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 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 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