Розроблено комплексну математичну модель системи генерації пари, що забезпечує одержання інформації по каналах "рівень в парогенераторі (ПГ) - вологість пари після ПГ", "вологість пари після ПГ - вологість пари перед турбіною" і "витрата пари - вологість пари перед турбіною". Уперше експериментально досліджено парогенеруючий тракт (ПГТ) як об'єкт регулювання вологості пари, одержано нові дані про його статичні та динамічні властивості. Запропоновано нову структуру АСР живлення ПГ, що включає контроль вологості пари перед турбіною.

  Скачати повний текст

Показано необхідність розробки експрес-методик оцінки стану реакторної установки (РУ) з урахуванням вимірюваних параметрів у режимі реального часу. Сформульовано основні положення методології таких оцінок, базуючись на критеріях конвективної нестійкості рідини, теоретично доведено необхідність урахування неодномірного конвективного тепломасообміну в об'ємах з малими просторово-осередненими швидкостями середовищ. Запропоновано математично обгрунтовані та валідовані моделі, що мають властивості числової стійкості та низької чутливості відносно нодалізації й адекватно описують неодномірні процеси тепломасообміну в об'ємах РУ з однофазними середовищами, у рамках одномірних кодів (моделі поліпшеної оцінки). Запропоновано послідовний підхід до розробки методик оперативного аналізу стану АЕС (експрес-методик) і формалізації алгоритмів прийняття рішень. Цей підхід містить методи поліпшеної оцінки та підходи, орієнтовані на роботу у реальному масштабі часу. На їх базі запропоновано принципи побудови систем підтримки оператора, що характеризується надійністю й одночасно вимагають значних матеріальних і трудовитрат. Проведено аналіз запроектних аварій, що дають максимальний очікуваний внесок у частоту пошкоджень активної зони. Наведено рекомендації стосовно розробки інструкцій оперативному персоналу, що дає можливість без проведення додаткових експериментальних робіт оптимізувати стратегію управління такими аваріями, зокрема пошкодження активної зони реактора.

  Скачати повний текст

Вперше розроблено методику аналізу невизначеності даних з подальшим уточненням границь діапазону можливих значень досліджуваної величини, в основу якої покладено чіткий математичний апарат. Застосовано методику аналізу невизначеності даних для встановлення запасів до порушення критеріїв прийнятності, встановлених нормативною документацією для реакторів ВВЕР-1000. Це дозволяє максимально об'єктивно стверджувати про прийнятний рівень безпеки енергоблоків досліджуваного типу, так як уточнений діапазон можливих значень величини, яка аналізується в жодному з випадків не перевищив гранично допустимі значення критеріїв прийнятності. Продемонстровано, що значення отримані з використанням традиційного аналізу чутливості було знижено внаслідок неврахування ряду комбінацій початкових умов. Висвітлено питання можливості проведення кількісної оцінки впливу кожного зі змінних параметрів на аналізовану розрахункову величину, що дозволяє розробити стратегію удосконалення технічних характеристик устаткування ядерного енергоблоку з реактором ВВЕР-1000. Запропоновано спосіб вирішення проблеми втрати теплоносія першого контуру у випадку аварії з відривом кришки колектора парогенератора та незакриттям пароскидного пристрою. Вперше показано можливість переведення реакторної установки в безпечний кінцевий стан з відповідним вирівнюванням тиску першого та другого контурів енергоблоку з метою недопущення руйнування активної зони ядерного реактора.

  Скачати повний текст

Висвітлено проблему визначення радіаційного навантаження корпусу реактора ВВЕР-440 діючого енергоблока. Розроблено спеціальне обладнання, що дозволяє точно позиціонувати активаційні детектори біля зовнішньої поверхні корпусу реактора. Наведено результати дозиметричних вимірювань біля зовнішньої поверхні корпусу ВВЕР-440 за наявності та відсутності касет-екранів на периферії активної зони. Проведено оцінювання часу нагромадження корпусом реактора межово-припустимого флюєнса швидких нейтронів.

  Скачати повний текст

Доведено, що задача визначення радіаційного навантаження є задачею статистичного розв'язку. Показано, що для її розв'язання оптимальним є байєсівський підхід, з застосуванням якого розроблено відповідний математичний апарат оцінювання функціоналів нейтронного потоку. Запропоновано розрахунково-експериментальну систему визначення умов опромінення корпусу реактора. Показано, що під час визначення редіаційного навантаження корпусу необхідно враховувати вигоряння ядерного палива в процесі його експлуатації. Розроблено спеціальне устаткування для проведення дозиметричних вимірювань біля зовнішньої поверхні корпусу та проведено комплексний аналіз експериментальних результатів, одержаних на енергоблоках Південно-Української та Хмельницької АЕС.

