Відповідно до вимог чинного законодавства нещодавно була затверджена Концепція зняття з експлуатації дослідницького реактора ВВР-М. Концепція передбачає стратегію негайного демонтажу та визначає та обгрунтовує основні технічні та організаційні заходи щодо підготовки та здійснення зняття з експлуатації, послідовність запланованих робіт і заходів, а також необхідні умови та інфраструктуру. Виведення з експлуатації вимагає належного планування та демонстрації того, що всі заплановані роботи по демонтажу будуть проведені безпечно. Наведена оцінка безпеки є обов'язковою складовою Концепції та найважливішим елементом загальної технологічної схеми. Мета аналізу безпеки є надання вихідних даних для детального планування того, як забезпечити безпеку під час зняття з експлуатації. За результатами аналізу безпеки визначаються заходи щодо забезпечення радіаційного захисту з обгрунтуванням їхньої необхідності та достатності.

Наведено аналіз методики та комп'ютерного коду КЛАСТ, що використовується при розрахунках динамічних характеристик органів регулювання при обгрунтуванні безпеки водно-водяних енергетичних реакторних установок. Код надає можливість урахувати перепади тиску як функцію часу, що виникли в проектних умовах в активній зоні реактора та на вала приводу, а також зміну щільності теплоносія в активній зоні. Програма може бути використана для розрахунку динамічних характеристик органів регулювання системи управління та захисту реакторів типу ВВЕР-1000 в проектному аварійному режимі з розривом чохла приводу та для розрахунку динамічних характеристик органів регулювання системи управління та захисту в процесі падіння та демпфірування у разі спрацювання автоматичного захисту в проектних аварійних режимах із розривом трубопроводів. У результаті розрахунку визначено залежності динамічних характеристик органів регулювання системи управління та захисту від часу.

Розроблено програму розрахунку спектрів і щільностей потоків нейтронів в експериментальних каналах дослідницького реактора ВВР-М. Для цього змодельовано активну зону реактора. Проведено опромінювання нейтронних активаційних детекторів. Отримані експериментальні швидкості ядерних реакцій узгоджуються з розрахованими в межах 10 %.

Наведено результати аналізу щодо впливу радіаційної повзучості (РП) на розрахункову оцінку формозміни вигородки активної зони реактора ВВЕР-1000 за умов довгострокової експлуатації. Застосовано сучасні моделі радіаційного розпухання (РР) та РП, в яких враховується вплив напруженого стану та накопиченої незворотної деформації на процеси розпухання та повзучості аустенітних сталей, що перебувають під впливом нейтронного опромінення та підвищеної температури. Сформульовано основні положення розрахунку напружено-деформованого стану (НДС) вигородки та внутрішньокорпусної шахти реактора з урахуванням умов контактної взаємодії. Розрахунковий аналіз виконано у двовимірній постановці для поперечного перерізу вигородки з максимальною за висотою пошкоджувальною дозою та температурою опромінення за умови узагальненої плоскої деформації. Дані щодо формозміни вигородки одержано на підставі розв'язання зв'язаної контактної задачі залежно від накопиченої пошкоджувальної дози опромінення. Визначення температурного поля та НДС виконано з урахуванням перерозподілу температури через порушення проєктних умов протоку теплоносія в зоні контакту вигородки з шахтою. Результати розрахунків одержано з використанням медіанних параметрів температурно-дозової залежності РР аустенітної сталі 08Х18Н10Т. Встановлено, що врахування РП сприяє зниженню рівня напружень, проте збільшує рівень розпухання та переміщення, що додає консерватизму до прогнозної оцінки формозміни вигородки у порівнянні з даними без урахування РП.

Разработаны математические модели энергетического ядерного реактора (ЯР) ВВЭР-1000 с разбиением на зоны по вертикальной оси в виде нелинейных систем дифференциальных уравнений с безразмерными относительными переменными состояния. Модели в заданном количестве зон по вертикальной оси представляют нейтронную кинетику, постепенное тепловыделение, тепловые процессы в топливе, оболочках и теплоносителе, изменение концентрации йода, ксенона и бора. По конструктивным и технологическим параметрам ЯР серии В-320 вычислены параметры математических моделей. Получены общая модель реактора как объекта управления с разбиением на зоны по вертикальной оси, а также модели с управлением поглощающими стержнями и борной кислотой. Интегрирование полученных систем дифференциальных уравнений при заданных начальных условиях позволяет получить изменение всех переменных состояния в зонах реактора по вертикальной оси. В частности, по изменению мощности в зонах по вертикальной оси вычисляется аксиальный офсет как относительное значение разности мощностей верхней и нижней половин активной зоны реактора. Разработанные модели реактора с безразмерными относительными переменными состояния используют минимальное количество вычислений, позволяют вычислить изменение аксиального офсета и включены в информационную технологию управления энергоблоками атомных электрических станций для оптимизации маневренных режимов реактора ВВЭР-1000 серии В-320.

