CC BY
144
_ ПРОБЛЕМЫ ЯДЕРНОЙ, РАДИАЦИОННОЙ _
И ЭКОЛОГИЧЕСКОЙ БЕЗОПАСНОСТИ -
УДК 621.311.25:532.529
РАСЧЕТНОЕ ОБОСНОВАНИЕ ПАССИВНОЙ СИСТЕМЫ
СНИЖЕНИЯ ДАВЛЕНИЯ В ГЕРМООБЪЕМЕ РУ ПРИ АВАРИИ С ТЕЧЬЮ В УСЛОВИЯХ ДЛИТЕЛЬНОГО ОБЕСТОЧИВАНИЯ ЭНЕРГОБЛОКА
© 2013 г. А.С. Балашевский*, В.А. Герлига**, Н.И. Власенко***
* Служба научно-технической поддержки ОП «Научно-технический центр» ГП НАЭК «Энергоатом», Севастополь, Украина ** Севастопольский национальный университет ядерной энергии и промышленности,
Севастополь, Украина *** ОП «Научно-технический центр» ГП НАЭК «Энергоатом», Киев, Украина
Поступила в редакцию 17.05.2013 г.
В статье рассмотрена пассивная система снижения давления в гермообъеме РУ АЭС с ВВЭР в условиях аварии с течью методом локальной конденсации пара струйными распылителями - охладителями (СРО).
Отличительной особенностью системы является наличие автономных гидроемкостей пассивного типа и независимость от источников электропитания в случае длительного обесточивания энергоблока. Полученные результаты позволят разработать рекомендации по внедрению пассивной системы на действующих, новостроящихся и проектируемых АЭС, а также сформулировать рекомендации по внедрению предложенной системы на энергоблоках АЭС с другими типами реакторных установок.
Ключевые слова: гермообъем, реакторная установка, атомная электрическая станция, водо-водяной энергетический реактор, струйный распылитель-охладитель, автономная гидроемкость, запроектная авария.
Задача недопущения повышения давления в гермообъеме (ГО) реакторной установки (РУ) для АЭС с ВВЭР-1000 выше проектного значения при авариях с течью первого и/или второго контура определяется существующими ограничениями прочностных характеристик элементов системы герметичных ограждений. На действующих АЭС с ВВЭР-1000 для обеспечения защиты гермооболочки от превышения давления в условиях аварии с течью применяется спринклерная система, которая относится к локализующим системам безопасности и обеспечивает поддержание давления в ГО ниже расчетного, составляющего 0,5 МПа и температуры -150 оС. Эту задачу спринклерная система выполняет путем конденсации образующегося при аварии с течами пара за счет распыла спринклерного раствора в гермообъеме РУ через потолочные распылители.
Основным недостатком применяемого на АЭС способа снижения давления в гермообъеме при аварии с потерей теплоносителя с помощью спринклерной системы является принудительная подача охлаждающего раствора электроприводным насосом. Зависимость работоспособности системы безопасности от наличия источников электроэнергии, а также использование механического устройства - насоса с приводом - существенно снижает надежность системы, а в условиях аварии с полным обесточиванием АЭС и отказом аварийных источников электроэнергии спринклерная система полностью теряет свою работоспособность.
©Издательство Национального исследовательского ядерного университета «МИФИ», 2013
Причиной повышенного внимания к разработке пассивных систем стала авария на японской АЭС Фукусима-Дайичи с потерей основных и аварийных источников электроснабжения из-за воздействия цунами, вызванного землетрясением 11 марта 2011 г.
Хотя подобное экстремальное внешнее воздействие и является маловероятным для украинских АЭС, тем не менее, технических средств, обеспечивающих отвод теплоты из гермообъема в условиях полного обесточивания с потерей аварийных источников электроэнергии в составе эксплуатируемых РУ с ВВЭР-1000 не предусмотрено.
Вследствие этого, нами было предложено техническое решение повышения безопасности расхолаживания гермообъема РУ при авариях с течью в условиях полного обесточивания АЭС на основе применения струйных распылителей-охладителей (СРО) с использованием автономных гидроемкостей пассивного типа (АГЕ), представленных на рисунке 1.
