Зазначено, що ресурс корпусів реакторів типу ВВЕР-1000 обумовлений в'язкістю руйнування корпусних матеріалів. До теперішнього часу згідно з нормативною практикою в'язкість руйнування характеризується критичною температурою крихкості, що визначається за результатами ударних випробувань зразків Шарпі. Подібний підхід є притаманним усім країнам, які експлуатують ядерні водо-водяні реактори під тиском. Проте з робіт західних спеціалістів відомо, що нормативний підхід не завжди адекватно характеризує в'язкість руйнування корпусних матеріалів і в деяких випадках значною мірою недооцінює їх в'язкі властивості у вихідному стані, що призводить до невиправдано високого консерватизму. Надмірний консерватизм може призводити до необгрунтованих обмежень у режимах роботи та термінах служби корпусу реактора. Тому з'явилася необхідність використовувати інші підходи, що грунтуються на останніх досягненнях експериментальних методів механіки руйнування та дають можливість адекватно оцінювати параметри в'язкості руйнування. Порівняно нормативний підхід і метод Майстер кривої з точки зору адекватного визначення параметрів в'язкості руйнування корпусних матеріалів. Грунтуючись на аналізі експериментальних даних за зразками-свідками, показано потенційну можливість використання нового статистичного методу для подовження ресурсу корпусів реакторів типу ВВЕР-1000.

Представлено результати робіт щодо валідації пакета програм MCPV, що використовується в методиці визначення радіаційного навантаження корпусів реакторів ВВЕР українських АЕС. Валідацію виконано на базі даних макетного експерименту на реакторі LR-0 і результатів дозиметричних вимірювань біля зовнішньої поверхні корпусів реакторів діючих енергоблоків. Показано можливість використання пакета програм MCPV для моделювання переносу нейтронів у складному гетерогенному середовищі ядерного реактора та одержання розрахункових значень функціоналів нейтронного потоку, що діє на його корпус.

Індекс рубрикатора НБУВ: З464.22-01

Рубрики:

Реактори з водою під тиском

Шифр НБУВ: Ж25640 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Проведено порівняльний аналіз умов опромінення зразків-свідків і корпусу реактора ВВЕР-1000 для різних варіантів паливних завантажень. Доведено, що флюенси на зразки-свідки не корелюють із флюенсами на корпус. Показано, що використання технології реконструкції для зразків-свідків штатної програми, реалізованої на більшості енергоблоків із реакторами ВВЕР-1000, дозволяє одержати надійну інформацію про стан металу корпусу.

Досліджено вплив мікродомішок на стан води, які необхідні для розробки наукових засад і новітніх технологій утилізації рідких радіоактивних відходів (РРВ). Одержано та проаналізовано інформацію щодо шляхів міграції радіонуклідів на реакторі. Визначено склад радіонуклідів та їх концентрацію в РРВ. Удосконалено технологію системи переробки РРВ, обгрунтовано можливість використання очищеної радіоактивної води для технічних потреб реактора. Подано результати досліджень впливу розміру молекул поверхнево-активних речовин (ПАР) на динаміку молекул води. Наведено результати дослідження водних розчинів ПАР, проаналізовано вплив на дані системи домішок твердого сорбенту.

Представлены результаты расчетного исследования условий возникновения кризиса теплообмена в каналах с пучками стержней с закруткой потока.

Наведено основні принципи побудови математичної моделі зміни властивостей оболонки твела ВВЕР-1000 в змінному режимі навантаження нормальної експлуатації. Синтезована модель базується на енергетичному варіанті теорії повзучості та використовує метод скінченних елементів для сумісного розв'язання рівнянь теплопровідності та механічної деформації компонентів твела. Запропонована математична модель дозволяє визначити вплив режимних параметрів ВВЕР-1000 і конструкційних характеристик тепловиділяючих збірок на зміну властивостей оболонки твела за різних режимів навантаження нормальної експлуатації, а також граничний стан оболонки за змінного режиму залежно від тривалості, глибини та кількості циклів.

