ТЕОРЕТИЧЕСКИЕ И ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ БЕЗОПАСНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ ТВЭЛОВ ЛЕГКОВОДНОГО РЕАКТОРА : ТЕОРЕТИЧНІ І ТЕХНОЛОГІЧНІ ОСНОВИ БЕЗПЕЧНОЇ ЕКСПЛУАТАЦІЇ ТВЕЛ легководні РЕАКТОРА

ПОСЛЕДНИЕ НОВОСТИ

Бесплатное скачивание авторефератов
СКИДКА НА ДОСТАВКУ РАБОТ!
ВНИМАНИЕ АКЦИЯ! ДОСТАВКА ОТДЕЛЬНЫХ РАЗДЕЛОВ ДИССЕРТАЦИЙ!
Авторские отчисления 70%
Снижение цен на доставку работ 2002-2008 годов

 

ПОСЛЕДНИЕ ОТЗЫВЫ

Порядочные люди. Приятно работать. Хороший сайт.
Спасибо Сергей! Файлы получил. Отличная работа!!! Все быстро как всегда. Мне нравиться с Вами работать!!! Скоро снова буду обращаться.
Отличный сервис mydisser.com. Тут работают честные люди, быстро отвечают, и в случае ошибки, как это случилось со мной, возвращают деньги. В общем все четко и предельно просто. Если еще буду заказывать работы, то только на mydisser.com.
Мне рекомендовали этот сайт, теперь я также советую этот ресурс! Заказывала работу из каталога сайта, доставка осуществилась действительно оперативно, кроме того, ночью, менее чем через час после оплаты! Благодарю за честный профессионализм!
Здравствуйте! Благодарю за качественную и оперативную работу! Особенно поразило, что доставка работ из каталога сайта осуществляется даже в выходные дни. Рекомендую этот ресурс!



  • Название:
  • ТЕОРЕТИЧЕСКИЕ И ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ БЕЗОПАСНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ ТВЭЛОВ ЛЕГКОВОДНОГО РЕАКТОРА
  • Альтернативное название:
  • ТЕОРЕТИЧНІ І ТЕХНОЛОГІЧНІ ОСНОВИ БЕЗПЕЧНОЇ ЕКСПЛУАТАЦІЇ ТВЕЛ легководні РЕАКТОРА
  • Кол-во страниц:
  • 260
  • ВУЗ:
  • Одесский национальный политехнический университет
  • Год защиты:
  • 2013
  • Краткое описание:
  • Министерство образования и науки Украины

    Одесский национальный политехнический университет


    На правах рукописи


    ПЕЛЫХ СЕРГЕЙ НИКОЛАЕВИЧ


    УДК 621.039.548



    ТЕОРЕТИЧЕСКИЕ И ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ
    БЕЗОПАСНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ ТВЭЛОВ
    ЛЕГКОВОДНОГО РЕАКТОРА

    Специальность 05.14.14 — тепловые и ядерные энергоустановки

    Диссертация на соискание ученой степени
    доктора технических наук




    Научный консультант −
    Максимов Максим Витальевич,
    доктор техн. наук, профессор


    Одесса–2013












    СОДЕРЖАНИЕ

    ПЕРЕЧЕНЬ УСЛОВНЫХ СОКРАЩЕНИЙ….……….……………….………..7
    ВВЕДЕНИЕ…….………………….……………..………………………………..8
    РАЗДЕЛ 1. Предпосылки управления свойствами твэлов в
    нормальных условиях эксплуатации легководного реактора…….……….….16
    1.1. Экономическая необходимость повышения безопасности
    нормальной эксплуатации твэлов легководного реактора………………...….16
    1.2. Необходимость усовершенствования нормативных требований
    к долговечности оболочек твэлов РУ ВВЭР для повышения безопасности
    их эксплуатации…..……….……………………………………………………..21
    1.3. Принципы обоснования изменения свойств твэлов реактора
    типа ВВЭР………….…………………………………………….……...............24
    1.4. Необходимость нового подхода к обеспечению безопасности
    эксплуатации твэлов, основанного на управлении свойствами твэлов
    с учетом накопленной в нормальных условиях поврежденности их
    оболочек…………………………………………………………………………25
    1.5. Недостатки существующей системы обеспечения безопасности
    эксплуатации твэлов РУ c ВВЭР-1000 как следствие действующей
    практики проектирования твэлов……..………………………………………26
    1.6. Постановка научной проблемы диссертационного
    исследования …………….....………………………………………………….37
    1.7. Выводы по первому разделу…….…….…..….……………………….41
    РАЗДЕЛ 2. ЭВТП-модель изменения свойств твэла …….………….…..….47
    2.1. Структура математической модели изменения
    свойств твэла….…..……………………………………………………………47
    2.2. Конструкционные параметры твэла и РУ…………..………………...48
    2.3. Моделирование изменения мощности РУ…………..………………..48
    2.4. Моделирование влияния изменения мощности РУ на
    3