Висвітлено питання підвищення безпеки АЕС шляхом удосконалення існуючих методів розрахункового обґрунтування безпечної експлуатації теплообмінників аварійного розхолоджування РУ ВВЕР-1000, а саме врахування нестаціонарних навантажень, що відповідають роботі даних теплообмінників під час планового й аварійного розхолоджування активної зони реактора. Зазначено, що виконаний аналіз та узагальнення існуючих методів і підходів до розрахункового обґрунтування безпечної експлуатації теплообмінників ТОАР дозволили висвітлити їх основні недоліки та визначити задачі для виконання наукового дослідження. На підставі аналізу проєктних розрахунків міцності теплообмінників ТОАР, як основного проєктного та заводського документу з обґрунтування безпечної експлуатації даних теплообмінників, показано, що цей документ містить приклади неврахування вимог чинних нормативних документів України в сфері атомної енергетики.

Концепцію зняття з експлуатації дослідницького реактора ВВР-М розроблено на виконання вимог чинного законодавства України. Головна мета Концепції - забезпечити стратегічний рівень планування робіт, включаючи всі необхідні обгрунтування з достатньою мірою деталізації, що надають змогу на наступному етапі планування розробити Проект зняття з експлуатації реактора та інші документи, необхідні для отримання ліцензії. Концепція є організаційно-технічним документом, в якому визначено та обгрунтовано принципові адміністративні, організаційні та технічні заходи з підготовки та виконання зняття з експлуатації реактора, а також описано основні види діяльності та роботи, визначено порядок, умови для виконання і забезпечення їх, заплановано терміни виконання їх.

Проведений аналіз виявив надлишковий консерватизм вимог Технологічних регламентів безпечної експлуатації ВВЕР щодо максимально допустимої кількості циклів навантаження на теплоенергетичне обладнання класу безпеки В і С. Необхідність перегляду вимог до максимально допустимої кількості циклів навантаження визначається в основному тим, що різне обладнання може мати різні конструкційно-міцнісні характеристики, а в ідентичних перехідних та аварійних режимах може нести різні циклічні навантаження. Наведено альтернативний консервативний метод аналізу умов міцності за циклічних навантажень, який враховує в загальному випадку різницю конструкційно-міцнісних характеристик теплоенергетичного обладнання систем, важливих для безпеки, а також різницю циклічних навантажень на різне обладнання/елементи обладнання в ідентичних перехідних та аварійних режимах. На базі наведеного метода проведено аналіз умов міцності на циклічні навантаження в перехідних та аварійних режимах зварних з'єднань колекторів (критичні для міцності елементи) на корпусах парогенераторів 1-го енергоблоку Південно-Української АЕС, 1-го і 2-го енергоблоків Рівненської АЕС. У результаті встановлено, що для всіх розглянутих прикладів умови міцності по циклічним навантаженням на зварні з'єднання колекторів парогенераторів виконуються. Розходження в отриманих розрахункових оцінках визначаються в основному різницею кількості циклів навантаження в аварійних режимах і режимах порушення нормальних умов експлуатації. Розроблений альтернативний метод аналізу умов міцності за циклічних навантажень є обгрунтованим і для інших видів теплоенергетичного обладнання - насосів, арматури та теплообмінників. Наведений метод може бути використано для вдосконалення вимог нормативних документів, які регламентують допустиму кількість циклів термічного навантаження на теплоенергетичне обладнання. Результати роботи визначають обмеженість підходу роботи ядерних енергоустановок зі змінною потужністю реактора в робочих режимах експлуатації.

