Сучасні системи контролю та керування енергетичним обладнанням у складі автоматизованої системи керування технологічними процесами АЕС базуються на детермінованому підході до логічного аналізу режимів роботи устаткування, що має на меті не допустити вихід контрольованих ними параметрів за завчасно встановлені граничні рівні. Для надійного запобігання пошкодженням, які можуть виникнути в головному устаткуванні ЯЕУ, цього недостатньо. Передбачено створення експертної системи на базі інтелектуального, тобто одержаного методами штучного інтелекту, програмного забезпечення, здатного принципово розв'язати проблему розпізнавання випадкових процесів, які мають бути ідентифіковані під час діагностики діючого реакторного устаткування.

Запропоновано наближений підхід до розв'язку задач про власні коливання і стійкість захисних оболонок ядерних реакторів АЕС. Особливістю таких оболонок є зміна механічних властивостей і поява об'ємного розширення матеріалу під впливом радіаційного опромінення. Задачі розв'язано в рамках кінематичних гіпотез С. П. Тимошенка шляхом зведення неоднорідних за товщиною оболонок до однорідних із наведеними жорсткостями на розтяг - стиск, зсув і згин.

Описан принцип построения автоматизированных систем неразрушающего контроля (НК), а точнее - дефектоскопии, приведены примеры созданных содружеством ИЭС-ЭАКС установок и комплексов, описаны малогабаритные сканеры 18-ти исполнений для применения в системах автоматизированного ультразвукового контроля сварных кольцевых швов различных трубопроводов и указана возможность их использования для резки труб, сварки кольцевых швов и контроля другими физическими методами. Обращено внимание на разработки средств малой механизации НК. Акцентировано внимание на актуальности проблемы снижения доз облучения персонала АЭС при проведении массовой дефектоскопии однотипных элементов оборудования и на наработанный задел по механизации вихретокового контроля перемычек стенок коллекторов парогенераторов и теплообменных трубок.

Представлены данные о влиянии различных эксплуатационных факторов на работоспособность (надежность) тепловыделяющих элементов (твэлов) водоводяных атомных энергетических реакторов, о статистике и причинах выходов твэлов из строя. Изложены некоторые представления о механизмах разрушений оболочек твэлов, о методах и направлениях исследований и разработок, направленных на совершенствование технологий производства твэлов и конструкций тепловыделяющих сборок, приводящих к снижению количеств или исключению тех или иных видов потенциальных дефектов. Отмечены достижения последних лет по повышению эксплуатационной надежности работы топлива АЭС. Кроме описания состояния работоспособности твэлов в реакторах PWR и BWR значительное внимание уделено конструкции, материалам и условиям эксплуатации твэлов реакторов типа ВВЭР, которые широко используются на российских и украинских атомных электростанциях. Освещены направления совершенствования, повышения эффективности и надежности работы топлива реакторов типа ВВЭР.

Приведены данные автоклавных исследований циклической трещиностойкости сталей 10ГН2МФА и 08Х18Н10Т в реакторной воде борного регулирования при температуре 300 °C. Предложены модель и метод расчёта величины прироста трещины по механизмам коррозионно-усталостного, коррозионно-статического растрескивания и их совместной реализации, которые основаны на базовых характеристиках конструкционных материалов. Он позволяет объяснить преждевременное разрушение коллекторов парогенераторов на Южно-Украинской АЭС и других элементов блоков АЭС. Установлено, что при отсутствии коррозионно-статического растрескивания блоки АЭС могут безаварийно отработать свой ресурс. Предложено совершенствовать системы водообеспечения и непрерывного контроля теплоносителя за регламентированными параметрами и, особенно, составом добавок, которые провоцируют коррозионно-статическое растрескивание сталей.

Індекс рубрикатора НБУВ: З46-042.2

Рубрики:

Ядерні реактори. Реакторобудування

Шифр НБУВ: Ж29109 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Розглянуто пружно-пластичний розвиток тріщини та визначено області термодинамічних параметрів, за яких він виникає. Описано відмінності радіаційного та високотемпературного пластичного розвитку тріщини. Визначено головні напрями подальшої роботи. Аналіз засвідчив, що найнебезпечнішим режимом експлуатації реакторних установок у разі термоакустичної нестійкості теплоносія є режим зменшення потужності реактора, за якого діє механізм низькотемпературного пружно-пластичного росту тріщини.

The elastic evolution of the cracks is discussed. Thermodynamical conditions under which the cracks can appear are evaluated. The differences between radiation and high temperature crack evaluation are described. Analysis shown that the mode in which the reactor power decreases can be considered as the most dangerous one. Main direction of the future investigation are overvieved.