Проведено порівняння ефективності алгоритмiв маневру потужністю ВВЕР-1000 на базі комплексного показника, що враховує ступінь ушкодження оболонки твела, стабільність енерговиділення в активній зоні, коефіцієнт використання встановленої потужності реактора, надійність системи керування реактора.

Індекс рубрикатора НБУВ: З464.22-7 с

Рубрики:

Реактори з водою під тиском

Шифр НБУВ: Ж61773 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Показано, що систематичні похибки результатів розрахунків пакета програм MCPV функціоналів нейтронного потоку, що діє на корпус ВВЕР-1000, мають псевдовипадковий характер. З використанням цього факту на підставі даних макетного експерименту та результатів дозиметричних вимірювань біля зовнішньої поверхні корпусу реактора виконано оцінку похибки, з якою визначаються ці функціонали.

Індекс рубрикатора НБУВ: З470.5н6 + З464.22

Рубрики:

Реактори з водою під тиском

Шифр НБУВ: Ж26970 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Изучено влияние содержания никеля в металле шва в сварных соединениях стали 15Х2НМФАА на склонность их хрупкому разрушению, в том числе радиационного облучения. Показано, что характеристики механических свойств металла швов с содержанием никеля не более 1,3 % не ниже нормативных требований. Рекомендовано расчет реакторов на сопротивляемость хрупкому разрушению проводить по вязкости разрушения сварных соединений с использованием нормативной кривой.

Изложен материал, относящийся к вопросам управления ядерными реакторами, которые нашли преимущественное применение на АЭС - корпусными реакторами на тепловых нейронах с водой под давлением, поскольку реакторы этого класса составляют основу современной мировой атомной энергетики. Рассмотрены технологические аспекты управления ядерными реакторами, раскрыта специфика регулирования мощности этих объектов управления. Изложены основы кинетики, базовые конструктивные варианты исполнения современных реакторов различных типов (разрабатываемых в США, России, Франции, Германии и Японии). Описаны структурные схемы и конструкции систем управления и защиты для каждого из типов реакторов рассматриваемого класса. Рассмотрены важнейшие направления и технические варианты модернизации систем управления и защиты.

Определены значения усилий и моментов, действующие на коллектор от температурного расширения трубного пучка при проектном функционировании ТОТ, а так же при их заклинивании в дистанционирующих решетках опорных устройств для условий работы парогенератора в номинальном режиме.

Рассмотрены основные методы прогнозирования температурной зависимости вязкости разрушения. Проанализирована система запасов, введение которых необходимо для адекватного и консервативного прогноза данной зависимости на основе результатов испытаний образцов-свидетелей. Предложена методология определения запаса на пространственную неоднородность свойств материалов корпуса реактора, базирующаяся на одновременном проведении детерминистического и вероятностного расчетов сопротивления хрупкому разрушению корпуса реактора.

Описано розрахункову схему тепловиділяючої збірки (ТВЗ) для підготовки малогрупових характеристик для програмного продукту Serpent, що використовує метод Монте-Карло та безперервну за енергією бібліотеку мікроскопічних констант. Serpent розроблено для розрахунку характеристик ТВЗ, включно з розрахунком вигоряння та підготовкою малогрупових гомогенізованих макроскопічних перерізів взаємодії для розрахунку активної зони. Наведено результати верифікаційних розрахунків у порівнянні з іншими програмними продуктами, що використовуються для аналізу нейтронно-фізичних характеристик систем із паливом для реакторів ВВЕР, такими як WIMS, HELIOS, NESSEL та ін.

Відповідно до Плану стратегічних енергетичних технологій Європейська комісія при розвитку енергетики керується двома пріоритетами: розробляти енергозберігаючі системи та підвищувати їх ефективність; підвищувати безпеку використання ядерної енергії. Мета роботи - розробка основ для поліпшення балансу безпеки та економічності експлуатації реактора типу ВВЕР, для цього запропоновано новий підхід до мінімізації радіоактивних протікань в перший контур за нормальних умов експлуатації реактора, на основі мінімізації параметра деформаційного пошкодження оболонок твелів. Використовуючи ЕВТП-метод розрахунку параметра деформаційного пошкодження оболонок твелів, запропонований новий метод управління параметрами, що визначають об'єм радіоактивних протікань в перший контур крізь мікротріщини оболонок твелів, за нормальних умов експлуатації реактора. Показано необхідність і умови розробки автоматизованої системи управління для мінімізації радіоактивних протікань в контур ВВЕР за нормальних умов експлуатації, шляхом оптимізації режима навантаження реактора та перестановок ТВЗ.

