З досвіду експлуатації, результатів контролю технічного стану великої кількості теплообмінних труб у кожному парогенераторі та результатів досліджень з імовірнісного аналізу безпеки вихідна подія з міжконтурними течами є однією з домінантних подій. Технічні складності ідентифікації міжконтурних теч, особливо розриву малої кількості теплообмінних трубок парогенератора, впливають на стратегії управління аваріями. Під час реалізації протиаварійних дій унаслідок пуску насосів може виникати перехідний процес, який за певних умов може призвести до коливальної гідродинамічної нестійкості в каналах систем безпеки, порушення умов теплообміну в активній зоні реактора, гідро- і термодинамічних ударів та інших негативних ефектів. Під час моделювання аварій детерміністичними кодами такий перехідний процес моделюється або спрощено, або взагалі не розглядається. Проте у перехідних режимах пуску насосів може виникнути коливальна гідродинамічна нестійкість параметрів потоку внаслідок інерційного запізнювання реакції напірно-витратної характеристики насосів. Крім того, на витрату в системах безпеки загалом можуть впливати зміни в процесі аварії протитиску в реакторі і парогенераторах. На основі консервативної теплогідродинамічної моделі аварії з міжконтурними течами наведено оригінальний метод кваліфікації ядерних енергоустановок із водо-водяними енергетичними реакторами в умовах гідродинамічної нестійкості перехідних режимів пуску насосів активних систем безпеки. Встановлено критерії впливу коливальної гідродинамічної нестійкості в режимах пуску насосів систем аварійного охолодження активної зони реактора високого та низького тиску, а також аварійного підживлення парогенератора для визначення умов та наслідків гідродинамічних і термічних ударів. Гідродинамічна нестійкість у режимах пуску насосів систем безпеки за певних умов істотно впливає на імпульси тиску гідроударів та на швидкість зміни температури металу обладнання під час термоударів, що може вплинути на надійність і цілісність систем. На основі розрахункових обґрунтувань за розробленим методом кваліфікації встановлено необхідність модернізації активних систем безпеки для запобігання коливальній гідродинамічній нестійкості в перехідних режимах пуску насосів.

The main reason for the hydrodynamic instability in the start-up mode of the pumps of the high-pressure reactor makeup system is related to the inertial delay in the reaction of the pump head and rate to rapid changes in operating parameters (flow rates, pressure, etc.).The consequences of the hydrodynamic instability in the high-pressure reactor makeup system can be: violation of the conditions for compensating the flow of possible leaks; hydro- and thermal "shocks" and other negative effects in the operating and emergency modes of the reactor.The control armature does not prevent the conditions for the hydrodynamic instability in the transient mode of pump start-up. An alternative approach to modernizing the high-pressure reactor makeup system with damping devices is proposed. Based on the performed modelling of the modernized system, the conditions and constructional and technical requirements for the prevention of the hydrodynamic instability in the transient modes of pump start-up were determined.

Low-power modular reactors are a promising direction for increasing the safety of nuclear power, because accident management in modular reactors is carried out only by passive safety systems (without electric pumps). Critical for the safety of modular reactors are accidents with a violation of the tightness of the natural circulation circuits of passive safety systems. The main limitations of using traditional accident modeling approaches with deterministic codes to qualify the reliability and operability of passive safety systems of modular reactors are related to the possibility of negative effects of "code differences" and "code user differences", as well as the unfoundedness of code verification/validation results. An original qualification method has been developed to ensure the safety conditions of the passive safety systems of the Westinghouse low-power modular reactor (SMR) in the event of accidents with a violation of the tightness of the natural circulation circuits. The assumptions adopted in the developed method ensure the conservatism of qualification results. Based on the preliminary calculation qualification of the natural circulation circuits of the SMR passive safety systems, it was established that for the relative sizes of the leaks, greater than 5% of the pipeline cross-section, a violation of safety conditions and drainage of the active zone may occur less than 24 hours after the start of the accident. It is necessary to modernize the SMR with regard to systems for diagnosing leaks in natural circulation circuits of passive safety systems and isolating damaged sections of circuits.

The main causes of destructive steam and gas explosions with catastrophic environmental consequences during the accidents at Fukushima-Daiichi NPP were the loss of tightness of the passive safety systems of the reactor residual fuel removal safety system and the critical residual heat removal function in the spent nuclear fuel holding tank . The main lesson of the Fukushima accident for the environmental safety of Ukraine's nuclear power industry is the need to anticipate the possibility of unlikely emergency events with catastrophic environmental consequences. Such unlikely events include: flooding of the nuclear power plant site, complete long-term blackout, steam-gas destructive explosions, joint action of external extreme phenomena. Based on this, the following lessons of the Fukushima accident were formulated for the nuclear power industry of Ukraine regarding unlikely emergency events with catastrophic environmental consequences: lesson 1 - the need for reliable isolation of diesel generator rooms from external extreme events; lesson 2 - the need to improve strategies and methods of managing accidents with complete long-term blackout and lesson 3 - the need to determine the conditions of steam-gas explosions. The lessons of the Fukushima accident and the known results of the analysis of explosive conditions in nuclear power plants with WWER determine the need to improve methods for modeling the conditions and consequences of steam and gas explosions at the dynamic stages of emergency processes.The lessons of the Fukushima accident and the results of the calculated modeling of accidents with complete long-term power outages of nuclear power plants with WWER determine the need to improve strategies and ways to prevent and manage accidents with complete long-term power outages.A promising approach is the integrated use of additional passive safety systems to ensure the function of feeding steam generators with turbopumps (area for high pressures) and natural circulation (area for low pressures).

У сучасних екстремальних умовах експлуатації українських АЕС (особливо Запорізької АЕС) унаслідок зовнішніх воєнних впливів сталися десятки аварійних зупинок енергоблоків через повне або часткове зовнішнє знеструмлення. Повне тривале знеструмлення атомних енергоблоків стало однією з основних причин ядерної (важкої) та радіаційної аварії із катастрофічними екологічними наслідками на АЕС «Фукусіма-1» у 2011 році. Проведений раніше детерміністичний аналіз аналогічної аварії з повним тривалим знеструмленням енергоблоків з реакторами ВВЕР-1000 встановив неминучість виникнення ядерної аварії за умов перевищення гранично допустимої температури оболонок тепловидільних елементів ядерного палива. Перспективним підходом підвищення ефективності управління аваріями з повним знеструмленням ядерних енергоустановок є застосування аварійного живильного насоса з паровим приводом від парогенератора. Необхідною умовою впровадження такого підходу є кваліфікація аварійного живильного насоса з паровим приводом на надійність та працездатність у разі аварій з повним знеструмленням. У статті обґрунтовано критерії та умови кваліфікації аварійного живильного насоса з паровим приводом у перехідних і робочих режимах для забезпечення успішного виконання функцій безпеки щодо відведення залишкових тепловиділень від реактора та підтримки необхідного рівня живильної води в парогенераторі. На основі розробленої консервативної тепло-гідродинамічної моделі «реактор – парогенератор – аварійний живильний насос з паровим приводом» визначено конструкційно-технічні вимоги до системи аварійного живильного насоса з паровим приводом, які відповідають установленим критеріям та умовам кваліфікації. Встановлено, що ефективна працездатність аварійного живильного насоса з паровим приводом від парогенератора обґрунтована для перших 10 діб після повного знеструмлення. Отримані результати можуть бути застосовані під час модернізації стратегій та систем управління аваріями з повним тривалим знеструмленням атомних енергоблоків.