  Скачати повний текст

Розроблено принципово новий підхід до визначення умов опромінення зразків-свідків (ЗС) у реакторах корпусного типу, що експлуатуються на АЕС в Україні, в основі якого лежить моделювання фізичного процесу поширення нейтронів до місць розташування ЗС у реакторі. Запропоновано оригінальний дворівневий зонний принцип опису об'єктів із складною геометричною структурою, у якому моделюється фізичний процес поширення частинок. Розглянуто детальну тривимірну модель внутрішньокорпусних пристроїв реактора ВВЕР-1000 та контейнерних зборок, у яких розташовуються контейнери зі ЗС, що опромінюються. Розроблено нові неаналогові методи моделювання траєкторій нейтронів, які у поєднанні з уже відомими дозволяють одержати результати розрахунків із достатньо малою статистичною похибкою за прийнятих витрат розрахункового часу. Наведено оригінальну схему організації зв'язку між наборами підпрограм геометричного блока програми розрахунку переносу нейтронів до місць розташування ЗС у реакторі ВВЕР-1000.

  Скачати повний текст

Розроблено компромісно-комбінований метод регулювання потужності реакторних установок (РУ) з водо-водяними енергетичними реакторами (ВВЕР)-1000 (В-320) у змінному режимі навантаження. Удосконалено метод аналізу міцності оболонки твела реактора ВВЕР-1000 з використанням енергетичного варіанту теорії повзучості. Синтезовано модель аналізу стану оболонки, що дозволяє достовірно оцінити граничну кількість циклів навантаження оболонки залежно від характеристик змінного режиму та конструкційних особливостей тепловиділяючих зборок (ТВЗ). Проаналізовано вплив невизначеності у заданні режимних параметрів активної зони (АКЗ) АКЗ і конструкційних характеристик твела на оцінювання довговічності його оболонки у режимі змінних навантажень. Запропоновано комплексний показник ефективності експлуатації енергоблока АЕС з ВВЕР-1000 у змінному режимі, що враховує одночасно вимоги цілісності ключових елементів РУ, стабільності фізичних процесів у РУ, економічності та керованості РУ. Запропоновано компромісно-комбінований метод регулювання потужності РУ, що дозволяє забезпечити максимальну ефективність експлуатації РУ з ВВЕР-1000 у змінному режимі. Результати наукового досліження використано у процесі розробки програм регулювання для АЕС України з ВВЕР-1000.

  Скачати повний текст

Розроблено універсальний комплекс моделей надійності (трьох графів переходів), який на відміну від відомих моделей більш коректно враховує особливості функціонування реального обладнання систем нормальної експлуатації, важливих для безпеки (СВБ НЕ). Одержано аналітичні розв'язки для нестаціонарного коефіцієнта готовності груп елементів допоміжних СВБ НЕ на базі розробленого комплексу моделей та семи обгрунтованих типових графіків функціонування, що містять випробування та планові чергування різних режимів роботи. В межах спільного використання бульових та марківських методів розроблено розрахункову модель оцінки інтенсивності переходів (для графів зазначеного комплексу моделей) для згрупованих елементів допоміжних СВБ НЕ. Визначено умови існування кінцевої оптимальної тривалості між плановими відновленнями через детерміновані проміжки часу, для одноелементної системи з відмовами, що миттєво виявляються та експонентним виглядом функції розподілу випадкових величин наробітку на відмову і часу аварійного ремонту.

  Скачати повний текст

На підставі розробленої бібліотеки нейтронно-фізичних констант і програми DYN3D створено та валідовано на експериментальних даних з АЕС України розрахунковий комплекс для дослідження просторової динаміки реактора ВВЕР-1000. Проведено модернізацію програми DYN3D щодо розробки блока розв'язання спряжених двогрупових рівнянь дифузії для визначення функцій цінності нейтронів і на їх базі коефіцієнтів і ефектів реактивності, необхідних для вибору консервативного вихідного стану для моделювання реактивностних аварій. Удосконалено методику виконання консервативного аналізу безпеки ВВЕР-1000 для дослідження реактивностних аварій з використанням моделі просторової кінетики реактора, що дозволяє максимально врахувати негативний вплив локальних параметрів активної зони у вихідному стані на характеристики активної зони, що є критеріями прийнятності в даних аваріях. Уперше проведено розрахунковий аналіз реактивностних аварій за умов їх реалістичного перебігу та з застосуванням консервативного підходу у разі використання моделі тривимірної нейтронної кінетики активної зони для обгрунтування безпеки ВВЕР-1000 за умов впровадження в експлуатацію в Україні нових типів палива та чотирьох літнього паливного циклу. Проаналізовано безпеку експлуатації блока з ВВЕР-1000 в режимі маневрування потужністю з використанням сучасного тривимірного динамічного коду й обгрунтовано режим придушення ксенонових коливань потужності, що забезпечує під час маневру мінімальні відхилення аксіального офсету від вихідного значення.