    поврежденность оболочки твэла………………………………..…………….53
    2.5. Моделирование влияния размещения ОР регулирующей
    группы СУЗ на поврежденность оболочки твэла……..…………..…………54
    2.6. Принципы термомеханического анализа изменения
    свойств твэла……………………………….…………………………………..55
    2.7. Математическая модель расчета распределения температуры,
    напряжений и деформаций в твэле………..….………………………………56
    2.7.1. Модель определения энтальпии теплоносителя…….…….……….57
    2.7.2. Коэффициент теплоотдачи на поверхности оболочки….……..…59
    2.7.3. Зависимости для расчета температуры в твэле…………..……….60
    2.7.4. Принципы анализа механического взаимодействия между
    топливом и оболочкой ……………………………………………..………….71
    2.7.5. Соотношение для скорости деформации ползучести
    оболочки…………………………………………………………..…………….72
    2.7.6. Соотношение для скорости коррозии оболочки твэ-ла……………………………………………………………………….…….75
    2.7.7. Метод конечных элементов ………………………..……….……….75
    2.7.8. Замыкающие соотношения математической модели расчета
    распределения температуры, напряжений и деформаций в твэле……….….81
    2.8. Моделирование влияния перестановок ТВС на
    поврежденность оболочки твэла…………….………………………..……...101
    2.9. Основной процесс накопления поврежденности оболочки твэла
    в нормальных условиях эксплуатации РУ…………………….…………….103
    2.10. Соотношения для учета основного процесса накопления
    поврежденности оболочки твэла в нормальных условиях
    эксплуатации РУ…………………………………………………….……..….106
    2.11. Алгоритм расчета поврежденности оболочки твэла
    по ЭВТП-модели изменения свойств твэла………………....……….……...108

    4

    2.12. Выводы по второму разделу………………………………..….…….110
    РАЗДЕЛ 3. ЭВТП-метод расчета поврежденности оболочки твэла……….113
    3.1. Положения ЭВТП-метода расчета поврежденности оболоч-ки……………………………………………………….………..….…..113
    3.2. Программное средство для расчетного анализа развития
    напряжений и деформаций в оболочке……………………..…..……………116
    3.3. Основные факторы, определяющие поврежденность
    оболочек твэлов………………………………………..………………………119
    3.3.1. Влияние характеристик цикла нагружения на
    поврежденность оболочек твэлов ………….…………..…………………….119
    3.3.2. Влияние числа точек истории нагружения твэла на расчетную
    величину поврежденности оболочки………………………………………...127
    3.3.3. Влияние режимных характеристик РУ на величину
    удельной энергии рассеяния в оболочке твэла………………………………127
    3.4. Особенность изменения эквивалентной деформации ползучести
    в оболочке твэла перед началом стадии ускоренной ползучести……….....129
    3.5. Необходимость совместного рассмотрения поврежденности
    оболочек твэлов и стабильности аксиального офсета при оптимизации
    алгоритма эксплуатации энергоблока в переменном режиме………….…..131
    3.6. Сравнение долговечности оболочек твэлов ТВС разных
    производителей………………………………………….…………..…………138
    3.7. Чувствительность оценки поврежденности оболочки
    твэла к неопределенности в задании параметров ……………………...…...144
    3.8. Уточненный анализ чувствительности оценки поврежденности
    оболочки твэла к неопределенности в задании параметров ……....……….154
    3.9. Необходимость совместного учета показателей безопасности
    и экономичности при управлении свойствами твэлов ……..………………156
    3.10. Определение максимально нагруженного аксиального
    сегмента оболочки твэла ……………………………..………………….……166
    5

