На основі раніш розроблених критеріїв теплогідродинамічної подоби встановлено, що інтегральні стенди ІСБ та ПСБ не відповідають у повній мірі умовам моделювання реакторного контура ВВЕР 1000. Обгрунтовані технічні заходи по удосконаленню цих стендів.

Запропоновано результати валідації коду RELAP5/M3.2 стосовно даних перехідного процесу під час розвантаження енергоблока ВВЕР 1000/320 внаслідок відключення турбонасоса. Одержано задовільне узгодження розрахункових та експлуатаційних даних.

Отримано уточнені критерії подібності теплообмінних процесів в активній зоні реактора з урахуванням структури тепловидільних елементів.

Представлены оригинальные методы применения риск-ориентированных подходов для оптимизации технического обслуживания и эксплуатационного контроля в части периодичности и длительности плановых испытаний, проверок и ремонтов, а также количества средств диагностики состояния систем, важных для безопасности атомных станций. Представлены результаты расчетного моделирования для конкретных систем серийных энергоблоков с ВВЕР 1000.

Представлены оригинальные методы оптимизации периодичности, объемов и последовательности процедур при планировании ремонтов и испытаний оборудования систем безопасности атомных электростанций. На основе риск-ориентированных подходов представлены результаты расчетного моделирования по обоснованию изменений проектных стратегий планирования ремонтов и испытаний систем безопасности с целью повышения общего уровня надежности и сокращения сроков проведения технического обслуживания и ремонта.

Освещен передовой международный и отечественный опыт в области организации и применения средств и методов эксплуатационного контроля атомных электростанций. Рассмотрены основые подходы, принципы и критерии оптимизации систем контроля атомных электростанций с водо-водяными реакторами. Приведены оригинальные методы оптимизации средств контроля состояния металла трубопроводов и теплоносителя. Раскрыты современные подходы к совершенствованию системы радиационного контроля герметичности теплообменных труб парогенераторов, определена периодичность его проведения. Рассмотрены вопросы формирования и реализации системы контроля радиационно-опасных работ.

Проаналізовано результати валідації теплогідравлічних кодів з експериментальними даними, одержаними на інтегральному стенді РМК, який модулює аварію з розгереметизацією реакторного контура. Визначено пріоритет використання теплогідравлічних кодів для аналізу аварій з розгерметизацією натурних установок ВВЕР.

Приведены оригинальные разработки по научно-техническим обоснованиям приоритетных современных мероприятий по повышению безопасности атомных электростанций с водо-водяными реакторами: разработка и внедрение оперативной системы диагностики термоакустической неустойчивости активной зоны реактора, обоснование работоспособности и надежности систем быстродействующих редукционных устройств и регулирования систем аварийного охлаждения реактора при управлении доминантными для безопасности авариями. Отмечено, что эффективным инструментом для количественных оценок приоритезации модернизаций и мероприятий по повышению безопасности является применение риск-ориентированных подходов, которые определяют нормируемые вероятностные показатели риска/безопасности в зависимости от вероятности возникновения ИСА (исходное событие аварии) и условных вероятностей событий, приводящих к негативным для безопасности последствиям.

Проанализирован отечественный и зарубежный опыт оптимизации планирования и организации ремонта энергоблоков АЭС (на примере АЭС Ловииса, Финляндия). На основе принципов технико-экономической целесообразности и обеспечения приемлемого уровня безопасности сформулированы условия оптимизации коэффициента использования установленной мощности, в которых доминантное значение имеет продолжительность работ планово-предупредительных ремонтов энергоблоков. Обоснованы рекомендации по оптимизации планирования испытаний и ремонта систем безопасности. Разработаны расчетные модели стратегий планового ремонта и испытаний. Дана методика оптимизации комплексных испытаний защитной оболочки на герметичность. Усовершенствованы методы контроля металла в период ремонтной кампании энергоблока, в частности, разработан вероятностный метод оптимизации эксплуатационного контроля металла трубопроводов 1-го контура АЭС с водо-водяным энергетическим реактором. Даны методы реализации концепции перехода на ремонт по техническому состоянию.

Приведены обобщение и анализ нормативно-технической и методической базы по управлению старением и продлению срока эксплуатации энергетических блоков (ЭБ) АЭС с водо-водяным энергетическим реактором. Изложены основные положения по продлению эксплуатации ЭБ АЭС, методов продления эксплуатации электротехнического оборудования и информационно-управляющих систем. Описаны методы и подходы к оценке технического состояния и продления срока эксплуатации реактора, тепломеханического оборудования.

Проанализированы состояние и опыт разработок по моделированию и управлению запроектными (в том числе тяжелыми) авариями на атомных электростанциях. Предложено методическое обеспечение руководств по управлению запроектными авариями с потерей теплоносителя на основе моделируемых критических конфигураций систем, обеспечивающих выполнение необходимых функций безопасности реакторной установки. Представлен проект симптомно-ориентированных руководств по управлению запроектными авариями с потерей теплоносителя на серийных энергоблоках с водо-водяным энергетическим реактором (ВВЭР), в частности ВВЭР-1000, на основе разработанного методического обеспечения и известных результатов углубленного анализа безопасности.

