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

  Скачати повний текст

Дисертацію присвячено вивченню теоретичних та практичних аспектів соціо-екологічного діалогу, предметом якого є використання ядерної енергетики. Висунуто і обгрунтовано концепцію соціального діалогу як дворівневої системи соціо-технологічної діяльності. Показано спроможність концепції соціального діалогу як фундаментальної соціальної технології, що дає можливість використовувати соціальний діалог у соціальному управлінні під час вирішення конфліктів цінностей. Розглянуто партнерів соціо-екологічного діалогу, предметом якого є ядерна енергетика. Доведено: діяльність із використанням ядерної енергії є соціальним інститутом, що перебуває у фазі становлення, а всесвітній екологічний рух - рухом соціальним. Вивчено соціальні технології, що використовують партнери соціо-екологічного діалогу. Одержано більш глибокий розвиток теоретичних досліджень із створення узагальненого алгоритму формування соціальної технології.

  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

  Скачати повний текст

  Скачати повний текст

Результати дослідження узагальнено залежностями, які встановлюють взаємозв'язок між інтенсивністю теплообміну та режимними параметрами системи охолодження, температурою та щільністю зрошення охолоджуваної поверхні. Удосконалено метод сплайн-ідентифікації теплових потоків на поверхні тіл, за яким використовується "ковзну" сплайн-апроксимацію шуканого теплового потоку та завдяки істотному зниженню вимірності вектора шуканих параметрів, значно підвищується швидкодія алгоритма, отже, з'являється можливість використання методу безпосередньо в цифрових системах керування охолодженням тіл. Отримано критеріальне рівняння, що дозволяє одержувати оцінки максимальних похибок, які виникають у разі одновимірної сплайн-ідентифікації теплових потоків. Наведено методику одновимірної сплайн-ідентифікації теплових потоків з використанням алгоритму дискретного оптимального фільтра Калмана, яка дозволяє враховувати неоднорідність температурного поля на досліджуваних поверхнях. Запропоновано динамічні моделі пневмогідравлічної частини системи охолодження, які дозволяють враховувати динаміку взаємодії теплоносія з охолоджуваною поверхнею на перехідних режимах.

  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

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

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

Розроблено технологічні засади оцінки характеристик функціонування катіонітних фільтрів для обробки теплоносіїв енергоустановок. Експериментально досліджено процес іонного обміну на катіоніті КУ-2-8, одержано кінетичне рівняння в безрозмірній формі з єдиним аргументом. Досліджено структуру та властивості фільтруючого шару іонітів КУ-2-8 та КБ-4, за результатами якого одержано залежності для визначення ширини та швидкості пересування сорбційного фронту. Обгрунтовано можливість підвищення ефективності систем обробки теплоносіїв. Удосконалено методику розрахунку часу виснаження та робочої обмінної ємності (РОЄ) катіонних фільтрів. Запропоновано методику розрахунків параметрів робочого режиму катіонітних намивних іонообмінних фільтрів.

  Скачати повний текст

Розроблено наукові принципи побудови технологічних процесів виготовлення труб-оболонок твел, що забезпечують їх властивості та тривалість експлуатації у активних зонах ядерних реакторів. Визначено механізми структуроутворення та досягнення необхідних властивостей металу в нових технологічних схемах виготовлення зливків, трубної заготовки та труб зі сплаву цирконію з ніобієм. Розвинуто модель зміцнення та структуроутворення в технологічних процесах виробництва труб-оболонок з корозійностійкої сталі з використанням холодної деформації великих ступенів, раціональних режимів термічної та хіміко-технологічної обробки. Запропоновано технологію зерномежевого проектування за рахунок виробництва труб з монокристалів і конструювання низькоенергетичних меж зерен у полікристалах. На базі використання нових засобів обробки одержано зовнішню та внутрішню поверхню труб з показниками шорсткості поверхні та її корозійних властивостей на рівні, що перевищують стандартні. Результати комплексного дослідження властивостей, текстури, фазового складу, орієнтації гідридів, корозійної стійкості, повзучості дослідних партій труб-оболонок зі сплаву цирконію з ніобієм підтвердили їх високу якість, властивості, надійність, можливість промислового виробництва в Україні.

  Скачати повний текст

Для металу зварного шва з підвищеним вмістом нікелю та марганцю (0,97 % ваг) ступінь радіаційного окрихчування перевищує нормативну величину. Експериментально доведено, що нову статистичну методологію Майстер кривої можна застосовувати для прямого визначення в'язкості руйнування корпусних сталей реактора ВВЕР-1000 у вихідному та опроміненому стані. Показано, що нормативний підхід у деяких випадках суттєво недооцінює в'язкість руйнування корпусних матеріалів. Продемонстровано, що якщо враховувати межу міцності матеріалів, то зсув кривої Шарпі внаслідок опромінення може бути використаний, щоб адекватно охарактеризувати зсув кривої в'язкості руйнування.

  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

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

Удосконалено методи розрахунку повзучості та тривалої міцності елементів конструкцій за рахунок створення нового методу щодо визначення впливу теплової та радіаційної повзучості на коливання та стійкість конструкцій у разі змушеного відхилення у "малому" від основного стану. Запропоновано методи для чисельного розрахунку, які базуються на методі скінченних елементів і спільному розв'язанні початково-крайових задач повзучості у "основному" стані та коливанні й стійкості зрівноваженого стану конструктивних елементів за збуреного загального стану. Наведено програмні розробки щодо визначення впливу теплової та радіаційної повзучості на коливання та стійкість тонкостінних елементів конструкцій, розрахункові схеми яких відповідають уточненим стержневим моделям. Вперше визначено якісні та кількісні закономірності впливу терморадіаційної та динамічної повзучості стержневих елементів конструкцій, а також встановлено зміни у їх спектрі частот і межі критичних сил втрати стійкості. Одержано важливі оцінки безпеки транспортування та збереження металокерамічних контейнерів-упаковок з радіоактивними відходами, які проектуються у Національному науковому центрі "Харківський фізико-технічний інститут".

  Скачати повний текст

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

Досліджено вплив мікродомішок на стан води, які необхідні для розробки наукових засад і новітніх технологій утилізації рідких радіоактивних відходів (РРВ). Одержано та проаналізовано інформацію щодо шляхів міграції радіонуклідів на реакторі. Визначено склад радіонуклідів та їх концентрацію в РРВ. Удосконалено технологію системи переробки РРВ, обгрунтовано можливість використання очищеної радіоактивної води для технічних потреб реактора. Подано результати досліджень впливу розміру молекул поверхнево-активних речовин (ПАР) на динаміку молекул води. Наведено результати дослідження водних розчинів ПАР, проаналізовано вплив на дані системи домішок твердого сорбенту.

  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