Представлено результати дослідження (теплогідравлічного аналізу) вихідних подій (регламентних режимів), пов'язаних з некерованим рухом і викидом ОР СУЗ, які раніше кількісно не розглядалися в рамках оцінки термоудару і циклічної міцності корпусу і внутрішньокорпусних пристроїв реактора, а тільки якісно. Мета роботи - попередня оцінка впливу даних режимів на елементи реактора, підготовка граничних умов для подальшої оцінки міцності, на підставі чого буде зроблено остаточний висновок. Дослідження має наукову і практичну значимість, так як неврахування даних режимів може призвести до спотворення результатів, на підставі яких приймається рішення щодо можливості продовження терміну служби реакторів типу ВВЕР-1000. Дослідження виконано шляхом виконання розрахункового аналізу з використанням коду RELAP5/Mod3.2. При цьому застосований консервативний підхід до вибору початкових і граничних умов, враховані рекомендації МАГАТЕ. Розрахунковий аналіз показав, що розглянуті вихідні події є представницькими і повинні бути враховані при продовженні експлуатації ВВЕР-1000, однак, для підтвердження цього потрібно виконати аналіз міцності.

Індекс рубрикатора НБУВ: З464.22-04

Рубрики:

Реактори з водою під тиском

Шифр НБУВ: Ж69121 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Вимірювання теплової потужності активної зони реактора (АкЗ) на атомних електростанціях (АЕС) із водо-водяним енергетичним реактором електричною потужністю 1000 МВт (ВВЕР-1000) можна характеризувати як непрямі, нерівноточні, незалежні. Наведено аналіз 5-ти існуючих способів оцінки теплової потужності АкЗ. Показано існуючу проблему оцінки точності отримання середньозваженого значення теплової потужності (СЗТП) АкЗ. Оцінка значення СЗТП АкЗ є найкращою оцінкою з одержуваного ряду (з 5-ти значень) теплової потужності АкЗ. При цьому оцінки вагового коефіцієнта кожного вимірювання пов'язані з оцінкою похибки даного виміру. Чим вище точність методу, тим вище вага даної оцінки. Наведено аналіз методики оцінки теплової потужності АкЗ, реалізований у програмній частині системи внутрішньореакторного контролю (СВРК) ВВЕР-1000. Показано, що для практичного використання для оцінки теплової потужності АкЗ на АЕС із ВВЕР-1000 облік всіх класів і видів похибки можливий коректної оцінкою двох складових - випадкова та систематична похибка. У цьому випадку облік обох складових похибки (випадкової і систематичної) є обов'язковим. Розроблено методику, яка враховує такі основні аспекти: по кожному прямому вимірюванню (тиск, температура, тощо) оцінюється як сама величина, так і її похибка; для кожного (з п'яти) способів вимірювання теплової потужності АкЗ на підставі функціональних залежностей і похибки прямих вимірювань проводиться оцінка похибки непрямого вимірювання даної теплової потужності; проводиться оцінка вагових коефіцієнтів кожного способу вимірювання за величиною похибки непрямого вимірювання теплової потужності АкЗ; оцінка абсолютної похибки середньозваженого значення потужності проводиться за методикою оцінки точності для непрямих вимірювань. В результаті, існуючий на АЕС алгоритм СВРК доповнено розрахунковими залежностями для оцінки похибки СЗТП АкЗ і розрахунками похибки всіх складових, необхідних для розрахунку СЗТП. Наведено шляхи модифікації існуючого в СВРК алгоритму та уточнення константної бази даних СВРК для підвищення точності оцінки СЗТП АкЗ.