1
3
4
1 - гермообьем; 2 - СРО; 3 - капельный поток; 4 - напорный трубопровод;
5 - сливной трубопровод; 6 - бак-приямок; 7 - сепаратор; 8 - конденсатосборник;
9 - автономная гидроемкость; 10 - пневмоарматура
Рис. 1. Принципиальная схема пассивной системы защиты гермообъема
Способ реализуется подачей охлаждающего раствора из автономных гидроемкостей 9 по напорным трубопроводам 4 к струйным распылителям-охладителям 2 с помощью пневмоарматуры 10. В качестве охлаждающей жидкости используется борный раствор под давлением, создаваемым азотной подушкой.
Парогазовая смесь, попадая в СРО 2, вступает в контакт с капельным потоком 3 и в результате тепломассообменных процессов конденсируется. Конденсат дальше образовавшийся вместе с охлаждающей водой по сливному трубопроводу 5 поступает в бак-приямок 6 гермообъема 1. Не сконденсировавшийся пар, оставшийся в сепараторе 7 отделяется от воды и отводится в сторону стены ГО, где окончательно конденсируется и стекает в конденсатосборник 8.
Предполагается устанавливать от 4 до 8 АГЕ в пределах герметичной зоны, а трубы СРО размещать по периферии ГО на высотной отметке ~ 60,0 м. Заполненные борным раствором автономные гидроемкости, каждая из которых объемом ~ 60 м3 под давлением 3 МПа обеспечивают работу 3-х труб СРО, что в сумме составляет 12 труб СРО.
Основная задача предлагаемого способа - пассивная защита гермообъема от превышения расчетного давления, обеспечивается независимостью от источников электроэнергии. При полном отключении АЭС система защиты ГО от превышения расчетного давления не теряет функциональности и не требует вмешательства персонала для управления аварийным процессом.
При этом необходимо отметить, что размещение АГЕ возможно и за пределами гермообъема, а это в свою очередь позволит увеличить количество АГЕ, что, соответственно, повысит эффективность работы пассивной системы и обеспечит безопасность расхолаживания гермообъема.
Результаты расчётного моделирования ЗПА с длительным обесточиванием
Возможность практической реализации предлагаемого способа снижения давления в гермообъеме подтверждена разработанной расчётной моделью с использованием теплогидравлического кода MELCOR 1.8.5, на основе которой проведены расчеты динамики аварийных процессов в гермообъеме РУ АЭС с ВВЭР-1000 при аварии с потерей теплоносителя. Нодализационная схема пассивной системы приведена на рисунке 2.
Рис. 2. Нодализационная схема гермообъема реакторной установки и системы пасивного расхолаживания
В модели, гермообъем представлен контрольными объемами (CV), соединенными между собой путями течения (FL). Гермообъем разбит на четыре контрольных объема: купольная часть реакторного зала (CV320), пристеночная (неорошаемая) область (CV317, CV318) и центральная цилиндрическая (орошаемая) часть (CV319). Контрольные объемы CV337 и CV347 моделируют СРО, соединяющиеся соответствующими путями течения с CV317, CV318. АГЕ моделируются контрольными объемами CV324 и CV325, соединяющимися с СРО путями течения FL119, FL121. В данной модели в условиях обесточивания спринклерная система не моделируется.
Время работы АГЕ зависит от аварийных условий (размера течи, параметров среды в ГО) и заданной уставки срабатывания пневмоарматуры, что в итоге определяет характер изменения давления в гермообъеме.
Результаты расчетных исследований и их анализ
Главной проблемой развития современной атомной энергетики является повышение и регулирование безопасности в условиях, отличных от нормальных. Основополагающей целью безопасности ядерно-энергетических установок (ЯЭУ) при переходе запроектной аварии в тяжелую стадию с плавлением активной зоны реактора является предотвращение или минимизация воздействия ионизирующего излучения на персонал станции, население за пределами санитарно-защищенной зоны и окружающую среду путем сохранения целостности гермообъема с помощью пассивных систем безопасности.
Анализ эксплуатируемых на АЭС с ВВЭР систем безопасности показывает, что одной из основных проблем при переходе запроектной аварии (ЗПА) в тяжелую стадию с плавлением ядерного топлива и корпуса реактора является сохранение целостности гермообъема на протяжении всего времени развития аварийного процесса, что необходимо для предотвращения и ограничения утечки радиоактивных продуктов в окружающую среду.
В последние годы МАГАТЭ выпустило ряд обновленных документов, регламентирующих вопросы безопасности АЭС [110 - 115]. Наиболее важные требования к гермообьему АЭС содержатся в [116] и требованиях Европейских Эксплуатирующих Организаций [117]. В соответствии с рекомендациями МАГАТЭ, управление тяжелыми авариями (ТА) должно быть в первую очередь ориентировано на поддержание или восстановление проектных функций гермообъема.
