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.

Індекс рубрикатора НБУВ: З464.21-04

Рубрики:

Водоводяні реактори

Шифр НБУВ: Ж61773 Пошук видання у каталогах НБУВ 

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 радіаційного 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

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.

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.

Рассмотрены вопросы моделирования поведения твэла легководного реактора в разных режимах нагрузки. Описаны свойства сплавов Э-110 и ZIRLO, конструкционные характеристики ТВС ВВЭР-1000, а также метод оценки долговечности оболочки твэла в переменном режиме нагрузки.

Исследована активная зона ядерного реактора ВВЭР-1000 в режиме переменного нагружения при различных программах регулирования с точки зрения аксиальной стабильности энерговыделения при изменяющихся технологических параметрах. Определена наиболее эффективная программа регулирования, обеспечивающая приемлемую стабильность аксиального офсета при изменении мощности ядерного реактора от 80 - 100 %.

Розглянуто новий багатоканальний аналізатор нейтронного спектрометра за часом прольоту для вимірювання енергетичних і кутових розподілів нейтронів на реакторі ВВР-М. Аналізатор розроблено для заміни фізично та функціонально застарілого діючого аналізатора з метою розширення кількості вимірювальних каналів, підвищення точності вимірювань, скорочення часу налагодження каналів і забезпечення їх автоматичного моніторування протягом експерименту.

Рассмотрено использование теплообменников на базе двухфазных термосифонов. Проведено расчетное исследование работы этих теплообменников в режимах малой и большой течи. Показано, что они в полном объеме выполняют положенное на них задание при небольшом дополнительном гидравлическом сопротивлении, которое вносится в тракт потока раствора борной кислоты от гидроемкости системы аварийного охлаждения активной зоны к реактору.

Зазначено, що метод аналізу довговічності оболонки твела, заснований на енергетичному варіанті теорії повзучості, дозволяє визначити припустиму тривалість експлуатації реактора ВВЕР-1000 у режимі змінного навантаження. Проте, розмір локальних стрибків лінійної потужності в змінному режимі навантаження ВВЕР-1000 для різних аксіальних сегментів твела та тепловидільних збірок є істотно відмінним. Одержано, що розмір лінійної потужності є одним із ключових параметрів, які впливають на міцність оболонки твела в режимі змінного навантаження. Таким чином, для визначення припустимої тривалості експлуатації реактора ВВЕР-1000 в режимі змінного навантаження необхідно оцінювати розмір локальних стрибків лінійної потужності.

Проанализированы вынужденные колебания трубопроводных подсистем, вызванные образованием и отрывом в движущемся потоке транспортируемой среды турбулентных вихрей. Частота возбуждения при этом не является некоторым постоянным числом, а может принимать значения из определенного диапазона, что приводит к сложностям и неопределенностям при анализе вибрации трубопроводов. Для решения данной проблемы предложен так называемый энергетический подход, позволяющий определять наиболее физически обусловленные частоты вынужденных колебаний. Суть подхода заключается в поиске таких значений собственных частот и форм гидродинамических колебаний среды, при которых за пределы исследуемой трубопроводной подсистемы выходит минимальная доля энергии, а максимальная остается внутри нее. На тестовых примерах проверена достоверность предложенного подхода. Представленные методы применяются для анализа вынужденных колебаний паропроводов второго контура энергоблока АЭС с реактором ВВЭР-1000, возникших из-за турбулентных вихрей в потоке пара. Найдены собственные частоты и формы механических, гидродинамических и связанных гидромеханических колебаний, выработан ряд рекомендаций по уменьшению уровня вибраций.

Разработан принципиально новый подход к прогнозированию радиационного ресурса корпуса реактора, особенность которого заключается в том, что предельное значение флюенса нейтронов определяется не по косвенной характеристике (критическому сдвигу температуры разрушения образца Шарпи), а непосредственно по условию инициирования хрупкого разрушения облученной стали в локальной области у вершины трещиноподобного дефекта в стенке корпуса реактора. Предложен критерий инициирования локального разрушения в результате потери стабильности пластического состояния облученного металла в "process zone" в окрестности макротрещины при аварийном нагружении корпуса реактора (термошоке). Возможности нового подхода проиллюстрированы на примере прогнозирования критического флюенса нейтронов для корпуса реактора типа ВВЭР-1000.

Выполнено моделирование процесса эксплуатации ядерного топлива на протяжении 4 лет. Для рассмотренного алгоритма перестановок тепловыделяющих сборок получено различие в локализации аксиальных сегментов с наибольшей поврежденностью оболочек твэлов и с наибольшим выгоранием топлива.

Используя энергетический вариант теории ползучести (ЭВТП), ЭВТП-метод расчета поврежденности оболочки твэла, а также критериальную модель эффективности управления свойствами твэлов и вероятностную модель параметров нормальной эксплуатации легководного реактора, синтезирован метод управления свойствами твэлов, учитывающий ползучесть как основной физический механизм разрушения оболочки твэла, все факторы ее эксплуатации, ограничивающие требования к безопасности и эффективности.

Розглядаючи усереднений за тепловиділяючою збіркою ВВЕР-1000 твел, знайдено ймовірність розгерметизації оболонок твелів виходячи з прийнятого гранично допустимого пошкодження оболонок і доведено можливість прогнозування надійності оболонок шляхом керування факторами, що визначають властивості твелів. Показано доцільність інноваційної розробки автоматизованого програмно-технічного комплексу для керування властивостями твелів на стадіях проектування та експлуатації ВВЕР, що надасть змогу знизити ймовірність розгерметизації оболонок твелів з одночасним підвищенням економічності експлуатації ВВЕР.

