Безопасность реакторных установок РБМК и ЭГП-6 в условиях разрушения канальных труб
Универсальный интегральный код USTACK обеспечивает решение ряда задач, связанных с истечением теплоносителя в кладку. Одна из основных задач кода — обеспечение оценки возможности индуцированных разрушений соседних труб существенна, прежде всего, для обоснования безопасности реактора РБМК. Код USTACK применим к решению аналогичных задач для реакторов ЭГП-6, АДЭ, а также для стенда ТКР. В основе…
Диссертация
Экспериментальное исследование теплогидравлических характеристик наклонных термосифонов для охлаждения объектов ядерной энергетики
Термосифонами открытого типа, т. е. имеющими лишь одностороннее тупиковое окончание, могут являться тупиковые части трубопроводов или части трубопроводов, отсечённые запорной арматурой. Для этого необходимо, чтобы «тупик» с более холодным теплоносителем был расположен не ниже основного трубопровода с горячим теплоносителем. В этом случае происходит теплообмен токами естественной конвекции…
Диссертация
Экспериментальное обоснование узлов уплотнений реакторных установок с ВВЭР
Автор выражает благодарность своим научным руководителям: Директору-генеральному конструктору ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС», члену-корреспонденту РАН, доктору технических наук Драгунову Ю. Г., Заместителю главного инженера ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС», кандидату технических наук Селезневу А. В., а так же сотрудникам ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС» Рыжову С. Б., Титову О. В., Русьянову В. Г., Геронтьеву А. Е., Алексееву…
Диссертация
Кондиционирование радиоактивных отходов щелочных металлов жидкофазными методами
Исследованиями растворения натрия бутилцеллозольвом из капилляров, кольцевых зазоров, имитирующих геометрически сложные компоненты оборудования, показано влияние геометрического фактора на кинетику и механизм растворения. В условиях разрежения в реакционном объеме (технический вакуум) влияние лимитирующих диффузионных факторов существенно снижается, при этом наиболее эффективно растворение натрия…
Диссертация
Использование метода Монте-Карло для анализа физических характеристик размножающих систем со сложным спектром нейтронов
Разработан комплекс программ MCCOOR, объединяющий стандартную программу расчета нейтронного поля на основе метода Монте-Карло MCNP, стандартную программу подготовки констант для расчета выгорания COUPLE комплекса SCALE и стандартную программу расчета выгорания ORIGEN-S этого же комплекса. Объединение стандартных программ прецизионного класса позволило проводить прецизионные расчеты изотопного…
Диссертация
Моделирование и диагностика теплофизических характеристик быстросъемной теплоизоляции многоразового использования для атомных станций с реактором ВВЭР
Разработана и предложена методика расчета теплопроводности волокнистых теплоизоляционных материалов, позволяющая оптимизировать характеристики теплоизоляционного слоя быстросъемной теплоизоляции для оборудования и трубопроводов АЭС, а также прогнозировать поведение коэффициента теплопроводности при изменении таких характеристик материала как плотность, средний диаметр волокон и температуры…
Диссертация
Моделирование на крупномасштабных установках аварийных режимов РУ ВВЭР-1000 с целью обоснования и обеспечения их безопасной эксплуатации
Решение этих проблем достигается двумя путями: верификацией расчетных кодов и прямыми экспериментами. Поскольку ни одна, самая совершенная и крупная установка не может моделировать объект с полным соблюдением требований теории подобия, между стендом и РУ должен быть как связующее звено посредник — математическая модель, реализованная в виде программного средства. Собственно обоснования…
Диссертация
Моделирование теплогидравлических процессов в элементах оборудования реакторных установок при низких параметрах теплоносителя
Личный вклад автора в полученные результаты. Автор диссертационной работы принимал непосредственное участие в постановке задач экспериментальных исследований и в сооружении экспериментальных установок, разработке программ и методик экспериментов, проведении экспериментов, обработке результатов исследований и выпуске научно-технических отчётов. На основе полученных экспериментальных данных…
Диссертация
Математическое моделирование процессов тепломассопереноса в пучках тепловыделяющих стержней
С помощью разработанной программы ТЕМПА- 1Ф проведен количественный анализ влияния отклонений расходов теплоносителя на входе в каналы и геометрии смежных каналов от предполагаемых значений на результаты экспериментов по исследованию турбулентного перемешивания теплоносителя. Показано, что одновременное отклонение на 2% таких параметров, как расход на входе в каналы, площадь поперечного сечения…
Диссертация
Материаловедческое обоснование эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР за пределами проектного срока службы
Выполнено исследование влияния величины плотности потока быстрых нейтронов на радиационное охрупчивание материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000. Показано, что при содержании никеля в материалах корпусов реакторов ВВЭР-1000 не более 1,3% специального учета эффекта флакса при использовании результатов ускоренного облучения не требуется. Для материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000, содержание никеля…