С учетом обширного опыта моделирования и анализа последствий тяжелых аварий на АЭС [118] в отношении исследования характера поведения давления среды в ГО, в качестве расчётного сценария было принято наиболее опасное исходное событие:
- разрыв петли главного циркуляционного трубопровода (ГЦТ) Ду850 мм на входе в реактор с двухсторонним истечением теплоносителя;
- потеря источников электропитания, в том числе, собственных нужд АЭС с отказом на запуск всех дизель-генераторов (ДГ) более 24 часов;
- неработоспособность всех активных систем безопасности по сигналу обесточивания, включая системы аварийного охлаждения активной зоны реактора высокого и низкого давления (САОЗ ВД, САОЗ НД), спринклерной системы, системы подпитки ПГ вспомогательными и аварийно-питательными насосами (ВПЭН, АПЭН), системы продувки и подпитки первого контура.
В сценарии учтена работа штатной пассивной системы безопасности.
Основными особенностями такой ЗПА является отсутствие источников электроэнергии. Управление аварийным процессом в условиях полного длительного обесточивания с потерей всех аварийных источников энергии будет невозможно. Развитие аварии согласно данному сценарию приведет сначала к снижению уровня в реакторе, оголению и плавлению активной зоны и далее - к интенсивной генерации пара в РУ с выходом в ГО, сопровождаясь постепенным повышением давления до предельного значения ~ 0,5 МПа.
Расчётное моделирование протекания тяжелой аварии в ГО реакторной установки АЭС с ВВЭР выполнено по коду "улучшенной оценки" MELCOR 1.8.5 [74, 75]. Код разработан для расчетного моделирования теплогидравлических процессов в первом и втором контурах реакторной установки в переходных процессах и при авариях, включая аварии с глубоким повреждением активной зоны и корпуса реактора.
Выбрано наиболее опасное место течи - «холодный» трубопровод ГЦК Ду850 мм на входе в реактор (рис. 3). Вследствие гильотинного разрыва холодной нитки на входе в реактор, происходит быстрое снижение давления первого контура и уровня в КД.
Максимальный расход теплоносителя в течь составляет ~ 36000 кг/с.
На 0,2 секунде после начала аварии формируется сигнал АЗ реактора (снижение давления в первом контуре до 14,8 МПа при мощности реактора более 75% от номинальной). В этот момент моделируется внешнее обесточивание энергоблока и
отказ всех 3-х ДГ на запуск.
Рис. 3. Место моделируемой течи в ГЦК Ду 850 мм.
В результате, активные системы безопасности, в том числе САОЗ ВД и САОЗ НД, оказываются неработоспособными. Перевод насосов подпитки первого контура оперативным персоналом на подачу борного концентрата из баков ТВ не рассматривается, т.к. подпиточные агрегаты неработоспособны вследствие полного обесточивания.
На 0,3 секунде формируется сигнал САОЗ (уменьшение запаса до температуры насыщения на выходе из активной зоны менее 10 °С), но запуск активных САОЗ не происходит в силу выбора исходных условий.
На 10-й секунде при снижении давления первого контура менее 6,0 МПа начинается слив раствора борной кислоты из ГЕ САОЗ в реактор. К 60-й секунде аварии происходит исчерпание запаса раствора борной кислоты в ГЕ САОЗ, и арматура на трубопроводах связи ГЕ с реактором закрывается (электроснабжение этой арматуры осуществляется от аккумуляторных батарей).
В силу крайне быстрого запаривания ГЦК и прекращения теплоотвода ко второму контуру, уставки срабатывания ПСУ не достигаются, и их работоспособность не оказывает влияния на дальнейшее развитие аварии.
Через 500 секунд исходного события после осушения активной зоны реактора и оголения тепловыделяющихся элементов (ТВЭЛ) происходит их разогрев до температуры пароциркониевой реакции с выделением дополнительного количества теплоты, вследствие чего начинается деградация активной зоны, расплав топлива и проплавление конструкционных элементов реактора. Полное разрушение активной зоны завершается к 3500-й секунде аварии.
Расчет был прекращен по истечении 200000 секунд с момента ИС аварии.
