Основная причина ускоренного охрупчивания сварных соединений корпусов в начальные периоды их эксплуатации - обратимая отпускная хрупкость, вызываемая повышенной концентрацией диффузионно-подвижных примесей, особенно фосфора. Сегрегация примесей на границах зерен зависит как от температурно-временных условий работы корпуса, так и плотности радиационных дефектов кристаллической решетки. Повышенное содержание никеля усиливает сегрегацию. Заметное влияние на деградацию свойств сварных соединений оказывает насыщение металла диффузионным водородом, вызывающим статическую усталость.

На примере 1-й топливной загрузки блока N 5 Запорожской АЭС проанализированы данные расчета поля энерговыделения в активной зоне реактора типа ВВЭР-1000. Расчеты проводились по специализированным крупносеточным диффузионным программам сопровождения эксплуатации БИПР-7, АЛЬБОМ-90, PYTHIA-4. Выработаны рекомендации по использованию данных расчета полей энерговыделения для определения флюенсов быстрых нейтронов, воздействующих на корпус реактора.

Отримано уточнені критерії подібності теплообмінних процесів в активній зоні реактора з урахуванням структури тепловидільних елементів.

Дисертацію присвячено розробці нової технології виявлення розгерметизованих оболонок твелів акустичним методом у 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 тепловидільна 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 в рідину. Експериментально встановлено, що характерні частоти генерованих коливань укладаються в діапазон приблизно 400-800 Гц. Випробування дослідного зразку установки в промислових умовах АЕС показали, що рівень корисного сигналу в рідині перевищує рівень промислового шуму майже на 7-8 порядків. За швидкістю визначення розгерметизованого стану розроблена система дає виграш часу 2 години на одну ТВЗ у порівнянні з традиційною системою.

На основі раніш розроблених критеріїв теплогідродинамічної подоби встановлено, що інтегральні стенди ІСБ та ПСБ не відповідають у повній мірі умовам моделювання реакторного контура ВВЕР 1000. Обгрунтовані технічні заходи по удосконаленню цих стендів.

Шумові сигнали на виході вимірювачів головних технологічних параметрів ядерної енергетичної установки (нейтронного потоку, динамічного тиску тощо) несуть важливу інформацію про технічний стан устаткування. Розроблено ефективні алгоритми розпізнавання випадкових процесів, які після відповідного спектрального перетворення розглядаються як багатомірні випадкові вектори. Автоматичну класифікацію цих векторів у розроблених алгоритмах реалізовано на основі функції вірогідності, зокрема байесівського класифікатора та розв'язуючих функцій. Застосування байесівського класифікатора базується на побудові багатомірних розподілів ймовірностей у ознаковому просторі відповідної мірності, за допомогою якого описано випадкові вектори-реалізації відповідних образів, що підлягають автоматичній класифікації.

Індекс рубрикатора НБУВ: З464.21-012

Рубрики:

Водоводяні реактори

Шифр НБУВ: РА308370 Пошук видання у каталогах НБУВ 

За результатами виконаних раніше досліджень високотемпературних газових реакторів доведено можливість заміни стрижневих тепловидільних збирань ВВЕР-1000 кульовими з багатошаровим керамічним покриттям, що виключатиме можливість розплаву активної зони та виходу уламків ділення.

Запропоновано результати валідації коду RELAP5/M3.2 стосовно даних перехідного процесу під час розвантаження енергоблока ВВЕР 1000/320 внаслідок відключення турбонасоса. Одержано задовільне узгодження розрахункових та експлуатаційних даних.

Визначено вміст трансуранових ізотопів у відпрацьованому ядерному паливі реакторів ВВЕР-440 і ВВЕР-1000 з використанням програми WIMSD-4. Виявлено значну нерівномірність розподілу ізотопів у паливі в поперечному перерізі тепловидільного збирання ВВЕР-1000 після закінчення терміну його експлуатації.

Запропоновано метод, який дозволяє оцінити оптимальний термін роботи енергоблоків типу ВЕЕР у випадку подовження кампанії з використанням від'ємних ефектів реактивності. Проаналізовано фактори, що визначають економічну ефективність подовження кампанії.

  Скачати повний текст

Проведен анализ возможных причин недостоверности показаний тензодатчиков, которые установлены на захвате рабочей штанги перегрузочной машины АЭС с реакторами ВВЭР-1000.

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.

Індекс рубрикатора НБУВ: З464.21-035

Рубрики:

Водоводяні реактори

Шифр НБУВ: Ж69121 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Наведено стислий опис кода NESTLE розроблених моделей реакторів ВВЕР та результати розрахунків перехідних процесів, що мали місце в енергоблоках Рівненської та Запорізької АЕС.

Для подтверждения разработанной методики проведен гидравлический и тепловой расчет подогревателя высокого давления (ПВД) ПВ-2500-97 в схеме турбоустановки К-1000-60/3000. При заданных входных параметрах питательной воды, греющего пара и конструкции ПВД определяется температура жидкости на выходе. Определено количество питательной воды, которое направляется в охладитель конденсата.

Описано процес борного регулювання на АЕС із реакторною установкою типу ВВЕР-1000. Визначено критерій оптимального керування процесом зміни концентрації борної кислоти в теплоносії першого контуру та поставлено задачу оптимального керування. Запропоновано алгоритм оптимального керування процесом з урахуванням нерівномірності розподілу потужності енерговиділення реактора на прикладі одного з режимів нормальної експлуатації реакторної установки.

Описан процесс борного регулирования на АЭС с реакторной установкой типа ВВЭР-1000. Сформулирован критерий оптимального управления процессом изменения концентрации борной кислоты в теплоносителе первого контура и поставлена задача оптимального управления. Предложен алгоритм оптимального управления процессом с учетом неравномерности распределения мощности энерговыделения реактора на примере одного из режимов нормальной эксплуатации реакторной установки.

Розроблено метод локальної верифікації карт режимів течії у стрижневих складаннях на підставі визначення розподілу ентальпії потоку з урахуванням міжканального обміну та алгоритмів класифікації випадкових процесів.

Проаналізовано результати валідації теплогідравлічних кодів з експериментальними даними, одержаними на інтегральному стенді РМК, який модулює аварію з розгереметизацією реакторного контура. Визначено пріоритет використання теплогідравлічних кодів для аналізу аварій з розгерметизацією натурних установок ВВЕР.