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

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 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 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