Изменение давления в ГО определяется соотношением темпа поступления пара из РУ и скоростью конденсации пара на поверхности «холодных» строительных конструкций и оборудования. В начальный период осушения реактора выброс теплоносителя в ГО обуславливает быстрый рост давления парогазовой среды до значения 0,43 МПа. В дальнейшем, давление в ГО (рис. 4), начиная с 20 секунды расчёта и на протяжении 3480 секунд, плавно снижается по мере уменьшения расхода пара из РУ и вследствие его конденсации внутри ГО. Интенсивная генерация пара и водорода в РУ приводит к дальнейшему непрерывному росту параметров среды в ГО. Начиная с 90000 секунды (~ 25 часов) после начала аварии абсолютное давление в ГО достигает проектного предела ~ 0,5 МПа.
Рго, МПа
0.50
0.45
0.40
0.35
0:30
0.25
0.20
0.15
0Д0
0 10000 20000 30000 40000 50000 60000 70000 80000 90000 100000 110000120000Время, с
а, б - начало срабатывания АГЕ
Рис. 4. Динамика изменения давления в ГО при длительном обесточивании энергоблока в условиях тяжелой аварии при установке от 4 до 8 автономных гидроемкостей пассивного типа
При анализе протекания тяжелой запроектной аварии по исходному сценарию определено, что для преодоления или смягчения последствий аварии необходимо принятие мер направленных на снижение давления среды в ГО после перехода аварии в тяжелую фазу. Предотвращение повышения давления в ГО до проектного значения возможно только при наличии пассивных систем, снижающих давление до безопасного уровня за счет удаления пара из ГО путем конденсации. Поэтому расчетное моделирование рассматриваемой ЗПА в условиях функционирования пассивной и активной системы СРО является весьма актуальной задачей.
Основная задача пассивной системы - как возможно дольше обеспечить снижение давления в ГО при полном обесточивании энергоблока в аварийный период. Для этого были проведены соответствующие расчеты по влиянию пассивной и активной систем СРО на изменение давления в ГО.
На следующем этапе расчета для снижения давления в ГО, начиная с 90000 секунды, в работу вступают автономные гидроемкости пассивного типа с подачей охлаждающего раствора на СРО. С этого момента, собственно, начинается снижение давления в ГО до 0,41 МПа на протяжении 1500 секунд, т.к. далее из-за исчерпания запасов воды в первой очереди 4-х автономных гидроемкостей происходит обратное повышение давления в ГО до проектного значения ~ 0,5 МПа. Преимущество заключается в том, что срабатывание первой очереди 4-х АГЕ обеспечивает запас по времени порядка 20000 секунд, что соответствует ~ 6 часам безопасного поддержания давления в ГО.
Исходя из того, что наша задача - как можно дольше обеспечить герметичность ГО в аварийных условиях, начиная с 110000 секунды, срабатывает вторая очередь 4-х гидроемкостей по достижению давления в ГО ~ 0,5 МПа, обеспечивая тем самым повторное снижение давления в ГО до 0,41 МПа на протяжении 20000 секунд.
Как показали результаты расчета на рисунке 4, с помощью пассивной системы СРО и установки от 4 до 8 автономных гидроемкостей удается поддержать безопасное давление в ГО на протяжении 40000 секунд (~ 11,5 часов), что составляет 130000
секунд (~ 36 часов) от начала аварии.
Таким образом, результаты расчетного моделирования последствий тяжелой аварии подтверждают то, что ранний отказ ГО полностью исключается, обеспечивая при этом дополнительный запас времени оперативному персоналу станции для подключения резервных источников электропитания.
Для обоснования выполнения гермообъемом своих локализующих функций при тяжёлых авариях (ТА) с течами из реакторной установки и успешного преодоления последствий аварии в соответствии с требованиями международных норм безопасности АЭС проведен расчётный анализ протекания тяжёлой аварии по дополнительному сценарию, когда по мере отключения второй очереди АГЕ моделируется переход от пассивной системы СРО к активной после возобновления аварийных источников электропитания через 130000 секунд от начала исходного события.
При этом спринклерным насосом осуществляется принудительная подача 194 кг/с борного раствора в купольный объём ГО на СРО. В данном случае моделируется работа 2-х каналов спринклерной системы, что соответствует установке 12 труб СРО.
