Проаналізовано особливості розробки моделей і методів автоматизації процесу експертизи для оцінки безпеки інформаційно-керувальних систем (ІКС) АЕС, а також створення автоматизованої системи підтримки експертної діяльності (АСПЕД). Наведено модель експертизи ІКС АЕС за критеріями ядерної та радіаційної безпеки, класифіковані зауваження експертизи. Запропоновано структуру АСПЕД та окремих її модулів, зокрема бази знань з ІКС АЕС. Висвітлено метод незалежного диверсного аналізу надійності ІКС АЕС. Розроблено метод статистичної оцінки результатів виконаних експертиз ІКС АЕС, а також відповідний програмний модуль включено до складу АСПЕД. Охарактеризовано програмну реалізацію АСПЕД, яка є системою підтримки прийняття рішень експертами у разі оцінки безпеки ІКС АЕС.

  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

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

  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

Розроблено повномасштабні тривимірні розрахункові моделі складних ядерно-небезпечних об'єктів Чорнобильської АЕС (реактору РВПК-1000, сховища відпрацьованого ядерного палива (СВЯП-2), паливовмісних мас об'єкту "Укриття"), що найбільш адекватно відображають усі їх конструктивні особливості та масо-габаритні параметри. На основі розроблених моделей проведено розрахунки, що обгрунтовують ядерну безпеку та подають вхідну інформацію для подальших розрахунків радіаційних характеристик об'єктів. За результатами проведеного аналізу чутливості зроблено обгрунтовані спрощення моделей та описано базові моделі. Наведено схему розрахунків та експериментальних досліджень радіаційних характеристик реакторних конструкцій для енергоблоків АЕС з реакторами РВПК.

  Скачати повний текст

Установлено, що наслідком електронагріву є електродинамічні сили, що визначають вібрацію поверхні нагріву та виникнення ТАК. Доведено вплив електродинамічних сил на вібрацію поверхні теплообміну. Установлено істотну відмінність акустичних спектрів, одержаних за змінного й акумуляторного струму, експериментально доведено, що відмінності у таблицях критичного теплового потоку визначаються видом обігріву. Установлено причини появи S-подібних кривих кипіння. Розроблено метод вимірювання температури поверхні нагріву з застосуванням індикатора. Установлено факт зниження гідравлічного опору каналу, що обігрівається, за рахунок електродинамічної вібрації стінок каналу. Розроблено метод діагностики снарядно-пробкових режимів двофазного потоку. Установлено закономірність самоорганізації двофазного потоку за кризи течії. Одержано вирази для розрахунку швидкості звуку та частотних характеристик каналів з двофазними та підкипаючими потоками. Розроблено моделі течії телоносія в каналах, що обігріваються, показано можливість реалізації за цих умов високочастотних коливань. Розроблено метод розрахунку радіаційного підйому тиску у пароводяному інжекторі. спектра акустичного сигналу від характеру течії. Розроблено положення щодо створення системи акустичного контролю протікання даних з'єднань верхнього блока реактора ВВЕР-1000. За результатами досліджень розроблено практичні додатки.

  Скачати повний текст

Розроблено та досліджено цифрові автоматичні системи регулювання (АСР) барабанними котлами середньої потужності та парогенераторами енергоблоків АЕС з реакторами ВВЕР. Для синтезу нових цифрових систем регулювання розроблено аналітичну модель динаміки барабанного котла та експериментально-аналітичну модель динаміки ділянки живлення барабанних парогенераторів енергоблока АЕС з реактором даного типу. З метою стабілізації рівня води в барабанних парогенераторах запропоновано цифровий оптимальний ПІ-регулятор, для оптимального управління всім барабанним котлом - цифровий багатовимірний ПІ-регулятор і його модифікацію з об'єднаним каналом "паливо - повітря". Розроблено багатовимірний цифровий оптимальний ПІ-регулятор з метою управління всією ділянкою живлення енергоблока АЕС з реактором ВВЕР-1000.

