Підвищення ефективності системи тепловиділення від герметичних огороджень реактора ВВЕР-440
Автор: Любчич Владислав Станіславович
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: Любчич В.С., Семерак М.М. (керівник). Підвищення ефективності системи тепловідведення від герметичних огороджень ВВЕР-440. Магістерська кваліфікаційна робота. Національний університет «Львівська політехніка», Львів, 2025. АНОТАЦІЯ Атомна енергетика є фундаментом енергетичної безпеки України, а подовження терміну експлуатації енергоблоків ВВЕР-440 вимагає відповідності сучасним стандартам безпеки, що набуло особливої ваги після аварій на Чорнобильській та Фукусімській АЕС. Для реакторів ВВЕР-440/В-213, оснащених барботажними конденсаторами, критичною проблемою залишається забезпечення довготривалого відведення тепла від системи герметичних огороджень (СГО) в умовах важких аварій, зокрема при втраті електроживлення [1]. У таких сценаріях пасивні запаси води в барботажних полицях вичерпують свій теплоємний ресурс, що призводить до зростання тиску і температури понад проєктні межі та загрожує цілісності захисного бар’єра [2]. Об’єкт дослідження – термодинамічні та теплогідравлічні процеси, що протікають у системі герметичних огороджень реакторної установки ВВЕР-440 під час запроєктних аварій. Предмет дослідження – система довготривалого відведення тепла (СДВТ) на базі насосних агрегатів із гідравлічним приводом, її теплогідравлічні характеристики та алгоритми автоматизованого керування. Мета роботи – підвищення рівня безпеки енергоблоків ВВЕР-440 шляхом обґрунтування та впровадження модернізованої системи тепловідведення, здатної функціонувати в умовах «жорсткого» аварійного середовища та забезпечувати підтримку стратегії утримання розплаву в корпусі реактора. У роботі виконано комплексний порівняльний аналіз шести альтернативних концепцій охолодження ГО, серед яких примусове скидання середовища, зовнішнє зрошення та пасивні конденсатори. За результатами аналізу для впровадження на Рівненській АЕС обрано комбіновану систему із внутрішнім впорскуванням теплоносія, що реалізується за допомогою унікальних насосних агрегатів RTS (Reactor-Turbine-Sump) [3]. Ключовою інженерною перевагою цього рішення є використання гідравлічної турбіни як приводу занурювального насоса, що приводиться в дію потоком води від зовнішніх мобільних дизель- насосних установок. Така архітектура дозволяє винести всі електричні компоненти за межі зони аварії, вирішуючи проблему радіаційної стійкості обладнання. За допомогою розрахункових кодів MELCOR та RELAP змодельовано сценарії важких аварій, включаючи розрив головного циркуляційного трубопроводу з повним знеструмленням [4]. Результати підтвердили, що СДВТ гарантує утримання тиску в ГО нижче межі руйнування (0,25 МПа) навіть при відмові одного з трьох каналів. Доведено критичну роль СДВТ для забезпечення функціонування системи зовнішнього охолодження корпусу реактора (ЗОКР): шляхом охолодження води в приямках нижче 90–100 °C система підтримує необхідну різницю густин для природної циркуляції, запобігаючи проплавленню корпусу реактора [5]. Також підтверджено відсутність ризику неприпустимого вакуумування оболонки на пізніх стадіях аварії. Розроблено систему автоматичного керування на базі платформи RadICS із використанням технології FPGA. Це рішення забезпечує детермінованість виконання логіки (цикл менше 5 мс) та найвищий рівень кібербезпеки завдяки відсутності вразливостей традиційних операційних систем. Економічний розрахунок показав, що капітальні вкладення в проєкт складають близько 113,4 млн грн, що зумовлено використанням спеціальних матеріалів та складністю кваліфікації. Проте вплив модернізації на тариф є мінімальним – собівартість електроенергії зростає лише на 0,0035 грн/кВт·год (менш ніж на 0,4 коп.), що є економічно виправданим для підвищення рівня безпеки. Ключові слова: ВВЕР-440, СДВТ, герметичне огородження, важка аварія, насос RTS, MELCOR, RadICS, FPGA, ЗОКР. Перелік використаних джерел: 1. OECD Nuclear Energy Agency. (2015). MDEP Design-Specific Common Position CP-EPRWG-04. Multinational Design Evaluation Programme. 2. Nuclear Safety Cooperation. PH2.12/95 VVER 440-213 Bubble Condenser. European Commission. https://nuclear-safety-cooperation.ec.europa.eu/contracts/ph21295-vver-440-213- bubble-condenser_en 3. Nochev, T., & Sabinov, S. (2023). Improving Nuclear Safety of VVER-440 Units. OSTI. https://www.osti.gov/etdeweb/servlets/purl/20236695 4. US Nuclear Regulatory Commission. (2018). TRACE VVER-440/V-213 Model Validation (NUREG/IA-0485). https://www.nrc.gov/docs/ML1836/ML18360A206.pdf 5. International Atomic Energy Agency. (2005). Impact of ECCS Design of VVER Reactors on PTS Issue (IAEA-TECDOC-1442). https://inis.iaea.org/records/5wg40- 3c242/files/36083546.pdf?download=1