Через 36 часов протекания аварии к моменту начала работы активной системы СРО (рис. 5) значение давления парогазовой среды в ГО достигает проектного ~ 0,5 МПа. Вследствие работы СРО происходит активная конденсация пара на каплях охлаждающей жидкости за счет поступления парогазовой смеси во внутреннюю полость трубы и интенсивного перемешивания с капельным потоком. Это приводит к снижению давления в ГО, начиная с первых секунд срабатывания системы, до безопасного значения ~ 0,16 МПа в течение 70000 секунд, не превышая при этом допустимых пределов.
Pro, МПа I
0.51 Я 0.46
0.41
0,36
0,31
0.26
0.21
0Л6
130000135000140000145000150000155000160000165000170000175000180000185000190000195000 Время, с
а - начало подачи охлаждающейся жидкости на СРО
Рис. 5. Динамика изменения давления в ГО после восстановления электропитания в условиях ТА
при подключении активной системы СРО
Выполненное расчетное моделирование воздействия на последствия тяжелой аварии (мгновенный разрыв ГЦТ Ду850 мм при длительном обесточивании энергоблока) различного сочетания работы систем расхолаживания ГО показало, что системы отвода тепла из ГО через 25 часов после начала аварии на протяжении 31 часа
обеспечивают снижение давления в ГО ниже установленных в проектах пределов и тем самым сохраняют целостность гермообъема для выполнения проектных функций по предотвращению выброса радиоактивных продуктов деления в окружающую среду.
Хронология развития ЗПА с переходом в тяжелою фазу при отсутствии и наличии пассивной и активной системы СРО в пределах ГО представлена в таблице 1.
Таблица 1. Сравнительная хронология развития аварии
Событие ГО без СРО ГО с СРО
ИС: течь Ду 850 мм 0,0 с 0,0 с
АЗ-1 + полное обесточивание с отказом дизель-генераторов (ДГ) 0,2 с 0,2 с
Начало подключения пассивной системы СРО: - первая очередь 4-х АГЕ - вторая очередь 4-х АГЕ - 90000 с 110000 с
Завершение работы пассивной системы СРО: - первая очередь 4-х АГЕ - вторая очередь 4-х АГЕ - 91500 с 111500 с
Начало подключения активной системы СРО - 130000 с
Завершение работы активной системы СРО - 200000 с
Запас по времени: - пассивная система СРО - активная система СРО 90000 с (~ 25 ч) 40000 с (~ 11,5 ч) 70000 с (~ 19,5 ч)
Таким образом, переходный процесс исследования ГО в условиях рассматриваемой ЗПА при наличие пассивной и активной системы СРО с момента исходного события и до окончания расчетного времени в течение ~ 55,6 часов (практически 2,5 суток) не приводит к превышению предельного значения давления в ГО.
Следовательно, персонал АЭС будет иметь необходимый запас времени для проведения ремонтных работ, что является достаточным для восстановления электроснабжения собственных нужд и проведения ремонтных мероприятий по локализации рассмотренной ЗПА.
Предложенный программный комплекс позволил сопоставить спринклерную систему и СРО, определить их влияние на состояние ГО в аварийных условиях, исследовать возможность применения активных и пассивных СРО при длительном обесточивании энергоблока, что стало началом создания научно обоснованных предпосылок для последующего развития предлагаемых систем безопасности на АЭС с ВВЭР-1000 (В-320, В-302).
ВЫВОД
Предложено пассивную систему расхолаживания ГО при авариях с течью при наличии автономных гидроемкостей, особенностью которой является независимость системы от электроснабжения, что позволяет снизить и поддержать давление в ГО на безопасном уровне в течение определенного времени, необходимого для восстановления аварийного электроснабжения с последующим переходом на активную систему снижения параметров в ГО.
Проведено и обоснованно комплексное расчетное моделирование активной и пассивной систем СРО при длительном отключении энергоблока, что позволяет стабилизировать давление, сохранить целостность и предотвратить раний отказ ГО в течение 200000 секунд (~ 56 часов) при переходе запроектной аварии (ЗПА) в тяжелую стадию с плавлением активной зоны реактора.
Разработана расчетная методика, позволяющая сделать рекомендации по проектированию и практическому применению СРО на действующих АЭС и новых проектах АЭС с ВВЭР. Решение данной задачи позволит повысить безопасность расхолаживания ГО и РУ в аварийных режимах, соответственно повысит надежность последнего барьера безопасности.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Балакан, Г.Г. и др. Математическое моделирование работы струйного распылителя-охладителя (СРО) [Текст] / Г.Г. Балакан, А.В. Герлига // Сб. науч. тр. ОНПУ. - Одесса, 2006. - Вып. № 2 (26). -С. 71-75.