    3.10.1. Определение амплитуды скачка мощности аксиальных
    сегментов твэла ……………………………………………………..……………………166
    3.10.2. Расчет аксиального распределения поврежденности
    оболочки…...........................................................................................................................171
    3.11. Влияние скорости коррозии оболочки на скорость
    накопления поврежденности …………………………………………..….…176
    3.12. Достоверность расчета поврежденности оболочки твэла
    по ЭВТП-методу………………………………….……………………..…….180
    3.13. Cопоставление результатов оценки ресурса оболочки по
    критерию SC4 и ЭВТП-критерию……………….…………………..………182
    3.14. Выводы по третьему разделу………………………..……………....184
    РАЗДЕЛ 4. Методы управления конструкционными параметрами
    твэла и температурным режимом теплоносителя ……………………..…...189
    4.1. Принципы критериальной модели эффективности
    управления свойствами твэлов……………………………………………….189
    4.2. Метод управления конструкционными параметрами
    твэла……………………………………………………………………………191
    4.3. Метод аксиального профилирования диаметра
    центрального отверстия топливной таблетки……………….……..……….192
    4.4. Метод управления температурным режимом
    теплоносителя ВВЭР-1000…………………………………………………...194
    4.4.1. Программы суточного маневра мощностью РУ………………..…195
    4.4.2. Критерий эффективности температурного режима
    теплоносителя………………………………………………..………………..196
    4.4.3. Формализация метода управления температурным
    режимом теплоносителя ВВЭР-1000 ………………………………………..207
    4.5. Выводы по четвертому разделу………..…………………….….……210
    РАЗДЕЛ 5. Методы управления перестановками ТВС в АКЗ
    и свойствами твэла……………………………………………….………….. 212
    6

    5.1. Метод управления перестановками ТВС……….……..…………… 212
    5.2. Эффективность управления перестановками ТВС в
    детерминистском случае………………………………………..……….……213
    5.3. Вероятностная модель параметров эксплуатации твэла…..…..…...221
    5.4. Обоснование снижения количества учитываемых
    детерминирующих факторов…………………………………………………222
    5.5. Робастная критериальная модель эффективности
    управления перестановками ТВС………………….……………….…..…….222
    5.6. Эффективность управления перестановками ТВС в
    простейшем случае робастного управления………………….……………..224
    5.7. Эффективность управления перестановками ТВС в робастном
    случае при учете всех ячеек сектора симметрии АКЗ……….………..……232
    5.8. Метод управления свойствами твэлов………….…..………………..235
    5.9. Выводы по пятому разделу……………....………..……….………….237
    ВЫВОДЫ……………………………………………..………..…..…………..238
    СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ………..…..…………….244
    ПРИЛОЖЕНИЕ. Документы о внедрении…………………………………..258









    ПЕРЕЧЕНЬ УСЛОВНЫХ СОКРАЩЕНИЙ

    АО – аксиальный офсет;
    АКЗ – активная зона;
    ПД – продукты деления;
    ГЦН – главный циркуляционный насос;
    ДР – дистанционирующая решетка;
    КИУМ – коэффициент использования установленной мощности;
    КО – компенсационный объем в твэле;
    КРН – коррозионное растрескивание под напряжением;
    МВТО – механическое взаимодействие между топливом и оболочкой;
    МКР – метод конечных разностей;
    МКЭ – метод конечных элементов;
    ОР – органы регулирования;
    ОЭС – объединенная энергетическая система;
    ПС – программное средство;
    РУ – реакторная установка;
    СБР – система борного регулирования;
    СУЗ – система управления и защиты;
    ТВС – тепловыделяющая сборка;
    BWR – кипящий ядерный реактор;
    LOCA – тяжелая авария с потерей теплоносителя;
    LWR – легководный ядерный реактор;
    PWR – реактор с водой под давлением.