  Скачати повний текст

Розвинуто методи синтезу систем автоматичного керування з одним змінним параметром на основі модифікації методів одновимірного пошуку для оптимізації векторних функцій за покроковим підходом, що передбачають урахування умов стійкості систем керування та вимог до їх показників якості. Використання даних методів дозволяє підвищити рівень автоматизації процесу синтеза. Розроблено методи багатокритеріального параметричного синтезу систем автоматичного керування з використанням одновимірних методів, які формалізують завдання управління процесами та суттєво покращують показники якості систем. Розвинуто статичні та динамічні математичні моделі систем керування ядерним реактором у просторі станів, що забезпечують обчислення статичних помилок і проведення параметричного синтезу систем керування тепловою потужністю та дозволяють підвищити якість процесів. Розвинуто параметричний синтез систем керування парогенератора. Розроблено динамічі моделі та проведено ідентифікацію їх параметрів з використанням методів оптимізації, що дозволяє підвищити якість основних процесів у системі керування продуктивністю. Побудовано математичні моделі для систем керування потужністю теплоносія реакторної установки за моделями систем керування реактора та парогенератора. Проведено багатокритеріальний параметричний синтез систем, який забезпечує визначення оптимального закону керування та підвищення надійності систем.

  Скачати повний текст

Наведено розв'язок задачі багатокритеріального параметричного синтезу інтелектуальних систем автоматичного керування (САК) енергоблоків атомних станцій генетичними алгоритмами на базі розвитку моделей САК і методів оптимізації їх прямих показників якості та покращених інтегральних квадратичних оцінок. Одержано математичні векторні моделі багатокритеріальних показників якості САК, що враховують критерії стійкості, показники якості та дозволяють формалізувати постановки задач синтезу САК. Розроблено методи синтезу САК на підставі модифікації генетичних алгоритмів для оптимізації узагальненого векторного критерія, що підвищує надійність синтезу оптимальних САК. На базі моделей САК енергоблока проведено синтез регуляторів для нормальних режимів експлуатації.

  Скачати повний текст

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

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 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

Виявлено основні закономірності впливу режимів попередньої пластичної деформації (ППД) на напруження сколювання наводненої та ненаводненої теплостійкості сталі. З'ясовано, що збільшення ППД розтягом і комбінованим розтягом збільшує напруження сколювання ненаводненої теплостійкості сталі у порівнянні з первісним матеріалом. Встановлено, що у всіх випадках напруження сколювання за комбінованого розтягу залишається меншим, ніж після звичайного ППД. Вперше виявлено зниження ефекту попереднього термомеханічного навантаження (ПТН) теплостійкої сталі внаслідок електролітичного наводнювання. Розроблено методику оцінки впливу попереднього термомеханічного навантаження на опір крихкому руйнуванню теплостійкої сталі на базі аналізу НДС методом скінченних елементів і локального критерію руйнування, що передбачає досягнення нормальним напруженням критичного значення на певній відстані від вістря тріщини, встановленій на підставі фрактографічних оцінок зародження сепаратної тріщини в околі її вершини.

  Скачати повний текст

Проведені експериментальні дослідження впливу експлуатаційних та технологічних факторів на ефективність та стійкість підвищення опору крихкому руйнуванню теплостійких сталей після різних режимів попереднього термомеханічного навантаження (ПТН), а також факторів, що спричиняють цей ефект. Розроблено методику оцінки ефективності різних режимів ПТН та стійкості ефекту ПТН під впливом різних експлуатаційних факторів, яка грунтується на урахуванні зміни напружено-деформованого стану під час ПТН за рахунок затуплення вершини тріщини, деформаційного зміцнення матеріалу та залишкових напружень біля вершини тріщини. Запропоновано методику розрахунку залишкової довготривкості елементів конструкцій з поверхневими тріщинами після ПТН.

