Присвячено вирішенню актуальної науково-технічної проблеми достовірного визначення системами контролю за АЕС величин параметрів безпеки, використовуючи сучасні підходи до моделювання процесів, що відбуваються в ядерних установках. Проведено комплексний аналіз, систематизацію та виявлення недоліків визначення величин нейтронно-фізичних характеристик у відповідних системах контролю, що наразі експлуатуються на АЕС, розроблено вдосконалені алгоритми та програмні засоби для визначення величин реактивності та періоду реактора, які вже впроваджено в сучасні системи контролю. На основі вдосконаленої аналітичної моделі динамічних процесів в активній зоні ядерного реактора розроблено програмне забезпечення розрахунку процесу спрацювання прискореного попереджувального захисту та відключення останнього з працюючих живильних турбонасосів на ВВЕР-1000. Розглянуто модель обґрунтування вибору консервативних припущень під час аналізу ядерної безпеки систем зберігання відпрацьованого ядерного палива ВВЕР. Представлено аналіз систем і моделей, що застосовуються для визначення величин показників безпеки в системі представлення параметрів безпеки реактора ВВЕР-1000, в моделі ймовірнісного аналізу безпеки тощо.

• Борисенко Володимир Іванович (технічні науки)

  Якщо, ви не знайшли інформацію про автора(ів) публікації, маєте бажання виправити або відобразити більш докладну інформацію про науковців України запрошуємо заповнити "Анкету науковця"