    ВВЕДЕНИЕ

    Актуальность темы. Согласно прогнозу НАЭК “Энергоатом” по произ-водству и потреблению электроэнергии в Украине в первой половине столе-тия, доля производства электроэнергии на АЭС составит около 50 % от об-щей ее генерации. Основой атомной энергетики останутся реакторные уста-новки (РУ) с легководными реакторами (ВВЭР) [1], будет необходимо уча-стие АЭС в регулировании энергосистемы.
    В проектах РУ IV поколения повышены энергонапряженность активной
    зоны (АКЗ), длительность кампании и глубина выгорания ядерного топлива.
    Главным фактором, ограничивающим повышение этих показателей, является
    долговечность оболочек твэлов. Согласно действующему подходу к оценке
    поврежденности оболочки твэла в нормальных условиях эксплуатации
    ВВЭР-1000, поврежденность оболочки оценивается по критерию SC4 через
    относительную длительность эксплуатации, когда компоненты поврежденно-сти в стационарном и переменном режимах рассматриваются отдельно и
    суммируются.
    Недостатки этого подхода: несоответствие условий, при которых получе-ны ограничивающие компоненты SC4, условиям эксплуатации оболочки; хо-тя ограничивающие компоненты SC4 зависят от условий эксплуатации обо-лочки, в открытых источниках нет этих зависимостей; согласно SC4, при
    эксплуатации РУ по переменному циклу нагружения основным процессом
    накопления поврежденности оболочки является усталость, но эксперимен-тальные результаты показывают основной вклад процесса ползучести; не-определенность оценки поврежденности оболочки по SC4, что отражается в
    коэффициенте запаса 10, более чем в пять раз превышающем коэффициенты
    запаса для остальных критериев приемки твэла прочностной группы.
    9

    Действующий подход к оценке поврежденности оболочки твэла препят-ствует эволюционному развитию РУ в направлении повышения энергона-пряженности АКЗ, длительности кампании и глубины выгорания топлива.
    Научно-техническое противоречие безопасной эксплуатации твэлов
    легководного реактора состоит в том, что расчетная методика оценки повре-жденности оболочки при переменном нагружении твэла основана на преоб-ладании усталости в деформационном разрушении, тогда как эксперимен-тальные данные показывают преобладание ползучести.
    Научная проблема заключается в отсутствии теоретических и техноло-гических основ эксплуатации твэлов легководного реактора с учетом накоп-ленной в нормальных условиях поврежденности их оболочек, что делает не-возможным управление свойствами твэлов для повышения безопасности их
    эксплуатации при соблюдении требований экономической эффективности.
    Связь с научными программами. Диссертационное исследование выпол-нено в соответствии с заданиями госбюджетных НИР № 645-47 ”Изучение
    цикличности нагружения ВВЭР-1000 с целью определения эффективности
    управления ресурсом ядерного топлива при поддержании баланса мощно-сти в энергосистеме” (№ ГР 0109U002620), № 649-135 ”Изучение возможно-сти нагрузки энергоблока АЭС с ВВЭР-1000 до 110 % от номинала с целью
    определения момента граничного состояния защитных барьеров безопасно-сти” (№ ГР 0109U008453), № 680-47 “Физико-технические методы управле-ния свойствами ТВС для обеспечения баланса безопасности и эффективно-сти” (№ ГР 0111U010454).
    Цель и задачи исследования. Целью исследования является разработка
    теоретических и технологических основ эксплуатации твэлов легководного
    реактора с учетом накопленной в нормальных условиях поврежденности их
    оболочек, для повышения экономической эффективности эксплуатации твэ-лов путем управления их свойствами, при соблюдении требований безопас-ности.
    10

