Індекс рубрикатора НБУВ: З464.21-012

Рубрики:

Водоводяні реактори

Шифр НБУВ: РА308370 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.

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.

Представлено результати робіт із забезпечення достовірності даних, що одержано у процесі спектрометричних вимірювань нейтронно-активаційних детекторів, опромінених біля зовнішньої поверхні корпусу ВВЕР. Показано, що значення питомих активностей детекторів можна використовувати під час процедури верифікації методики моніторування радіаційного навантаження корпусу реактора.

Розроблено принципово новий підхід до визначення умов опромінення зразків-свідків (ЗС) у реакторах корпусного типу, що експлуатуються на АЕС в Україні, який базується на моделюванні 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.

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. У 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.

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.

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.

Розглянуто архітектуру, принципи побудови, реалізацію та програмне забезпечення аналізатора для виконання комплексу нових експериментів на фільтрованих пучках нейтронів на реакторі ВВР-М із використанням модернізованої установки дослідження кутового розсіювання нейтронів.

Представлены результаты расчетного исследования влияния температурных характеристик теплоносителя и топлива на эффективность использования ядерного топлива. Получены аппроксимирующие результаты численных расчетов аналитического уравнения, позволяющие выполнить предварительную оценку для реакторов водо-водяного типа.

Індекс рубрикатора НБУВ: З464.21-01

Рубрики:

Водоводяні реактори

Шифр НБУВ: Ж69121 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Досліджено, розраховано та проаналізовано нейтронні поля дослідницького реактора ВВР-М Інституту ядерних досліджень НАН України як базової ядерно-фізичної установки для проведення фундаментальних і прикладних досліджень, а також для організації дослідно-промислового виробництва радіоізотопної продукції для різних сфер використання. Розрахунки виконано за допомогою методу статистичних випробувань (метод Монте-Карло) з використанням комп'ютерної програми MCNP-4C. Одержано дані за спектрами нейтронів і величинами щільності нейтронних потоків за потужності реактора 10 МВт для всіх технологічних пристроїв, призначених для робіт із нейтронами: 19 вертикальних експериментальних каналів для опромінювальних робіт і 10 горизонтальних каналів, по яких пучки виводяться з реактора. Показано вплив нейтронних пасток (водних порожнин), змонтованих в активній зоні, на характеристики виведених із реактора пучків нейтронів. Наведено рекомендації щодо оптимізації компоновки активної зони реактора для розширення можливостей його використання як джерела нейтронів в експериментальних дослідженнях.

Проведен расчет температуры стенки и коэффициента запаса к кризису теплоотдачи для максимально нагруженной тепловыделяющей сборки во время переходного процесса, вызванного изменением мощности реактора. Показано, что в первые часы после начала переходного процесса складываются благоприятные обстоятельства, рост температуры наблюдается внизу активной зоны и не является опасным.

Рассмотрена структура аппаратного комплекса для проведения испытания на плотность системы герметичного ограждения энергоблока с реактором ВВЭР-1000, используемого в настоящее время, и предложена новая, позволяющая избежать ряда недостатков.

Одержано нові експериментальні дані про зміни ентальпії поперечних потоків у стрижневій збірці, що обігрівається, в широкому діапазоні зміни відносної ентальпії при тисках, близьких до критичного значення. Вперше на основі одержаних експериментальних даних удосконалено математичну RNG модель двофазного турбулентного потоку. Вперше модифіковано тривимірну нестаціонарну математичну модель течії теплоносія в каналі складної геометрії з урахуванням сильної нелінійності теплофізичних параметрів у навколокритичній області та нестаціонарності. Вперше визначено області погіршеного теплообміну в семистрижневій збірці з різким збільшенням температури поверхні, що обігрівається, знайдено граничні умови їх існування в стаціонарних і нестаціонарних режимах.

Проведена верификация данных по кризису теплоотдачи, которые были получены с помощью расчетного теплогидравлического кода RELAP-5/MOD3. Было обнаружено, что табличный метод ACEL, на котором основывается расчет критических тепловых потоков в коде RELAP, дает завышенные значения в области высоких давлений по сравнению с экспериментальными данными в среднем на 25 %, но при снижении давления завышение может достичь 40...50 %.

Присвячено вирішенню актуальної науково-технічної проблеми достовірного визначення системами контролю за АЕС величин параметрів безпеки, використовуючи сучасні підходи до моделювання процесів, що відбуваються в ядерних установках. Проведено комплексний аналіз, систематизацію та виявлення недоліків визначення величин нейтронно-фізичних характеристик у відповідних системах контролю, що наразі експлуатуються на АЕС, розроблено вдосконалені алгоритми та програмні засоби для визначення величин реактивності та періоду реактора, які вже впроваджено в сучасні системи контролю. На основі вдосконаленої аналітичної моделі динамічних процесів в активній зоні ядерного реактора розроблено програмне забезпечення розрахунку процесу спрацювання прискореного попереджувального захисту та відключення останнього з працюючих живильних турбонасосів на ВВЕР-1000. Розглянуто модель обґрунтування вибору консервативних припущень під час аналізу ядерної безпеки систем зберігання відпрацьованого ядерного палива ВВЕР. Представлено аналіз систем і моделей, що застосовуються для визначення величин показників безпеки в системі представлення параметрів безпеки реактора ВВЕР-1000, в моделі ймовірнісного аналізу безпеки тощо.

Розроблено програму розрахунку спектрів і щільностей потоків нейтронів в експериментальних каналах дослідницького реактора ВВР-М. Для цього змодельовано активну зону реактора. Проведено опромінювання нейтронних активаційних детекторів. Отримані експериментальні швидкості ядерних реакцій узгоджуються з розрахованими в межах 10 %.