них парогазових вибухів і катастрофічних екологічних наслідків на АЕС Фуку-сіма-Дайїчі в 2011 році. Після Фукусімської аварії все світове ядерне співтова-риство під егідою МАГАТЕ і Національних органів регулювання ядерної безпеки прийшло до однозначного висновку щодо необхідності вдосконалення протиаварійних заходів та технічних засобів для підвищення ефективності керування аваріями на ядерних енергоустановках при повній втраті тривалого електропостачання. Одним із таких підходів вирішення зазначеної проблеми є розробка і впровадження аварійного живильного насоса з пароприводом від парогенератора ядерної енергоустановки, що не потребує електропостачання та забезпечує адекватне дублювання проектної системи аварійного живильного електронасоса. Розроблено методи кваліфікації на надійність і працездатність аварійного живильного насоса з пароприводом для керування аваріями з повною втратою тривалого електропостачання на ядерних енергоустановках. Визначальними факторами кваліфікації надійності аварійного живильного насоса з пароприводом є причини, умови та наслідки гідродинамічних ударів, які супроводжуються імпульсним високоамплітудним зростанням тиску та різким гальмуванням потоку. У результаті розрахункової кваліфікації надійності аварійного живильного насоса з пароприводом для керування аваріями з повною втратою тривалого електропостачання встановлено, що максимальні амплітуди тиску гідроударів не перевищують 0,2 МПа. Зменшення максимальних амплітуд тиску гідроударів можливо за рахунок скорочення часу пуску аварійного живильного насоса з пароприводом і впливу параметрів чутливості напірновитратної характеристики насоса. В результаті розрахунково-експериментальної кваліфікації працездатності аварійного живильного насоса з пароприводом для керування аваріями з повною втратою тривалого електропостачання встановлено, що мінімально допустимий тиск пара у парогенераторі становить 0,18 МПа, а час виходу на робочий (що встановився) режим - не менше 750 с. У цьому інтервалі часу відносна потужність залишкових тепловиділень є значною і становить не більше 70 %. Тому необхідно обґрунтування альтернативних технічних рішень ефективного керування аваріями з повною втратою тривалого електропостачання на початковому етапі до виходу насоса з пароприводом на робочий (що встановився) режим.
The accident with the complete loss of long-term power supply due to a tsunami flooding became the main cause of damage to nuclear fuel, devastating steam and gas explosions and catastrophic environmental consequences at the Fukushima-Daiichi nuclear power plant in 2011. After the Fukushima accident, the entire world nuclear community under the auspices of IAEA and the National Nuclear Safety Regulators came to the unequivocal conclusion about the necessity to improve emergency preventing measures and technical means to improve the management of accidents at nuclear power plants with complete loss of long-term power supply. One of such approaches to that problem solution refers to the development and implementation of an emergency feed pump steam-driven from the nuclear power plant steam generator, which does not require power supply and provides adequate duplication of the emergency feed pump design system. Elaborated are several methods of qualifying for reliability and operability the steam-driven emergency feed pump for management of accidents with a continued power supply full loss at nuclear power plants. The determining factor in qualifying the steam-driven emergency feed pump reliability refers to the cause, conditions and consequences of hydrodynamic shocks, accompanied by a pulsed high-amplitude increase in pressure and a sharp inhibition of flow energy. As a result of the design qualification of the steam-driven emergency feed pump reliability for controlling the accidents with complete loss of long-term power supply, it is established that the maximum amplitudes of hydraulic shock pressure never exceed 0,2 MPa. The hydraulic shock pressure maximum amplitudes reduction is possible due to the shortened launching time of the steam-driven emergency feed pump and the influence of the pump pressure-flow characteristic sensitivity parameters. At the issue of calculations and experimental qualification of the steam-driven emergency feed pump operability at accident management when a complete loss of long-term power supply, it is established that the minimum allowable steam pressure in the steam generator is 0,18 MPa; and the time of reaching the operative (steady) regime is not less than 750 s. In this time interval, the relative power of residual heat is significant and never exceeds 70 %. Therefore, necessary is to substantiate alternative technical solutions for effective management of accidents with a complete loss of long-term power supply at the initial stage before the steam-driven pump reaches its operating (established) mode.
|