    Задачи исследования:
    − анализ моделей и методов расчета изменения свойств твэла и условий
    разрушения его оболочки;
    − разработка математической модели изменения свойств твэла, учитыва-ющей основной процесс накопления поврежденности его оболочки и пара-метры, определяющие поврежденность в нормальных условиях эксплуата-ции;
    − разработка метода расчета поврежденности оболочки твэла в нормаль-ных условиях эксплуатации с учетом основного процесса накопления повре-жденности и определяющих ее параметров;
    − разработка модели эффективности управления свойствами твэлов, учи-тывающей требования по безопасности и экономичности их эксплуатации;
    − разработка методов управления конструкционными параметрами твэла
    и температурным режимом теплоносителя, учитывающих поврежденность
    оболочек твэлов, баланс безопасности и экономичности эксплуатации твэлов;
    − разработка робастной вероятностной модели параметров эксплуатации
    твэла, учитывающей неопределенность их знания;
    − разработка методов управления перестановками ТВС и свойствами твэ-лов, учитывающих поврежденность оболочек твэлов, баланс безопасности и
    экономичности эксплуатации твэлов.
    Объект исследования: твэлы легководного реактора в нормальных усло-виях эксплуатации.
    Предмет исследования: модели и методы обоснования безопасной экс-плуатации твэлов легководного реактора.
    Методы исследования: энергетический вариант теории ползучести, мо-делирование изменения поврежденности оболочки твэла в зависимости от
    режимных параметров РУ и конструкционных параметров твэла, размещения
    и вертикального перемещения ОР, перестановок ТВС, компьютерное моде-лирование позволили разработать метод расчета поврежденности оболочки
    11

    твэла; метод вариации постоянных позволил минимизировать количество
    варьируемых и контролируемых параметров при моделировании изменения
    свойств твэла; метод учета поврежденности оболочек твэлов при нормальных
    условиях их эксплуатации в критерии модели эффективности управления
    свойствами твэлов позволил одновременно учесть требования к безопасно-сти и экономичности; метод управления конструкционными параметрами
    твэла позволил предложить метод аксиального профилирования диаметра
    центрального отверстия топливной таблетки; метод управления температур-ным режимом теплоносителя, позволил разработать программу изменения
    мощности ВВЭР-1000 с постоянной входной температурой теплоносителя;
    закон нормального распределения и метод выборок Монте-Карло позволили
    учесть робастные условия эксплуатации твэла; метод управления переста-новками ТВС позволил найти алгоритмы перестановок ТВС ВВЭР-1000, ха-рактеризующиеся минимумом средней поврежденности оболочек твэлов и
    интервалов неопределенности ее значений при максимальной равномерности
    выгорания ядерного топлива среди ТВС алгоритма перестановок; метод
    управления свойствами твэлов при проектировании и эксплуатации РУ поз-волил обеспечить минимум средней поврежденности оболочек и интервалов
    неопределенности ее значений при максимальных равномерности и глубине
    выгорания ядерного топлива, стабильности аксиального офсета (АО).
    Научная новизна результатов:
    − получила дальнейшее развитие математическая модель изменения де-формации и поврежденности оболочки твэла, глубины выгорания ядерного
    топлива на основе решения системы уравнений теплопередачи и механиче-ского взаимодействия между оболочкой твэла и топливной таблеткой мето-дом конечных элементов, отличающаяся использованием энергетического
    варианта теории ползучести для расчета поврежденности оболочки при нор-мальных условиях ее эксплуатации, моделированием влияния изменения
    мощности РУ, размещения и вертикального перемещения ОР, перестановок
    12

    ТВС на поврежденность оболочки твэла, что позволило разработать метод
    расчета поврежденности оболочки, учитывающий ползучесть как основной
    процесс ее разрушения при нормальных условиях эксплуатации;
    − впервые определена мера влияния параметров на поврежденность обо-лочки и получено, что максимальная линейная мощность в твэле и темпера-турный режим теплоносителя определяют поврежденность, локализован сег-мент (АС), ограничивающий ее долговечность, что позволило минимизиро-вать количество варьируемых и контролируемых параметров при моделиро-вании изменения свойств твэла;
    − получила дальнейшее развитие модель эффективности управления
    свойствами твэлов на основе учета показателей экономичности и безопасно-сти эксплуатации твэлов, отличающаяся учетом поврежденности оболочек в
    нормальных условиях их эксплуатации, что позволило одновременно учесть
    требования к экономичности и безопасности для этих условий;
    − впервые разработан метод управления конструкционными параметрами
    твэла на основе учета поврежденности его оболочки, баланса между безопас-ностью и экономичностью эксплуатации твэла, что позволило предложить
    метод аксиального профилирования диаметра центрального отверстия топ-ливной таблетки, характеризующийся низкой поврежденностью оболочек
    при высокой загрузке ядерного топлива;
    − впервые разработан метод управления температурным режимом тепло-носителя на основе учета поврежденности оболочки твэла, что позволило
    разработать программу изменения мощности ВВЭР-1000 с постоянной вход-ной температурой теплоносителя, характеризующуюся минимальной повре-жденностью оболочек при максимальной стабильности аксиального офсета;
    − впервые разработана вероятностная модель параметров эксплуатации
    твэла на основе учета неопределенности параметров, определяющих повре-жденность оболочки твэла, что позволило учесть робастные условия ее экс-плуатации при минимальной размерности вектора случайных величин;
    13