Представлен предварительный анализ причин и последствий тяжелых аварий на АЭС Fukushima. Проведен анализ возможности возникновения экстремальных событий, связанных с затоплением промплощадки Запорожской АЭС, возникновением парогазовых взрывов на АЭС с водо-водяным энергетическим реактором (ВВЭР) и других явлений, имевших место при тяжелых авариях. Представлены оригинальные разработки по симптомно-ориентированным подходам идентификации перечней исходных событий тяжелых аварий, по обоснованию критериев взрывобезопасности и оптимизации управления процессами при тяжелых авариях, а также по методическому обеспечению управления запроектными авариями на ВВЭР для предотвращения их перехода в стадии тяжелых аварий.

Зазначено, що у разі подовження термінів експлуатації атомних електростанцій основним питанням є обгрунтування можливості подовження термінів експлуатації корпусу реактора, що визначає економічну доцільність подальшої експлуатації енергоблока в цілому. Істотний вплив на залишковий ресурс корпусу реактора чинять термічні навантаження, у тому числі є можливим термоудар у випадку аварій з "нещільним" реакторним контуром. Розвинено критеріальні методи оцінки умов термоудару на корпус реактора, причому увага акцентується не на відомих кореляційних підходах, а на додаткових критеріях, пов'язаних із завершеністю процесів теплообміну та умовами міцності металу корпусу реактора за термічних навантажень. Запропонований критеріальний метод може бути основою для оперативної системи діагностики умов термоудару на корпус реактора у випадку аварій з "нещільним" реакторним контуром.

Проанализирован опыт внедрения риск-ориентированных подходов (РОП) в ядерной энергетике. Рассмотрены основные положения РОП. Изучено развитие РОП для повышения безопасности атомных электростанций. Разработан метод обоснований необходимости модернизации быстродействующих редукционных установок сброса пара в атмосферу. Исследовано развитие РОП для внедрения концепции ремонта по техническому состоянию. Освещены основные положения данной концепции. Изложен метод установления определяющих параметров технического состояния оборудования. Охарактеризовано развитие РОП для оптимизации испытаний, обслуживания и контроля.

Изучены основные причины и экологические последствия аварии на АЭС Fukushima-Daiichi. Проанализированы результаты Национального отчета Украины по стресс-тестам переоценки экологической безопасности атомной энергетики Украины. Исседована эффективность методов анализа безопасности. Приведены методы переоценки безопасности атомной энергетики при запроектных авариях, а также методы повышения эффективности стратегий управления запроектными авариями на АЭС с водо-водяным энергетическим реактором.

Цель работы - разработка метода моделирования условий возникновения критических по надежности гидроударов по напорным насосам трубопроводных систем тепловых (ТЭУ) и ядерных (ЯЭУ) энергоустановок на основании общих положений теории теплогидродинамической неустойчивости (ТГДН). На основании разработанного метода определены условия возникновения критических по надежности гидроударов по насосам для типичной трубопроводной системы ТЭУ и ЯЭУ. При минимально допустимой (критической) чувствительности расходной характеристики амплитуды колебаний скорости (расхода) потока достигают критических значений, при которых происходит отказ по работоспособности рабочих элементов насосов. Возникновение критических гидроударов соответствует переходу колебательной ТГДН в апериодическую. Перспективным подходом в отношении предотвращения критических гидроударов представляется приоритет использования насосов с наиболее чувствительной расходной (сетевой) характеристикой (при прочих равных технических возможностях). Новизна работы заключается в предложенном авторами методе, который в отличие от традиционных подходов определяет условия возникновения гидроударов по насосам как переход колебательной ТГДН в апериодическую неустойчивость.

Авария с полной потерей длительного электроснабжения, вызванная затоплением цунами, была основной причиной повреждения ядерного топлива, разрушительных парогазовых взрывов и катастрофических экологических последствий на АЭС Фукусима - Дайичи в 2011 г. После Фукусимской аварии все мировое ядерное сообщество под эгидой МАГАТЭ и Национальных органов регулирования ядерной безопасности пришло к однозначному заключению о необходимости совершенствования противоаварийных мероприятий и технических средств для повышения эффективности управления авариями на ядерных энергоустановках при полной потере длительного электроснабжения. Одним из таких подходов решения указанной проблемы является разработка и внедрение аварийного питательного насоса (АПН) с пароприводом (ПП) от парогенератора ядерной энергоустановки, не требующего электроснабжения и обеспечивающего адекватное дублирование проектной системы аварийного питательного электронасоса. Разработаны методы квалификации на надежность и работоспособность АПН с ПП управления авариями с полной потерей длительного электроснабжения на ядерных энергоустановках. Определяющими факторами квалификации надежности АПН с ПП являются причины, условия и последствия гидродинамических ударов, которые сопровождаются импульсным высокоамплитудным ростом давления и резким торможением потока. В результате расчетной квалификации надежности АПН с ПП управления авариями с полной потерей длительного электроснабжения установлено, что максимальные амплитуды давления гидроударов не превышают 0,2 МПа. Уменьшение максимальных амплитуд давления гидроударов возможно за счет сокращения времени пуска АПН с ПП и влияния параметров чувствительности напорно-расходной характеристики насоса. В результате расчетно-экспериментальной квалификации работоспособности АПН с ПП для управления авариями с полной потерей длительного электроснабжения установлено, что минимально допустимое давление пара в парогенераторе составляет 0,18 Мпа, а время выхода на рабочий (установившийся) режим - не менее 750 с. В этом интервале относительная мощность остаточных тепловыделений значительна и составляет не более 70 %. Поэтому необходимо обоснование альтернативных технических решений для эффективного управления авариями с полной потерей длительного электроснабжения на начальном этапе до выхода насоса с ПП на рабочий (установившийся) режим.