Наведено спрощену CFD-модель охолодження вигородки реактора ВВЕР-1000, розроблену для подальшого аналізу величини її об'ємного розпухання. Так як явище розпухання є основним обмежувальним фактором при продовженні терміну експлуатації енергоблоків із ВВЕР-1000, а моделі розпухання є дуже чутливими до температурного поля в металі, його визначенню приділяється особлива увага. Запропоновано підхід із застосуванням засобів обчислювальної гідродинаміки (CFD), що надає можливість врахувати локальні гідродинамічні особливості потоку теплоносія, а також азимутальні розподіли характерних параметрів. Розроблено аналітичну модель для оцінки характеристичних параметрів спрощеної CFD-моделі, що надає можливість обгрунтовано звузити її межі. Розрахункова модель охолодження вигородки, що обмежена її висотою, має 60-градусну симетрію і включає активну зону, вигородку, шахту, спрощену геометрію з'єднувальних шпильок та омиваючий теплоносій. Активна зона представлена у вигляді еквівалентного гомогенного тіла з урахуванням просторового розподілу об'ємного енерговиділення. Вигородка розглядається як монолітне тіло, в якому враховано об'ємні енерговиділення за рахунок гамма випромінювання. Також, в моделі враховано циркуляцію охолоджувального теплоносія через проточки в гайках, що надає можливість отримати більш реальне температурне поле шпильок. Отримані коефіцієнти тепловіддачі та температури добре узгоджуються з аналітичною оцінкою та дають більш прийнятні результати в порівнянні з RELAP5. Отримане поле температур використано для оцінки процесу розпухання. Через менш консервативні результати температурного поля величина розпухання вигородки суттєво зменшується. Розроблену модель у подальшому вдосконалено та використано для розрахунку зміни температурного поля при протіканні представницького перехідного процесу порушення умов нормальної експлуатації. Результати моделювання нестаціонарного процесу використано при оцінці необхідності розрахунку на прогресуючу формозміну.

Дослідження реакторів ВВЕР є важливою задачею для вітчизняної атомної енергетики. Для цього використовуються різні детерміністичні та стохастичні коди. Із значним прогресом у розвитку комп'ютерних систем з'явилась можливість активного використання стохастичних кодів (заснованих на методі Монте-Карло) для моделювання складних реакторних систем. Наведено дослідження щодо застосування Монте-Карло коду (МКК) для розрахунку всієї активної зони реактора ВВЕР-1000. Такі розрахунки наадуть можливість готувати так зване "інформаційне забезпечення" для моніторингового детерміністичного коду СВРК із високою точністю. В інформаційне забезпечення входять групові константи, коефіцієнти для розрахунку модельних токів, альбедні граничні умови для радіального та аксіальних відбивачів. Наведено використання нового МКК Serpent для тривимірного моделювання активної зони реактора ВВЕР-1000. Застосування ММК надає можливість аналізувати властивості широкого спектра нейтронно-фізичних і теплогідравлічних характеристик активної зони в будь-якій точці ядерного реактора. Розроблено моделі активних зон для першого завантаження РАЕС4 і 28-го завантаження ЮУАЕС3. У цьому випадку підготовлено моделі ТВЗ різних виробників. У ході розробки моделі активної зони, увагу приділено моделюванню верхнього, нижнього та бічного відбивачів. Валадаційні розрахунки ММК Serpent для реактора типу ВВЕР-1000 виконано на основі першого завантаження РАЕС4. Для 28-го завантаження ЮУАЕС3 отримано альбедні граничні умови для радіального та аксіальних відбивачів. Підготовлені моделі активних зон реактора ВВЕР-1000 будуть використані для розрахунку "інформаційного забезпечення" для нового українського моніторингового детерміністичного коду СВРК - ImCore, що розробляється в ПАО "СНВО "Імпульс". Використання комп'ютерного коду заснованого на методі Монте-Карло надасть можливість підвищити точність "інформаційного забезпечення", і як наслідок, підвищити точність всього розрахунку ядерного реактора в СВРК.