Вперше запропоновано аналіз ефективності роботи систем пасивного відводу залишкових тепловиділень (СПВТ) для оцінювання стану гермооб'єму (ГО) та експлуатації реакторної установки з водо-водяним енергетичним реактором за умов запроектної і важкої аварій, що дозволяє порівняти між собою динаміку зміни параметрів середовища в ГО за допомогою СПВТ, обгрунтувати та зіставити ефективність роботи СПВТ ГО з існуючими системами безпеки. Запропоновано нову пасивну систему розхолоджування ГО за аварій з тривалим знеструмленням із використанням кільцевих двофазних термосифонів, особливістю якої є незалежність системи від електропостачання та втручання оперативного персоналу, що дозволяє знизити і підтримати тиск у ГО на безпечному рівні протягом достатнього часу, необхідного для відновлення аварійного електроживлення з відновленням роботи активних систем безпеки. Вперше обгрунтовано комплексне розрахункове моделювання СПВТ ГО на основі використання програмних засобів за умов тривалого знеструмлення енергоблоку, що дозволить стабілізувати тиск в ГО за переходу запроектної аварії у важку стадію з плавленням активної зони реактора. Досліджено стан ГО за умов максимальної проектної аварії від зміни режимних характеристик та конструктивних параметрів пристрою, що дозволяє досліджувати динаміку зміни тиску в ГО і кількість відведеного тепла з ГО залежно від режиму роботи СПВТ.

Робота присвячена моделюванню радіаційного розпухання вигородки і внутрішньокорпусної шахти реактора ВВЕР-1000, а також аналізу зміни напружено-деформованого стану в цих конструкціях за термінів експлуатації, що перевищують проектні. Розглянуто існуючі математичні моделі радіаційного розпухання та запропоновано вдосконалену модель, в якій деформації розпухання і повзучості представлені в тензорному вигляді та залежать від величини залишкових зварювальних напружень. В результаті виконання комплексу розрахункових досліджень із застосуванням розробленої моделі показано, що деформування вигородки внаслідок радіаційного розпухання може призвести до її контакту з внутрішньокорпусною шахтою. Досліджено вплив на напружено-деформований стан внутрішньокорпусних пристроїв таких факторів, як температурні деформації, радіаційне розпухання, радіаційна повзучість і рівень залишкових напружень, що виникають під час зварювання та подальшої термообробки. Показано, також що найбільший внесок у напружений стан внутрішньокорпусної шахти у понадпроектний період може вносити її контактна взаємодія з вигородкою. Показано, що внесок залишкових зварювальних напружень у загальний напружений стан вигородки знижується в процесі експлуатації. Одержано кількісну залежність рівня залишкових напружень у вигородці від часу експлуатації.

Рассмотрены особенности расчетной оценки формоизменения выгородки активной зоны реактора ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации. Приведены результаты расчетного анализа формоизменения выгородки с использованием современных подходов к моделированию радиационного распухания аустенитных сталей в стесненных условиях под воздействием нейтронного облучения и повышенной температуры. Сформулированы основные положения упругопластического расчета напряженно-деформированного состояния выгородки и внутрикорпусной шахты реактора с учетом деформаций радиационного распухания и условий контактного взаимодействия. В основу расчетного анализа положена смешанная схема метода конечных элементов, обеспечивающая непрерывную аппроксимацию как для перемещений, так и для напряжений и деформаций, что позволяет определять напряженно-деформированное состояние с высокой степенью точности. Расчеты выполнены в двухмерной постановке для поперечного сечения выгородки с максимальной по высоте повреждающей дозой и температурой облучения при условии обобщенной плоской деформации. Результаты расчетов представлены при работе реактора на полной мощности и плановой остановке для перегрузки тепловыделяющих сборок в конце кампании. Данные о напряженно-деформированном состоянии и формоизменении выгородки получены на основе решения связанной контактной упругопластической задачи в зависимости от накопленной повреждающей дозы облучения и, как следствие, накопленных необратимых деформаций радиационного распухания металла. Расчеты выполнены с учетом перераспределения температуры вследствие нарушения проектных условий протока теплоносителя в зоне контакта выгородки с шахтой. Согласно расчетным данным неучет деформаций радиационного распухания приводит к некорректной оценке формоизменения выгородки в процессе эксплуатации, а использование принятой модели свободного распухания - к чрезмерно консервативным результатам формоизменения даже в пределах проектного срока эксплуатации. Для рассматриваемых доз облучения влияние среднего нормального напряжения на радиационное распухание металла вносит основной вклад в определение напряжений и формоизменение выгородки.

Висвітлено питання підвищення безпеки АЕС шляхом удосконалення існуючих методів розрахункового обґрунтування безпечної експлуатації теплообмінників аварійного розхолоджування РУ ВВЕР-1000, а саме врахування нестаціонарних навантажень, що відповідають роботі даних теплообмінників під час планового й аварійного розхолоджування активної зони реактора. Зазначено, що виконаний аналіз та узагальнення існуючих методів і підходів до розрахункового обґрунтування безпечної експлуатації теплообмінників ТОАР дозволили висвітлити їх основні недоліки та визначити задачі для виконання наукового дослідження. На підставі аналізу проєктних розрахунків міцності теплообмінників ТОАР, як основного проєктного та заводського документу з обґрунтування безпечної експлуатації даних теплообмінників, показано, що цей документ містить приклади неврахування вимог чинних нормативних документів України в сфері атомної енергетики.