    − получил дальнейшее развитие метод управления перестановками ТВС в
    АКЗ на основе учета вероятности разгерметизации оболочек твэлов в услови-ях запроектной аварии и глубины выгорания ядерного топлива, отличающий-ся учетом поврежденности оболочек твэлов в нормальных условиях их экс-плуатации, что позволило найти алгоритмы перестановок ТВС ВВЭР-1000,
    характеризующиеся минимумом максимальной, средней поврежденности
    оболочек и интервалов неопределенности ее значений при максимальной
    равномерности выгорания ядерного топлива среди ТВС алгоритма переста-новок;
    − впервые разработан метод управления свойствами твэлов при проекти-ровании и эксплуатации РУ на основе итерационного задания параметров,
    определяющих поврежденность оболочек твэлов, глубину выгорания топли-ва, стабильность АО, что позволило обеспечить минимум максимальной,
    средней поврежденности, максимум загрузки топлива, уменьшить вероят-ность разгерметизации оболочек и повысить равномерность выгорания топ-лива за счет уменьшения интервалов разброса значений поврежденности и
    глубины выгорания, обеспечить максимум стабильности АО. Последова-тельный алгоритм управления свойствами твэлов позволяет снизить размер-ность векторов контролируемых параметров и варьируемых детерминирую-щих факторов, а также пространства случайных величин, описывающих
    свойства твэлов.
    Практическая ценность полученных результатов. Основы безопасной
    эксплуатации твэлов легководного реактора позволяют: учитывать накоп-ленную в нормальных условиях эксплуатации РУ поврежденность оболочек
    твэлов; снизить в 5 раз консерватизм оценки условий разрушения оболочки
    твэла по группе прочностных критериев; расширить границы и повысить
    экономичность эксплуатации РУ; разработать регламент и автоматизирован-ный программно-технический комплекс управления свойствами твэлов на
    стадиях проектирования и эксплуатации РУ с учетом поврежденности оболо-
    14

    чек, баланса безопасности и экономичности эксплуатации. На основе ре-зультатов работы получен 1 патент Украины и 1 патент России на изобрете-ние. Результаты внедрены в методиках НАЭК “Энергоатом”, в учебный про-цесс ОНПУ в дисциплинах “Физика ядерно-физических процессов”, “Надеж-ность и ядерная безопасность АЭС”, “Нестационарность процессов и регули-рование ЯЭР”.
    Личный вклад соискателя. Работы [28; 49; 54; 91] выполнены единоли-чно. В совместных публикациях соискателю принадлежит: [9; 18; 26; 45; 46;
    47; 51; 55] – математическая модель изменения деформации и поврежденно-сти оболочки твэла, глубины выгорания ядерного топлива; метод расчета по-врежденности оболочки; [8; 16; 25; 27; 48; 52; 53; 64; 65; 66; 67; 87; 88; 89] –
    определение меры влияния параметров на поврежденность оболочки; лока-лизация сегмента, ограничивающего ее долговечность; минимизация варьи-руемых и контролируемых параметров; [13; 15; 62; 63; 94] – метод управле-ния температурным режимом теплоносителя; [40; 91; 92] – метод управления
    перестановками ТВС в АКЗ; вероятностная модель параметров эксплуатации
    твэла; [40; 41; 90, 93] – модель эффективности управления свойствами твэ-лов; методы управления конструкционными параметрами твэла, свойствами
    твэлов при проектировании и эксплуатации РУ.
    Апробация работы. Результаты работы докладывались на конференциях
    и семинарах: Ежегодные январские научные конференции ИЯИ НАН Украи-ны, 2008, 2011, 2013, Киев; The 2nd, 3rd, 4th International Conferences “Current
    Problems in Nuclear Physics and Atomic Energy”, 2008, 2010, 2012, Kyiv,
    Ukraine; 6-я, 7-я МНТК “Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР”, ОКБ “Ги-дропресс”, 2009, 2011, Подольск, Россия; Всероссийская НТК “Энергетика
    XXI века. Техника, экономика и подготовка кадров”, Уральский федераль-ный университет, 2011, Екатеринбург, Россия; Семинар 17.01.2012 г. Theory
    of Fuel Cladding Life Control Methods в отделе ядерной безопасности и техно-логий корпорации SERCO, Уинфрит, Великобритания; Открытая лекция
    15

