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.

Considering both fuel cladding durability and fuel burn-up, as well as reactor power growth up to 110 %, a model of fuel rearrangement optimization for a VVER-1000 cycling unit, fit for any regime of normal reactor operation, has been worked out. The main stages of fuel rearrangement optimization on the basis of robust modeling have been considered. Using the proposed fuel rearrangement efficiency criterion, the fuel rearrangement optimization problem has been solved for a simple test example of rearrangements.

Індекс рубрикатора НБУВ: З464.21

Рубрики:

Водоводяні реактори

Шифр НБУВ: Ж25640 Пошук видання у каталогах НБУВ 

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.

Запропоновано автоматизовану систему керування властивостями ядерного палива (ЯП) реактора ВВЕР-1000 з урахуванням параметра деформаційного пошкодження оболонок твелів, глибини вигорання ЯП і аксіального офсету. Використовуючи синергетичний метод управління властивостями ялерного палива (ЕВТП-метод), показано можливість оптимізації режимів навантаження і перестановок ТВЗ реактора на основі цільової функції, що враховує водночас параметр пошкодження оболонок, глибину вигорання ЯП і аксіальний офсет. Запропоновано склад і структуру автоматизованої системи керування властивостями палива реактора ВВЕР-1000, що забезпечує баланс між безпекою та економічністю експлуатації ЯП.