Узагальнено результати основних напрямків наукових досліджень і науково-технічних розробок у галузі ядерної фізики, радіаційного реакторного матеріалознавства, нейтронних досліджень конденсованого стану речовини, радіаційної фізики напівпровідників, радіобіології, виробництва радіонуклідів.

Подано концепцію компактного ядерного реактора простої конструкції для промислового теплопостачання. Дію реактора основано на псевдозрідженні з використанням циркуляції води під тиском. У разі аварії паливо автоматично видаляється з реактора під дією сили ваги. Реактор відрізняється наявністю систем пасивного охолодження й автономної безпеки. Капсули відпрацьованого палива не є відходами ядерного палива, оскільки завдяки формі і розмірам вони можуть бути використані для опромінювання сільскогосподарських продуктів і за іншим призначенням.

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.

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.

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.

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.

Передбачено створення експертної системи на основі інтелектуального, тобто одержаного методами штучного інтелекту, програмного забезпечення, здатного принципово розв'язати проблему розпізнавання випадкових процесів, які мають бути ідентифіковані під час діагностики діючого реакторного устаткування. Розроблено ефективні алгоритми розпізнавання (класифікації) випадкових процесів, які після відповідного спектрального перетворення розглянуто як багатомірні випадкові вектори.

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.

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

Індекс рубрикатора НБУВ: З464.21-012

Рубрики:

Водоводяні реактори

Шифр НБУВ: РА308370 Пошук видання у каталогах НБУВ 

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.

Изложены основы организации работы пакета программ MCPV, предназначенного для расчёта функционалов нейтронного потока в околокорпусном пространстве реактора ВВЭР-1000. Проанализирована методика мониторирования радиационной нагрузки корпуса реактора.

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

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.

Описано методи та результати дослідження характеристик міцності та пластичності дослідної партії труб із цирконієвого сплаву КТЦ-110 під час короткочасового та тривалого статичного навантаження. Одержані результати порівняно з аналогічними характеристиками сплаву Е-110, що широко використовується в активних зонах ядерних реакторів ВВЕР-1000.

Досліджено характер зміни властивостей і структури металу зварного з'єднання трубопроводу ВВЕР-440 в ході термічного та термодеформаційного старіння за умов тривалої експлуатації (більш як 100 тис. годин). Для циклічного навантаження в області зварного шва установлено залежність динаміки структурних змін від початкового рівня пружнопластичних деформацій у зоні термічного впливу.

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.

Наведено результати досліджень щодо визначення ресурсу корпусних сталей АЕС з урахуванням радіаційного окрихчення. Проаналізовано дані про міцність корпусів реакторів ВВЕР-440 з високим і помірним вмістом шкідливих домішок (мідь і фарфор) у сталі. Для зварних з'єднань відзначено недоліки процедури випробувань зразків-свідків, технології іх виготовлення, нейтронної дозиметрії. З метою забезпечення надійної експлуатації корпусів реакторів розроблено нові проекти, спрямовані на вивчення впливу радіаційного окрихчування сталей на структурну цілісність та удосконалення експериментальних методів оцінки міцності матеріалів.