Диссертация
Нейтронно-физическое обоснование защищенности уран-плутониевого топливного цикла от несанкционированного распространения делящихся материалов
Научный и. технологический потенциал, а также значительный опыт, накопленный в области технологии ядерного деления, выдвинул ядерные реакторы в ряд конкурентоспособныхисточников энергии и позволяет рассматривать их в качестве таковых в долгосрочной перспективе. В настоящий момент это сублимировано в понятии ядерный ренессанс, которое отражает планы строительства АЭС в развитых странах и интерес…
Диссертация
Оценка показателей надежности элементов оборудования и персонала объектов ядерных технологий по нечетко-вероятностным моделям
Крупномасштабное использование ядерных реакторов в электроэнергетике, теплофикации, на морском транспорте и как источников излучений выдвинуло проблему безопасности на первый план. Задача обеспечения безопасной эксплуатации ЯЭУ поставлена во главу перечня вопросов, решаемых эксплуатирующими и проектирующими организациями, а также органов федерального надзора за ядерной и радиационной…
Диссертация
Неразрушающий контроль и обнаружение делящихся и радиоактивных материалов в установках с импульсными нейтронными источниками и цифровой обработкой экспериментальных данных
Экономика создания промышленной установки, работающей в аэропортах. Совершенно очевидно, что поставленная задача создания многоканальной сцинтилляционной системы является многофакторной системной задачей, которая требует большого объема оптимизационных исследованийвременных и материальных затрат. Ввиду этого, часть параметров была задана априорно, хотя, конечно, такой выбор не может претендовать…
Диссертация
Реактивность обратной связи как физическая основа самозащищенности быстрых реакторов
Для перспективного БЫ большой мощности выполнены исследования по влиянию пространственных распределений основных КР на описание аварий UTOP и ULOF с учетом: вида топлива и контактного подслоя, ограничений на теплотехнические параметры и компоновку активной зоны. Показаны: больший запас по предельным температурам и большая гибкость к улучшению самозащищенности в аварии ULOF для нитридного топлива…
Диссертация
Обоснование режимов вакуумного осушения контейнеров с отработавшим ядерным топливом РБМК-1000 на основе расчетного моделирования процессов тепломассообмена
Актуальность работы. Хранение отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) является одной из острейших проблем отечественной атомной энергетики. В первую очередь это касается ОЯТ реакторов РБМК-1000, переработка которого является нецелесообразной из-за низкого остаточного содержания делящихся нуклидов. Топливо именно этого типа составляет основное количество ОЯТ в нашей стране, требующего утилизации…
Диссертация
Обращение с жидкими радиоактивными отходами в проектах АЭС нового поколения с реактором ВВЭР
Основные результаты работы докладывались автором на научно-технических конференциях и семинарахконференция «Проблемы обращения с РАО» (Запорожская АЭС, 1991 г.), конференция по развитию атомной энергетики Дальнего Востока (г. Владивосток, 1993 г.), защита ТЭО НГТЦ АЭ в г. Сосновый Бор (ВВЭР-640) в Минприроды России (Главгосэкоэкспертиза) (г. Москва, 1994 г.), экологическая экспертиза проекта…
Диссертация
Определение динамических нагрузок при термическом взаимодействии кориума с теплоносителем в ходе тяжёлых аварий на АЭС
Выполнены валидационные расчёты кодом УАРЕХ-Р экспериментов РАЖ)-1Л4, РАЯО-Ь24, РАЯО-Ь28, в ходе разработки модуля УАРЕХ-М для интегрального системного одномерного кода СОКРАТ. Код УАРЕХ-Р адекватно воспроизводит основные черты термического взаимодействия кориума с водой. Основным параметром, характеризующим интенсивность протекания процесса термического взаимодействия, является рост давления…
Диссертация
Расчетное и экспериментальное обоснование системы быстрого ввода бора
Предложен концептуальный подход к определению минимально достаточного количества органов регулирования системы управления и защиты и эффективности аварийной защиты ВВЭР. Он включает в себя новый вероятностный метод определения эффективности аварийной защиты при отказах различного числа органов регулирования, использование вероятностных методов, снижение избыточного консерватизма при проведении…
Диссертация
Оптимизация нейтронно-физических характеристик специализированного медицинского реактора
Широкомасштабное внедрение нейтронной терапии в клиническую практику онкологических диспансеров и радиологических центров страны в настоящее время полностью зависит от комплектования этих медицинских учреждений интенсивными источниками нейтронов, поэтому разработка малогабаритных ядерных реакторов, ориентированных на размещение в клинике с генерацией нейтронов для лучевой терапии, представляется…
Диссертация
Разработка и валидация математической модели пространственного течения двухфазной пароводяной среды в объеме парогенератора
В настоящее время в России разрабатывается инновационный водо-водяной реактор нового поколения (проект АЭС-2006). В ходе его разработки необходимо создать конкурентоспособный по экономическим, технологическим и другим показателям энергоблок с повышенной электрической мощностью 1100−1200 МВт. Одним из основных требований к проекту АЭС-2006 является эволюционный характер вносимых…
