Аналіз роботи теплообмінника аварійно-планового розхолодження за альтернативних режимів для підвищення безпеки атомної електричної станції
Автор: Водько Марія Вікторівна
Кваліфікаційний рівень: магістр
Спеціальність: Атомна енергетика
Інститут: Інститут енергетики та систем керування
Форма навчання: денна
Навчальний рік: 2025-2026 н.р.
Мова захисту: українська
Анотація: Водько М.В., Римар Т.І. (керівник). Аналіз роботи теплообмінника аварійно- планового розхолодження за альтернативних режимів для підвищення безпеки АЕС. Магістерська кваліфікаційна робота. Національний університет «Львівська політехніка», Львів, 2025. АНОТАЦІЯ Забезпечення ядерної та радіаційної безпеки є ключовим пріоритетом енергетичної стратегії України. Згідно з чинними нормативними документами, зокрема «Загальними положеннями безпеки атомних станцій» [1], системи безпеки АЕС повинні зберігати свою функціональність за будь яких вихідних подій, включаючи важкі аварії та повне знеструмлення. Система аварійного охолодження активної зони низького тиску (САОЗ НТ), що є критичним елементом третього рівня глибокоешелонованого захисту, відіграє вирішальну роль у відведенні залишкового тепла під час аварій типу LOCA (Loss of Coolant Accident) та забезпеченні планового розхолодження реакторної установки [2]. В умовах старіння обладнання та підвищення вимог до маневрених характеристик блоків, завдання детального аналізу ефективності теплообмінного обладнання цієї системи та модернізації її автоматичного керування є вкрай актуальним. Об’єкт дослідження – технологічні процеси аварійного та планового розхолодження реакторної установки ВВЕР-1000, що забезпечуються системою низького тиску TQ12. Предмет дослідження – теплогідравлічні характеристики теплообмінника TQ10W01 у стаціонарних та перехідних режимах, а також алгоритми та технічні засоби системи автоматичного керування цим обладнанням. Мета роботи – підвищення надійності та ефективності функціонування системи аварійного охолодження реактора ВВЕР-1000 шляхом аналізу теплогідравлічних характеристик теплообмінника TQ10W01 у альтернативних режимах роботи та вдосконалення системи його автоматичного регулювання. У роботі виконано аналіз проєктних основ та структури системи САОЗ НТ. На основі розрахункового моделювання отримано наступні результати: Підтверджено, що теплообмінник TQ10W01 має достатні запаси продуктивності для подолання проєктних аварій. При максимальній аварійній витраті теплоносія 1750 т/год теплова потужність апарату становить 123,72 МВт, що забезпечує охолодження води на виході до безпечного рівня 60,54 °C. Результати узгоджуються з даними досліджень динаміки перехідних процесів у реакторах ВВЕР-1000 [3]. Проведене моделювання роботи системи в умовах погіршення параметрів (зменшення поверхні теплообміну на 10-20% через забруднення, зниження витрати технічної води) виявило необхідність суттєвої інтенсифікації тепловіддачі для збереження функціональності. Це підкреслює важливість контролю якості теплоносія та стану фільтрів бака-приямка, засмічення яких є типовою проблемою при важких аваріях [4]. Обґрунтовано перехід від застарілих аналогових систем до сучасного мікропроцесорного комплексу на базі резервованих контролерів (типу Siemens S7- 400H/1500R). Запропонована схема автоматизації включає впровадження інтелектуальних датчиків з HART-протоколом та розширені алгоритми діагностики, що дозволяє реалізувати стратегії керування важкими аваріями [5]. Розрахунок техніко-економічних показників показав, що повна вартість модернізації вузла становить 47,7 млн грн. При собівартості електроенергії 108,2 коп/кВт·год цей захід є економічно доцільним та забезпечує необхідний рівень ядерної захищеності. Результати дослідження доводять, що теплообмінне обладнання системи TQ12 здатне ефективно виконувати функції безпеки за умови належного технічного обслуговування. Запропоновані технічні рішення з автоматизації дають можливість мінімізувати вплив людського фактору та підвищити загальну надійність енергоблока. Ключові слова: ВВЕР-1000, САОЗ, теплообмінник TQ10W01, LOCA, автоматичне керування, теплогідравлічний розрахунок. Перелік використаних джерел: 1. Борисенко, В. І., Каденко, І. М., & Самойленко, Д. В. (2009). Особливості перехідного процесу в реакторній установці ВВЕР-1000 при спрацюванні прискореного попереджувального захисту. Ядерна фізика та енергетика. https://www.researchgate.net/publication/294484353_WWER- 1000_accelerated_unit_unloading_activation_transient_features 2. Державний комітет ядерного регулювання України. (2008). Про затвердження Загальних положень безпеки атомних станцій (Наказ No 162). https://www.zakon.cc/law/document/read/z0056-08 3. НАЕК «Енергоатом». (2023). Звіт з періодичної переоцінки безпеки енергоблока No 1 ВП ПАЕС. https://energoatom.com.ua/storage/culture_safety/XIZMQDu8ZIxuNnEzceuyJwnvJOO yoBwk6Bi9yPHU.pdf 4. Скалозубов, В. І., Кондратюк, В. А., Письменний, Є. М., Комаров, Ю. О., & Клевцов, С. В. (2023). Модернізація стратегій і систем управління аваріями на ядерних енергоустановках з їх повним тривалим знеструмленням. Ядерна та радіаційна безпека. https://nuclear- journal.com/index.php/journal/article/view/1012/756 5. OSTI. Study on severe accidents and countermeasures for VVER-1000 reactors. https://www.osti.gov/etdeweb/servlets/purl/21514196