Індекс рубрикатора НБУВ: Б1с7 + З464.21-082

Рубрики:

Водоводяні реактори

Шифр НБУВ: Ж25640 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Проведено аналіз відомих результатів розрахункового моделювання кодом RELAP5/V.3.2 аварій із повним тривалим знеструмленням (ПТЗ) і течами другого контуру (ТДК) ядерних енергоустановок (ЯЕУ) із ВВЕР показав, що проектні стратегії управління такими аваріями проектними пасивними системами безпеки не забезпечують необхідні умови безпеки щодо максимально допустимої температури оболонок твелів, щодо мінімально допустимого рівня теплоносія в реакторі та живильної води в парогенераторах. Наведено модернізовану стратегію управління аварією з повним знеструмленням і ТДК на основі перспективних систем пасивного відводу тепла і підтримки необхідного рівня теплоносія в реакторі і живильної води в парогенераторах. Для обгрунтування модернізованої стратегії управління аваріями з повним знеструмленням та ТДК розроблено консервативну теплогідродинамічну модель. Основні консервативні припущення моделі: приймається повна тривала відмова (на 72 год) усіх електронасосів систем безпеки та моделюється максимальна міжконтурна теча (еквівалентна відриву кришки колектора парогенератора). Аналіз результатів розрахункових обгрунтувань показав, що модернізована стратегія управління аваріями з ПТЗ і міжконтурними течами або розривами паропроводів/трубопроводів основної живильної води забезпечує необхідні умови безпеки щодо максимально допустимої температури оболонок твелів, щодо мінімально допустимого рівня теплоносія та живильної води. Результати розрахункового моделювання стратегій управління аваріями з ПТЗ ЯЕУ можуть бути використані для модернізації та вдосконалення симптомно-орієнтрованих аварійних інструкцій і посібників з управління важкими аваріями на ЯЕУ з реакторами типа ВВЕР. Застосування отриманих результатів розрахункового моделювання стратегій управління аваріями з ПТЗ у загальному випадку не обгрунтовано для інших типів реакторної установки. У цьому випадку необхідна розробка розрахункових моделей управління аваріями з ПТЗ, що враховують специфіку конструкційно-технічних характеристик та умов експлуатації систем, важливих для безпеки ЯЕУ.

Індекс рубрикатора НБУВ: З464.22-082

Рубрики:

Реактори з водою під тиском

Шифр НБУВ: Ж69121 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Проведено аналіз відомих результатів розрахункового моделювання кодом RELAP5/V.3.2 аварій із повним тривалим знеструмленням та течами другого контуру ядерних енергоустановок (ЯЕУ) із ВВЕР показав, що проектні стратегії управління такими аваріями проектними пасивними системами безпеки не забезпечують необхідні умови безпеки щодо максимально допустимої температури оболонок твелів, щодо мінімально допустимого рівня теплоносія в реакторі та живильної води в парогенераторах. Розроблено консервативну теплогідродинамічну модель проектної та модернізованої стратегії управління аваріями (СУА) з течами реакторного контуру (ТРК) і повним тривалим знеструмленням (ПТЗ) ЯЕУ з ВВЕР. Проектна СУА здійснюється проектними пасивними системами безпеки: запобіжними клапанами систем компенсації тиску та пароскидальних пристроїв 2-го контуру, а також гідроємностями системи аварійного охолодження активної зони реактора. Модернізована СУА з ТРК і ПТЗ ЯЕУ з ВВЕР. Проектна стратегія здійснюється перспективними системами пасивного відводу тепла від активної зони реактора і підтримки рівня теплоносія в реакторі та живильної води в парогенераторах. Основні консервативні допущення представленої моделі аварій із ТРК і ПТЗ: повна тривала відмова всіх електронасосів активних систем безпеки; температура ядерного палива в центральній частині паливної матриці твела приймається максимально допустимою; не враховується вплив на аварійний процес витрати "вибігу" турбоживильного насоса та рівня теплоносія в компенсаторі тиску. В результаті розрахункового моделювання встановлено, що при проектній СУА з ТРК і ПТЗ порушення умов безпеки визначено для всього діапазону розмірів теч. При модернізованій СУА умови безпеки забезпечені протягом 72 год аварійного процесу та більше. Наведені результати розрахункового моделювання СУА з ПТЗ ЯЕУ можуть бути використані для модернізації та вдосконалення симптомно-орієнтованих аварійних інструкцій і посібників з управління важкими аваріями на ЯЕУ із реакторами типа ВВЕР. Застосування отриманих результатів розрахункового моделювання СУА з ПТЗ у загальному випадку не обгрунтовано для інших типів реакторної установки. У цьому випадку необхідна розробка розрахункових моделей управління аваріями з ПТЗ, що враховують специфіку конструкційно-технічних характеристик та умов експлуатації систем, важливих для безпеки ЯЕУ.