    25.01.2012 г. LWR Fuel Optimization на инженерном факультете Кембриджс-кого университета, Кембридж, Великобритания; The XX-th International Con-ference on Physics of Radiation Phenomena and Radiation Material Science,
    Kharkov Institute of Physics and Technology, 2012, Alushta, Ukraine; Ежегодная
    генеральная ассамблея Европейской ассоциации ядерного образования, 2012,
    Сакле, Франция; 2013, Вена, Австрия.
    Публикации. По материалам диссертации сделано 36 публикаций, из них
    24 статей — в научных изданиях, рекомендованных ВАК Украины (11 статей
    SCOPUS), 2 монографии (в соавторстве), 1 патент Украины и 1 патент Рос-сии.
    Структура и объем работы. Диссертация cостоит из введения, пяти
    разделов, 50 рисунков, 48 таблиц, выводов, приложения, списка источников
    из 108 наименований. Объем основного текста диссертации — 243 с.
  • Список литературы:
  • ВЫВОДЫ

    Диссертация содержит новые результаты в области обоснования безопас-ной эксплуатации твэлов легководного реактора, которые решили проблему
    теоретических и технологических основ эксплуатации твэлов легководного
    реактора с учетом накопленной в нормальных условиях поврежденности их
    оболочек.
    В результате решения задач диссертации устранено научно-техническое
    противоречие. Это позволит снизить консерватизм оценки условий разруше-ния оболочки твэла; расширить границы и повысить экономичность эксплуа-тации РУ; разработать регламент и автоматизированный программно-технический комплекс управления свойствами твэлов на стадиях проектиро-вания и эксплуатации РУ с учетом поврежденности оболочек твэлов, баланса
    безопасности и экономичности эксплуатации твэлов.

    Полученные результаты позволяют сформулировать следующие выводы.

    1. Получила дальнейшее развитие математическая модель изменения де-формации и поврежденности оболочки твэла, глубины выгорания ядерного
    топлива на основе решения системы уравнений теплопередачи и механиче-ского взаимодействия между оболочкой твэла и топливной таблеткой мето-дом конечных элементов. Использование энергетического варианта теории
    ползучести для расчета поврежденности оболочки твэла при нормальных
    условиях ее эксплуатации позволило обеспечить независимость лимитирую-щего компонента критерия разрушения оболочки от условий эксплуатации
    твэла и обосновать снижение коэффициента запаса по группе прочностных
    критериев приемки твэла в 5 раз. Моделирование влияния изменения кон-струкционных параметров твэла, мощности РУ, температурного режима теп-лоносителя, размещения и вертикального перемещения ОР СУЗ, перестано-
    239