Диссертация
Повышение надежности и маневренности энергоблоков с водо-водяными реакторами за счет регулирования расхода теплоносителя
В странах, где доля мощности АЭС в энергосистеме значительна, без участия АЭС в регулировании частоты в соответствии с суточным графиком, стабильность энергосистемы невозможна. Например, на Украине, где АЭС вырабатывают значительную часть электроэнергии (больше 40%), по сравнению с теплоэлектростанциями (ТЭС) и гидроэлектростанциями (ГЭС), объединенная энергосистема страны не имеет в необходимом…
Диссертация
Разработка методики моделирования динамических процессов на энергоблоках АЭС с реакторами ВВЭР
Должно осуществляться моделирование всего оборудования АЭС, влияющего на переходные процессы в энергоблоке: активная зона реактора, циркуляционные петли, парогенераторы, компенсатор давления, системы подпитки-продувки, системы аварийного и планового расхолаживания, турбогенераторная установка, системы технической воды, основные электросистемы и ряд вспомогательных системпрограммный комплекс…
Диссертация
Разработка методики расчетного анализа напряженно-деформированного состояния тонкостенных элементов конструкций ядерных энергетических установок в условиях сейсмических воздействий
В решении задач механики широкое распространение получили численные методы, основанные на вариационной постановке. Среди них особое место занимает метод конечных элементов (МКЭ) — при расчетах на прочность сложных конструкций ЯЭУ этот метод является основным инструментом для анализа напряженно-деформированного состояния. Первые разработки по проблемам применения МКЭ в расчетах прочности…
Диссертация
Разработка методов расчета работоспособности твэлов ВВЭР в вероятностной и детерминистической постановке
Стратегия развития атомной энергетики России предусматривает обеспечение безопасного п вместе с тем эффективного функционирования ядерно-энергетического комплекса, разработку проектов усовершенствованных АЭС для строительства в XXI веке. Одним из основных типов реакторов для АЭС, строительство которых предусмотрено федеральной целевой программой является реактор типа ВВЭР. Рентабельность…
Диссертация
Технико-экономическая оптимизация параметров активной зоны и теплогидравлическая характеристика оборудования энергоблока с реактором БН
Появление дополнительных функций РБН открывает новый этап в развитии РУ данного типа и предполагает корректировку технической концепции последней и формулировку дополнительных требований к ее характеристикам. В настоящее время в качестве основного направления развития РБН рассматривают создание РУ, работающей в составе энергоблока, конструкция которой допускает реализацию активных зон как…
Диссертация
Разработка систем безопасности в проекте АЭС нового поколения с реактором ВВЭР средней мощности с использованием пассивного принципа
Современные международные. нормы проектирования АЭС рекомендуют при разработке систем безопасности использовать различные физические принципы и технические средства (активные и пассивные) для реализации функций безопасности. Применение разнопринципности обеспечивает глубокую защиту от отказов по общей причине и позволяет значительно повысить показатели надежности систем безопасности. Однако…
Диссертация
Выбор и обоснование параметров пассивных систем безопасности для АЭС с реактором ВВЭР
Одним из важных вопросов проектирования систем безопасности является взаимосогласованный выбор параметров систем, при которых обеспечивается требуемая производительность и непрерывность их работы. Это объясняется тем, что на работу систем безопасности как активного, так и пассивного действия оказывают сильное влияние обратные связи по параметрам реакторной установки. Особенно это важно для систем…
Диссертация
Вибрационные исследования внутриреакторного оборудования ВВЭР на различных этапах жизненного цикла в задаче управления сроком службы АЭС
Являясь участником вибрационных исследований реакторов ВВЭР на этапах их проектирования, ввода в действие и эксплуатации на этапах назначенного и продленного сроков службы, а также будучи, в определенной степени, участником выработки этой стратегии, автор в настоящей работе попытался обобщить приобретенный опыт с акцентированием внимания на взаимосвязи методов и результатов виброисследований…
Диссертация
Влияние особенностей эксплуатации и параметров поля повреждающего излучения на срок службы графита в канальных реакторах
Апробация работы. Результаты диссертационной работы докладывались на 7 Международных, Всероссийских и Отраслевых научно-технических и научно-практических конференциях. В том числе: на Отраслевой научно-технической конференции: «Технология и автоматизация атомной энергетики» (СГТИ, Северск, 2003), на научно-практической конференции молодых работников СХК «Молодежь ЯТЦ: Наука и производство…
Диссертация
Выход радиоактивных материалов из расплава активной зоны при тяжелой аварии АЭС
Выход низколетучих продуктов деления, таких как Ва, Бг, Ьа, Се, изотопов платиновой группы (Яи), лантаноидов и актиноидов, из высокотемпературной ванны расплава активной зоны пока еще изучен недостаточно, в частности, из-за чрезвычайно сложной техники проведения экспериментальных исследований при высоких температурах. С другой стороны, в настоящее время отсутствует законченная теория, описывающая…
Диссертация