Дисертаційна робота присвячена вирішенню актуального науково-технічного завдання: підвищенню безпеки експлуатації ядерного палива у ВВЕР-1000 шляхом поліпшення точності визначення параметрів енерговиділення по об’єму активної зони на основі сигналів детекторів прямого заряду, що входять до складу системи внутрішньо реакторного контролю (СВРК). У роботі проведено систематизацію та аналіз роботи систем і детекторів, що використовуються на АЕС для відновлення енерговиділення в АкЗ, розглянуто особливості їх роботи, основні переваги та недоліки. Основну увагу було приділено ДПЗ, що використовуються в СВРК на АЕС України. На основі даного аналізу виконано розробку чисельних моделей і засобів, що дозволяють підвищити точність перехідної функції від струму ДПЗ до лінійного енерговиділення ТВЗ. Розраховано локальну чутливість родієвих ДПЗ в АкЗ ВВЕР-1000, також визначено внесок до сигналу ДПЗ від твелів сусідніх ТВЗ та внесок від твелів ТВЗ, до якої його встановлено. Показано, що розроблена модель дозволяє враховувати при відновленні ЛЕВ більшу кількість твелів для розрахунку перехідної функції на противагу тим методам, що зараз використовуються на АЕС. Проведено розрахунки для визначення впливу параметрів АкЗ (температура теплоносія, концентрація борної кислоти в теплоносії та положення поглинаючих елементів) на формування сигналу ДПЗ. Розв’язано задачу врахування вигорання ДПЗ під час відновлення ЛЕВ з урахуванням нерівномірності вигорання ДПЗ по радіусу родієвого емітера, самоекранування внутрішніх шарів та характеристик нейтронного поля, в якому працює детектор. Показано, що для підвищення точності ЛЕВ потрібно розраховувати індивідуальні функції вигорання для кожного ДПЗ, що залежать від місця розташування детекторів по об’єму АкЗ. Проведено валідаційну перевірку розрахункових моделей. Усі розроблені моделі є прийнятними для їх застосування при вирішенні розглянутих задач. Представлено модель АкЗ дослідницького реактору ВВР-М ІЯД НАН України для дослідження характеристик нейтронного поля і визначення найоптимальніших умов опромінення тестової збірки з ДПЗ вітчизняного виробництва. Визначено оптимальне місце в АкЗ дослідницького реактора ВВР-М для роботи тестової збірки ДПЗ і розраховано вихідний сигнал даних детекторів, проведено порівняння з експериментальними величинами.

Розглянуто питання підвищення безпеки експлуатації АЕС шляхом удосконалення існуючих методів розрахункового обґрунтування надійної та безпечної експлуатації опорних елементів (ОЕ) у понадпроєктний строк, а саме вдосконалення методів урахування навантажень на ОЕ від протікання проєктних режимів експлуатації енергоблока. Представлено аналіз і систематизацію існуючих методів розрахункового обґрунтування безпечної експлуатації ОЕ реактора, що наведені у проєктних розрахунках, у матеріалах з обґрунтування продовження строку експлуатації, а також у матеріалах, що опубліковані в міжнародних наукових виданнях. Висвітлено їх основні недоліки. Проведено аналіз проєктних режимів експлуатації енергоблока, виконано їх узагальнення за принципом впливу на ОЕ. Вдосконалено методи визначення жорсткостей ОЕ та розрахункових зусиль на ОЕ з метою коректного врахування навантажень під дією проєктних режимів експлуатації енергоблока. Розроблено розрахункові моделі ОЕ у повній постановці (без застосування умов симетрії). Виконано розрахункові обґрунтування безпечної експлуатації ОЕ на основі застосування вдосконалених методів. Здійснено порівняння результатів розрахунку, одержаних із використанням запропонованих методів, із результатами, одержаними з використанням раніше існуючих методів. Проведено верифікацію стрижневої розрахункової моделі корпуса реактора (КР).