  Скачати повний текст

Проаналізовано аварії, взаємопов'язані зі зміною реактивності та перерозподілом енерговиділення для АЕС з ВВЕР-1000. Здійснено розрахунковий аналіз цієї групи аварій на базі різних моделей кінетики реактора, що є найчастіше використовуваний за умов вивчення поведінки активної зони ВВЕР-1000. Проаналізовано вплив великої кількості чинників за умов підготовки малогрупових макроскопічних констант на результати подальших розрахунків аварійних послідовностей кодами трьохвимірної кінетики, що дало змогу сформувати методику для підготовки малогрупових макроскопічних констант. З урахуванням запропонованого та існуючих методик щодо формування початкових і межових умов виконано розрахунковий аналіз аварій, спричинених зміною реактивності та перерозподілом енерговиділення за умов роботи реактора на номінальному рівні потужності з використанням різних моделей кінетики реактора. Вивчено стійкість у зосереджених параметрах. Одержано діаграму стійкості та зроблено узагальнювальний висновок про межі застосування моделей кінетики реактора для аналізу зазначених аварій.

  Скачати повний текст

Розроблено гідродинамічну модель першого контуру та системи підживлення-продувки, яка забезпечує оперативний персонал реакторної установки вірогідною інформацією щодо концентрації борної кислоти у теплоносії. Уперше запроваджено поняття якості процесу борного регулювання (БР), що дало змогу формалізувати задачу оптимального керування, сформулювати головну мету проведення борного регулювання у вигляді мінімізованого функціонала та визначити необхідні та достатні умови досягнення мінімуму цільової функції. Одержаний критерій оптимального керування процесом БР враховує зміну реактивності у разі порушень стаціонарного стану активної зони реактора. Вперше застосовано підхід до систематизації окремих документів, що регламентують проведення борного регулювання, та запропоновано логічну модель аналізу поточного стану реакторної установки, яка дозволяє оперативному персоналу своєчасно приймати рішення щодо необхідності та тривалості проведення процесу борного регулювання. Розвинуто імітаційні моделі для короткотермінового прогнозування параметрів, які характеризують стан активної зони реактора: розроблено моделі, що описують зміни аксіального офсету, коефіцієнтів нерівномірності енерговиділення за об'ємом активної зони та реактивності в динаміці. Створено систему керування процесом борного регулювання, в якій передбачено розрахунок поточної концентрації борної кислоти у теплоносії першого контуру та системі підживлення-продувки, оцінку стану активної зони реактора, вироблення рекомендацій з оптимального проведення БР і короткотерміновий прогноз основних показників роботи реакторної установки.

  Скачати повний текст

  Скачати повний текст

Розроблено алгоритм керування розподілом поля нейтронів в активній зоні реактора ВВЕР-1000, який базується на збереженні аксіального офсету енерговиділення поблизу його значення, заданого перед початком маневру. Удосконалено "двокрапкову" концепцію ядерного реактора: розроблено аналітичну модель керування енерговиділенням водо-водяного реактора під час перехідних процесів, яка відрізняється можливістю прогнозування керуючих впливів. Розвинуто підходи до оптимізації паливних циклів ВВЕР-1000.

  Скачати повний текст

Обгрунтовано фізичну та математичну моделі процесів виникнення термоакустичних коливань параметрів теплоносія в реакторній системі. Розроблено методики та розрахункову програму оцінки границь режимних теплогідравлічних параметрів області термоакустичної нестійкості активної зони ядерних енергетичних установок. Подано верифікацію та оцінку застосованості розрахункових засобів визначення умов виникнення термоакустичної стійкості. Проаналізовано досвід експлуатації діючих реакторних систем типу водоводяний енергетичний реактор щодо термоакустичної нестійкості теплоносія в активній зоні, а також охарактеризовано відповідні технічні й організаційні заходи для підвищення надійності та безпеки даних систем.

  Скачати повний текст

Дисертація присвячена розробці нової технології виявлення розгерметизованих оболонок твелів акустичним методом в реальному масштабі часу, розробці макету установки та його випробуванням в реальних умовах АЕС. Принцип виявлення розгерметизованих твелів грунтується на ефекті генерування акустичних коливань в теплоносії, в якому розміщена тепловиділяюча зборка (ТВЗ) за рахунок витікання суміші газів, які знаходяться під оболонкою. Підвищення тиску під оболонкою зумовлене утворенням газоподібних і стабільних продуктів ділення в процесі протікання ланцюгової ядерної реакції. Запропонована математична модель дозволяє описати процес генерування акустичних коливань газових струменів при витіканні у рідину. Експериментально встановлено, що характерні частоти генеруємих коливань укладаються в діапазон приблизно 400-800 Гц. Випробування дослідного зразку установи в промислових умовах АЕС показали, що рівень корисного сигналу у рідині перевищує рівень промислового шуму майже на 7-8 порядків. По швидкості визначення розгерметизованого стану розроблена система дає виграш часу в 2 години на одну ТВЗ в порівнянні з традиційною системою.

  Скачати повний текст