Запропоновано концепцію ядерного реактора, в якому аварійний захист базується на виведенні частини палива з реактивної зони. Проведено розрахунки характеристик активної зони реактора даної конструкції.

Запропоновано метод, який дозволяє оцінити оптимальний термін роботи енергоблоків типу ВЕЕР у випадку подовження кампанії з використанням від'ємних ефектів реактивності. Проаналізовано фактори, що визначають економічну ефективність подовження кампанії.

На примере 1-й топливной загрузки блока N 5 Запорожской АЭС проанализированы данные расчета поля энерговыделения в активной зоне реактора типа ВВЭР-1000. Расчеты проводились по специализированным крупносеточным диффузионным программам сопровождения эксплуатации БИПР-7, АЛЬБОМ-90, PYTHIA-4. Выработаны рекомендации по использованию данных расчета полей энерговыделения для определения флюенсов быстрых нейтронов, воздействующих на корпус реактора.

Визначено вміст трансуранових ізотопів у відпрацьованому ядерному паливі реакторів ВВЕР-440 і ВВЕР-1000 з використанням програми WIMSD-4. Виявлено значну нерівномірність розподілу ізотопів у паливі в поперечному перерізі тепловидільного збирання ВВЕР-1000 після закінчення терміну його експлуатації.

Індекс рубрикатора НБУВ: З464.21-035

Рубрики:

Водоводяні реактори

Шифр НБУВ: Ж69121 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Проведен расчет температуры стенки и коэффициента запаса к кризису теплоотдачи для максимально нагруженной тепловыделяющей сборки во время переходного процесса, вызванного изменением мощности реактора. Показано, что в первые часы после начала переходного процесса складываются благоприятные обстоятельства, рост температуры наблюдается внизу активной зоны и не является опасным.