Розглянуто можливі шляхи розв'язання проблеми продовження проектного терміну експлуатації енергоблоків АЕС. Запропоновано схему бінарного циклу роботи енергоблока, в якій зниження навантаження ядерного реактора для продовження його ресурсу компенсується потужністю, що генерується газотурбінною надбудовою.

Розглянуто існуючі системи розхолодження та теплового захисту атомного енергетичного устаткування, а також аварійні режими роботи ядерних енергетичних установок. Запропоновано принципові рішення пасивних систем розхолодження та теплового захисту, робота яких базується на принципі випаровувально-конденсаційного циклу. Розглянуто їх переваги в порівнянні з існуючими системами.

Індекс рубрикатора НБУВ: З46-042

Рубрики:

Ядерні реактори. Реакторобудування

Шифр НБУВ: Ж69231 Пошук видання у каталогах НБУВ 

На прикладі відомих експериментальних даних розглянуто обернену задачу дистанційної нейтринної діагностики активної зони реактора, розв'язок якої, з одного боку, дозволяє з відомою точністю дистанційно визначати поточні значення ядерної щільності кожної з компонент ядерного палива, а з іншого - відкриває реальну можливість створення нейтринної технології діагностики часової еволюції ізотопного складу ядерного палива та потужності реактора в режимі on-line.

З використанням золь-гель процесів синтезовано ксерогелі на основі фосфоросилікатної матриці, що наповнена наноалмазами. Особливості кристалічної структури та фрактальної агрегації вихідних нанопорошків вивчено методами широко- та малокутового розсіяння рентгенівських променів (ШКРРП і МКРРП відповідно). На основі таких ксерогелів одержано протонпровідні нанокомпозитні матеріали для паливних елементів. Установлено, що дані ШКРРП наноалмазних наповнювачів виявляють картини дифракції, характерні для графітизованих ультрадисперсних наноалмазів або для очищених наноалмазів. Графіки залежності логарифма інтенсивності малокутового розсіяння від логарифма хвильового вектора вказують на наявність мультирівневої фрактальної структури типу поверхневий фрактал/масовий фрактал. З використанням графіків цього типу розраховано характеристики фрактальної структури - значення фрактальної розмірності та радіуси обертання фрактальних агрегатів. Залежність протонної провідності від частоти показали високі значення провідності, які знижуються зі зростанням вмісту наноалмазного наповнювача в нанокомпозитах.

Исследована система регулирования температуры теплоносителя на выходе смесителя с нечеткими регуляторами, которые кроме температуры регулируют также объемные расходы исходных теплоносителей. Получены показатели качества системы в переходном и установившемся режимах.

Розглянуто методику розрахунку температур у ТВЕЛ з різними елементами та їх теплофізичними властивостями і енерговиділеннями. Наведено співвідношення для розрахунку температурних перехідних процесів у технологічному каналі. Одержані результати розрахунку використовуються для оцінки допустимого рівня температур у матеріалах ТВЕЛ.

Ключ. слова: топливный элемент, промежуточные температуры, неорганические суперионики, золь-гель нанокомпозиты, гетерополиметаллаты
Індекс рубрикатора НБУВ: Ж620 + З46-042.2

Рубрики:

Нанотехнології

Ядерні реактори. Реакторобудування

Шифр НБУВ: Ж72631 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Наведено методику розрахунку теплотехнічної надійності тепловидільного елемента за імпульсного, ступеневого та гармонійного впливів.

Проаналізовано невизначеність результатів, одержаних під час проведення детерміністичних обгрунтувань безпеки ядерних енергоблоків. Обговорено методику аналізу невизначеності, а також проаналізовано максимальну проектну аварію для реактора ВВЕР 1000 з урахуванням аналізу невизначеності вхідних даних.

Приведены регрессионно-аналитическая и регрессионные модели, позволяющие рассчитать коррозионные потери титана ВТ1-0 во времени, а также коэффициенты ускорения коррозии в зависимости от концентрации щавелевой кислоты и температуры. Установлено, что в 66 %-м растворе этиленгликоля кислота интенсифицирует коррозию титана ВТ1-0 при концентрациях больше 0,1 %, что обусловлено протеканием процесса комплексообразования продуктов окисления титана с оксалат - анионами, особенно при повышенных температурах.

Індекс рубрикатора НБУВ: З46-046-03

Рубрики:

Ядерні реактори. Реакторобудування

Шифр НБУВ: Ж14162 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Рассмотрены особенности тепловых расчетов пассивных систем поверхностного охлаждения и тепловой защиты испарительно-конденсационного типа. Для заданных в качестве примера исходных данных выполнен расчетный анализ системы охлаждения.