  Скачати повний текст

Проаналізовано особливості сорбційно-десорбційної поведінки урану (VI) та церію (ІІІ) в об'єктах довкілля в присутності комплексотвірних лігандів природного та техногенного походження. Розкрито значну роль у процесах сорбції U(VI) гідроксидів кремнію Fe(III), осаджених на поверхні глинистих компонентів, які підвищують іммобілізацію U(VI) в об'єктах навколишнього середовища. Визначено вплив гідроксидів (ГК) Al(III), який, незалежно від їх вмісту на глинистих мінералах, на фіксацію U(VI) несуттєвий. Досліджено, що для зразка мінералу з осадженими гуміновими речовинами в присутності іонів високозарядного елементу - церію, спостерігається його сорбція, за значних концентрацій металу - десорбція гумінових кислот з поверхні мінералу з утворенням розчинних комплексів ГК-Ce(III) як енергетично більш вигідний процес від утворення комплексів [поверхня мінералу-ГК-Ce(III)], який сприяє підсиленню його рухливості в довкіллі. Встановлено, що розчинні комплексотвірні ліганди суттєво впливають на сорбційно-десорбційну поведінку U(VI) та Ce(III), підсилюючи рухливість металів в об'єктах довкілля. Описано особливості десорбції урану (VI) з поверхні Al(Fe)-модифікованих зразків комплексотвірними лігандами й обгрунтовано вибір найбільш ефективного реагенту - лимонної кислоти, та умов його застосування для дезактивації забруднених ураном (VI) грунтів і шламів. Доведено ефективність застосування сорбційного методу для очищення уранвмісних вод з використанням сапоніту як сорбенту з високим вмістом заліза.

  Скачати повний текст

  Скачати повний текст

Розглянуто актуальні проблеми створення і модифікації методів, алгоритмів і програм моделювання компонентів гнучких виробничих систем (ГВС), призначених для проведення радіологічного моніторингу за умов недетермінованого середовища в полях потоків гамма-випромінювання, утворених забруднюючими факторами у вигляді відкритих зосереджених і просторово розподілених джерел іонізуючого випромінювання. Запропоновано оригінальну методологію інформаційного моделювання ГВС радіологічного моніторингу, до основи якої покладено іконометричний підхід. Розроблено алгоритми отримання інформаційних моделей ГВС радіологічного моніторингу, а також створено новий клас приладів радіологічного моніторингу - систему візуалізації потоків іонізуючого випромінювання (систему гамма-бачення).

  Скачати повний текст

Обгрунтовано вибір даних сполук як матеріалу для ефективних детекторів іонізуючого випромінювання. Проведено комплексне дослідження детекторів з CdTe та CdZnTe, вивчено їх електрофізичні, дозиметричні та радіаційні характеристики. Для корекції енергетичної залежності детекторів розраховано різні конструкції детектор - поглинаючий фільтр. Проведено дослідження радіаційної стійкості детекторів. Показано, що радіаційна деградація детекторів з CdZnTe відбувається за значно більшої поглинаючої дози, ніж для CdTe. .

  Скачати повний текст

Досліджено та комплексно вирішено проблеми створення сучасної технічної бази для випробувань обладнання ядерних енергетичних об'єктів, регламентованих Національною програмою подовження строків експлуатації українських АЕС. Наведено результати розробки структур електрофізичної радіаційної техніки для функціональних випробувань (кваліфікації), а також методик і технічних систем метрології таких випробувань. Розроблено та реалізовано метод вимірювання та формування радіаційних полів великих об'ємів шляхом трансформування вузьких пучків електронів у широкі рівномірні потоки випромінювання та вирівнювання їх спектра щодо параметрів, характерних для АЕС. Обгрунтовано методику підвищення надійності електрофізичних радіаційних установок шляхом контролю за станом їх компонентів. Запропоновано та реалізовано відповідні технічні засоби. Розроблено технологічні регламенти кваліфікації кабелів, які дають змогу визначити їх реальний ресурс. Одержано результати експериментальних комплексних випробувань нової кабельної продукції, призначеної для використання у сигнальних мережах АЕС. Створено установку, з використанням якої реалізовано всі вимоги, необхідні для кваліфікаційних випробувань обладнання АЕС за робочих і аварійних режимів їх експлуатації.

  Скачати повний текст