The analysis of well-known studies in modelling conditions for water hammers in equipment and components of pipeline systems has revealed that definition of conditions and parameters of water hammers in the transonic modes of single-and two-phase flows (at a speed of propagation of acoustic disturbances) is the least studied problem.The original method is proposed for determining the conditions and parameters of water hammers in transonic flow modes subject to the transition of the kinetic energy of the flow stagnation into the energy of the water hammer pulse.It was found that the simulated hydrodynamic loads in transonic modes can significantly exceed the corresponding known recommendations of N. Zhukovsky.The proposed method of equations computer modelling served to determine the criteria range for water hammers due to aperiodic thermohydrodynamic instability in transonic flow modes. K e y w o r d s: water hammer, transonic modes, head-flow characteristic.

Results of known experimental and computed studies of conditions for water hammers (WHs) in reactor pressurizers are analyzed. It is found that when emergency opening of pilot-operated safety valves of the pressurizers of nuclear reactors happens, WHs can be generated on pressurizer elements, and amplitudes of hydrodynamic load pulses significantly override the limiting values. An original method for determination of the WH conditions and consequences in the case of emergency filling of the pressurizers of nuclear reactors is proposed. Unlike the traditional Joukowski formula, the presented method considers the key features and effects of the WH conditions and consequences in the pressurizers of nuclear reactors. The results of computer modeling of the maximum amplitudes of a pressure pulse of WHs using the presented method are in satisfactory agreement with Korolyev's experiments on the pressurizer model of nuclear reactor. The proposed method is universal for all types of water-cooled nuclear reactors (including the Akkuyu reactor plants). Variation calculations using the presented method have found that a considerable increase in total hydraulic resistance of internal elements can be an effective action to prevent WHs in the pressurizers of nuclear reactors.

системи компенсатора тиску для управління аваріями з повною втратою тривалого електропостачання енергоустановок з ВВЕР. Для розробки ефективних стратегій управління аваріями з повною втратою тривалого електропостачання на ядерних енергоустановках необхідна кваліфікація діючих і перспективних пасивних систем безпеки, які не потребують електропостачання. Одним з підходів вирішення цієї проблеми є кваліфікація системи компенсатора тиску на умови аварій з повною втратою тривалого електропостачання. Представлений оригінальний метод кваліфікації системи компенсатора тиску на умови аварій з повною тривалою втратою електропостачання з урахуванням суттєвої динаміки теплогідравлічних процесів в реакторі. В результаті розрахункового моделювання за розробленим методом кваліфікації системи компенсатора тиску для умов аварії з повною тривалою втратою електропостачання встановлено, що ефективна дія системи компенсатора тиску з підтримки необхідного рівня теплоносія в реакторі здійснюється до 900 сек з початку аварійного процесу. На 2000 секунді з моменту початку аварійного процесу тиск в компенсаторі тиску збільшується до максимально припустимих значень і відбувається автоматичне відкриття запобіжних клапанів імпульсно-запобіжного пристрою компенсатора тиску. В рамках розробленого методу визначені критерії, умови та наслідки виникнення гідродинамічних ударів внаслідок переповнення теплоносієм компенсатора тиску, трансзвукових режимів течії двофазного потоку в проточній частині запобіжних клапанів компенсатора тиску і неприпустимо прискореного закриття запобіжних клапанів при зниженні тиску в паровому обсязі компенсатора тиску менше максимально допустимих значень. Отримані критерії, умови та наслідки гідродинамічних ударів в системі компенсатора тиску добре узгоджуються з відомими експериментальними даними. В результаті проведеного розрахункового аналізу встановлено, що в процесі аварії з повною втратою тривалого електропостачання можливе виникнення гідродинамічних ударів внаслідок переповнення теплоносієм обсягу компенсатора тиску при відкритті запобіжних клапанів і трансзвукових режимів течії двофазного потоку в проточній частині відкритих запобіжних клапанів. Ефективним заходом запобігання гідродинамічних ударів у системі компенсатора тиску є збільшення гідродинамічного опору у верхній частині компенсатора тиску шляхом установки дистанційних решіток.Необхідна кваліфікація альтернативних пасивних систем безпеки, що забезпечують ефективне управління аваріями з повною втратою тривалого електропостачання з 900 секунди початку аварійного процесу. Ключові слова: кваліфікація, компенсатор тиску, аварії з повною втратою тривалого електропостачання ядерних енергоустановок

The paper analyzes the approaches to improve the efficiency of blackout accident management taking into account the lessons of the great accident at Fukushima Daiichi NPP in 2011. It is found that the afterheat removal passive systems by natural circulation through steam generators cannot provide conditions for adequate safety functions to remove heat from the reactor and maintain the required feedwater level in the steam generator during blackout accidents and multiple failures of safety-related systems. The application of alternative approaches using auxiliary feedwater steam generator driven pumps requires additional experiment-calculated operability / reliability qualification for a blackout accident and multiple failures of NPP safety-related systems. However, implementation of alternative SDEFP system requires in-depth qualification for the conditions of blackout accidents. Safety systems of passive heat removal from the steam generator (adequately to active safety electrical systems) cannot ensure safety functions on control of required feedwater level in the steam generator and heat removal from the reactor core during blackout accidents (at least 72 hours) and multifailure accidents. The system of the steam generator driven emergency feedwater pump can be the alternative solution to ensure safety functions on heat removal through the steam generator during blackout accidents. Additional study of efficiency of steam driven pumps at the experimental facilities that meet real-life criteria of hydrodynamic similarity is a necessary condition for implementation of system of the steam driven emergency feedwater pump. Application of an integrated approach to manage blackout accidents is reasonable. At the initial stage of accident with relatively high steam pressure in the steam generator it is required supply of feedwater by the steam driven emergency pump

A criterial method is proposed for analyzing the adequacy of real pipeline systems with pumps of nuclear power plants and experimental installations. The method is based on an analysis of the identity of the determining criteria for the similarity of hydrodynamic processes in real and experimental conditions. The criteria for similarity of real and experimental conditions and conditions of water hammer for pipeline systems with pumps of nuclear power plants in transient and operating modes are determined. Water hammers in transient regimes are a consequence of aperiodic hydrodynamic instability of the flow; and in operating conditions - a consequence of oscillatory hydrodynamic instability. The determining factor of hydrodynamic oscillatory instability is the inertia of the pressure-supply characteristic of pumps. On the basis of the proposed method, an example of the practical application of the similarity criteria obtained for real active safety systems and an experimental plant A.V. Korolev is presented. It is shown that the necessary conditions for identicality of similarity criteria are not met and extrapolation of the results of known experiments to real conditions of active safety systems of nuclear installations with WWER reactors is not justified.