2. Герлига, А.В. и др. Результаты расчетного моделирования системы аварийного снижения давления под гермооболочкой реакторной установки АЭС с ВВЭР-1000 на основе струйного распылителя--охладителя [Текст] / А.В. Герлига, Г.Г. Балакан, И.И. Свириденко // Сб. науч. тр. СевНТУ. - Севастополь, 2007. - Вып. №77. - С. 158-165.
3. Герлига, А.В. и др. Влияние параметров струйного распылителя-охладителя на снижение давления в гермообъеме в аварийных случаях [Текст] / А.В. Герлига, И.И. Свириденко, Г.Г. Балакан, А.С. Балашевский // Зб. наук. праць СНУЯЕтаП. - Севастополь: СНУЯЕтаП, 2007. -Вып. №4(24). - С. 43-48.
4. Балашевский, А.С. и др. Аварийное расхолаживание гермообъема АЭС с ВВЭР-1000 при наличии течи с использованием струйного распылителя-охладителя [Текст] / А.С. Балашевский, А.В. Герлига, С.Т. Мирошниченко // Зб. наук. праць СНУЯЕтаП. -Севастополь: СНУЯЕтаП, 2009. - Вып. №4(32). - С. 9-15.
5. Балашевский, А.С. и др. Применение струйных распылителей-охладителей для предотвращения орошения охлаждающим раствором гермообъема реакторного отделения при срабатывании спринклерной системы [Текст] / А.С. Балашевский, В.А. Герлига, И.И. Свириденко // Ядерна та радацшна безпека. - 2010. - Вып. №2(46). - С. 42-49.
6. Балашевский, А.С. и др. Повышение надежности и безопасности расхолаживания гермообъема РУ АЭС с ВВЭР - 1000 [Текст] / А.С. Балашевский, А.В. Герлига, С.Т. Мирошниченко // Ядерна та радацшна безпека. - 2010. - Вип. № 3(19). - С. 30-37.
7. Балашевский, А.С. и др. Анализ системы расхолаживания гермооболочки реакторной установки АЭС с ВВЭР - 1000 в аварийный период [Текст] / А.С. Балашевский, С.Т. Мирошниченко // Ядерна та радацшна безпека. - 2011. - Вип. № 3(19). - С. 30-37.
8. Design of Reactor Containment Systems for Nuclear Power Plants / IAEA safety standards series. -No. NS-G-1.10. - 2004. - 127 р.
9. Passive Safety system and Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants. IAEA-TECDOC-1624. - Vienna: IAEA, 2009. - 159 р.
10. Description of natural circulation and passive safety systems in water cooled Nuclear Power Plants. IAEA-TECDOC-DRAFT. - Vienna: IAEA, 2004. - 112 р.
11. Safety of Nuclear Power Plants: Design. Safety standards series. No.NS-R-1. - Vienna: IAEA, 2000. - 67 p.
12. Applications of probabilistic safety assessments for nuclear power plants. IAEA-TECD0C-1200. -Vienna: IAEA, 2002. - 57 р.
Calculation substantiation of passive system of pressure reduction in PWR containment under condition of leakage accident with continuous blackout
of power-generating unit
A.S. Balashevskyi*, V.A. Gerliga**, N.I. Vlasenko***
* Scientific and Technical Support SE STC of SE NNEGC «Energoatom», 7Kurchatov St., Sevastopol, Ukraine 99015, e-mail: [email protected] ** Sevastopol National University of Nuclear Energy and Industry, 7Kurchatov St., Sevastopol, Ukraine 99015, e-mail: [email protected] *** Separate Entity «Scientific and Technical Center» of State Enterprise National Nuclear Energy Generating Company «Energoatom», 63A B. Khmelnitsky St., Kiev, Ukraine 01054, e-mail: [email protected]
Abstract - The article describes the passive system of pressure reduction in WWER containment under condition of leakage accident, with the help of the method of local steam condensation by jet sprayers-coolers.
The distinctive features of the system are autonomous hydraulic accumulators of passive type and independence from sources' power supply in the case of long-continued blackout of powergenerating unit. These results permit to work out the recommendations for implementation this passive system at acting and projectible nuclear power plants and also at power-units of NPPs with other reactors types.
Keywords: containment, reactor facility, nuclear power plant, water energetic reactor, jet spraycooler, autonomous hydraulic accumulators, beyond design basis accident.