Рассмотрены особенности расчетной оценки формоизменения выгородки активной зоны реактора ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации. Приведены результаты расчетного анализа формоизменения выгородки с использованием современных подходов к моделированию радиационного распухания аустенитных сталей в стесненных условиях под воздействием нейтронного облучения и повышенной температуры. Сформулированы основные положения упругопластического расчета напряженно-деформированного состояния выгородки и внутрикорпусной шахты реактора с учетом деформаций радиационного распухания и условий контактного взаимодействия. В основу расчетного анализа положена смешанная схема метода конечных элементов, обеспечивающая непрерывную аппроксимацию как для перемещений, так и для напряжений и деформаций, что позволяет определять напряженно-деформированное состояние с высокой степенью точности. Расчеты выполнены в двухмерной постановке для поперечного сечения выгородки с максимальной по высоте повреждающей дозой и температурой облучения при условии обобщенной плоской деформации. Результаты расчетов представлены при работе реактора на полной мощности и плановой остановке для перегрузки тепловыделяющих сборок в конце кампании. Данные о напряженно-деформированном состоянии и формоизменении выгородки получены на основе решения связанной контактной упругопластической задачи в зависимости от накопленной повреждающей дозы облучения и, как следствие, накопленных необратимых деформаций радиационного распухания металла. Расчеты выполнены с учетом перераспределения температуры вследствие нарушения проектных условий протока теплоносителя в зоне контакта выгородки с шахтой. Согласно расчетным данным неучет деформаций радиационного распухания приводит к некорректной оценке формоизменения выгородки в процессе эксплуатации, а использование принятой модели свободного распухания - к чрезмерно консервативным результатам формоизменения даже в пределах проектного срока эксплуатации. Для рассматриваемых доз облучения влияние среднего нормального напряжения на радиационное распухание металла вносит основной вклад в определение напряжений и формоизменение выгородки.

У більшості алгоритмів формування сигналів керування, блокувань і захистів ВВЕР використовується значення теплової потужності реактора (ТПР). Мета роботи - аналіз задачі визначення ТПР ВВЕР-1000. Запропоновано способи підвищення точності визначення ТПР на основі сигналів систем контролю параметрів нейтронного потоку на ВВЕР-1000. ТПР є одними з важливих параметрів безпеки ВВЕР-1000, а також за цим параметром визначаються техніко-економічні показники енергоблока. Задача підвищення точності визначення ТПР є актуальною, особливо з огляду на плани з підвищення ТПР ВВЕР-1000: на першому етапі до 101,5 % номінальної, а пізніше і до 104 - 107 % номінальної, яка згідно з проектом становить 3000 МВт. Розглянуто основні фактори, що впливають на похибки визначення ТПР різними способами: за теплотехнічними параметрами 1-го та 2-го контурів і за параметрами нейтронного потоку в апаратурі контролю нейтронного потоку (АКНП) і системі внутрішньореакторного контролю. Для підвищення точності визначення ТПР в АКНП запропоновано модель врахування впливу на сигнал іонізаційної камери зміни таких параметрів: температура і концентрація борної кислоти в теплоносії, положення органів регулювання системи управління та захисту, вигоряння палива тощо. Наведено результати аналізу зміни ТПР протягом паливної кампанії ВВЕР-1000, яку визначено різними способами.

Індекс рубрикатора НБУВ: К222.234.130.75 + З464.21-035

Рубрики:

Водоводяні реактори

Шифр НБУВ: Ж26970 Пошук видання у каталогах НБУВ 

У більшості алгоритмів формування сигналів керування, блокувань і захистів ВВЕР використовується значення теплової потужності реактора (ТПР). Мета роботи - аналіз задачі визначення ТПР ВВЕР-1000. Запропоновано способи підвищення точності визначення ТПР на основі сигналів систем контролю параметрів нейтронного потоку на ВВЕР-1000. ТПР є одними з важливих параметрів безпеки ВВЕР-1000, а також за цим параметром визначаються техніко-економічні показники енергоблока. Задача підвищення точності визначення ТПР є актуальною, особливо з огляду на плани з підвищення ТПР ВВЕР-1000: на першому етапі до 101,5 % номінальної, а пізніше і до 104 - 107 % номінальної, яка згідно з проектом становить 3000 МВт. Розглянуто основні фактори, що впливають на похибки визначення ТПР різними способами: за теплотехнічними параметрами 1-го та 2-го контурів і за параметрами нейтронного потоку в апаратурі контролю нейтронного потоку (АКНП) і системі внутрішньореакторного контролю. Для підвищення точності визначення ТПР в АКНП запропоновано модель врахування впливу на сигнал іонізаційної камери зміни таких параметрів: температура і концентрація борної кислоти в теплоносії, положення органів регулювання системи управління та захисту, вигоряння палива тощо. Наведено результати аналізу зміни ТПР протягом паливної кампанії ВВЕР-1000, яку визначено різними способами.