    вок ТВС на поврежденность оболочки твэла позволило разработать метод
    расчета поврежденности оболочки, учитывающий ползучесть как основной
    процесс накопления поврежденности при нормальных условиях эксплуата-ции РУ, факторы, определяющие поврежденность оболочки, а также ограни-чения по остальным критериям приемки твэла (на примере критериев проч-ностной группы).
    2. Определена количественная мера значимости факторов, детерминиру-ющих поврежденность оболочки твэла РУ с ВВЭР-1000 и найдена чувстви-тельность величины удельной энергии рассеяния к отклонению детермини-рующих факторов. Получено, что максимальная линейная мощность в твэле
    и температурный режим теплоносителя являются наиболее значимыми де-терминирующими факторами, что позволило минимизировать количество
    варьируемых при моделировании изменения свойств твэла детерминирую-щих факторов. Значимыми факторами, детерминирующими поврежден-ность оболочки, являются: максимальная линейная мощность в твэле, темпе-ратура теплоносителя на входе РУ, наружный диаметр оболочки твэла, диа-метр топливной таблетки, толщина оболочки, шаг решетки твэлов, скорость
    теплоносителя на входе РУ, диаметр центрального отверстия таблетки, ко-эффициент теоретической плотности ядерного топлива, начальное давление
    гелия под оболочкой, давление теплоносителя на входе РУ.
    3. Определено, что аксиальные сегменты твэлов, расположенные между
    координатами z = 1,8 и 2,7 м, считая от нижнего края самой нижней топлив-ной таблетки твэла, характеризуются наибольшей поврежденностью оболо-чек и ограничивают их долговечность, учитывая размещение ОР в АКЗ
    ВВЭР-1000 и перестановки ТВС в АКЗ в ходе четырехлетней кампании. Это
    позволило минимизировать количество варьируемых детерминирующих
    факторов и контролируемых параметров при моделировании изменения
    свойств твэла.
    240

    4. Получила дальнейшее развитие модель эффективности управления
    свойствами твэлов, принимающая во внимание показатели безопасности и
    экономичности эксплуатации твэлов, путем одновременного учета в качестве
    контролируемых параметров поврежденности оболочек твэлов в нормальных
    условиях эксплуатации и глубины выгорания топлива, либо поврежденности
    оболочек и массы ядерного топлива в твэле, либо поврежденности оболочек
    и стабильности аксиального офсета. Максимум эффективности Eff управле-ния свойствами твэлов определяется по критерию эффективности, физиче-ский смысл которого заключается в том, что наилучшая совокупность детер-минирующих факторов определяется путем суммирования преимуществ, да-ваемых каждым из контролируемых параметров. Если контролируемый па-раметр выходит за пределы допустимого диапазона, то он вносит негатив-ный вклад в Eff. Модель эффективности управления свойствами твэлов поз-волила предложить методы управления конструкционными параметрами твэ-ла, температурным режимом теплоносителя, перестановками ТВС в АКЗ.
    5. Разработан метод управления конструкционными параметрами твэла
    на основе учета поврежденности его оболочки, баланса между безопасностью
    и экономичностью эксплуатации твэла, что позволило предложить метод ак-сиального профилирования диаметра центрального отверстия топливной
    таблетки, характеризующийся низкой поврежденностью оболочек при высо-кой загрузке ядерного топлива в АКЗ. Контролируемыми параметрами явля-ются поврежденность оболочек и масса ядерного топлива в твэле, варьируе-мым детерминирующим фактором является диаметр центрального отверстия
    топливной таблетки. Для комбинированного цикла нагружения ВВЭР-1000
    показано, что варьируя диаметр центрального отверстия таблетки в макси-мально нагруженных аксиальных сегментах твэла, при фиксированных зна-чениях диаметра центрального отверстия таблетки в остальных аксиальных
    сегментах, возможно достичь максимума Eff.
    241

    6. На основе учета поврежденности оболочек твэлов и аксиальной ста-бильности нейтронного поля в АКЗ разработан метод управления темпера-турным режимом теплоносителя, что позволило предложить программу из-менения мощности ВВЭР-1000 с постоянной входной температурой теплоно-сителя, характеризующуюся минимальной поврежденностью оболочек при
    максимальной стабильности аксиального офсета. Контролируемыми пара-метрами являются поврежденность оболочек и максимальное расхождение
    графиков мгновенного и равновесного аксиального офсета, варьируемым де-терминирующим фактором является программа изменения входной темпера-турой теплоносителя. Для режима суточного маневрирования мощностью
    ВВЭР-1000 показано, что рассчитав усредненную по всем ТВС поврежден-ность оболочек твэлов и максимальное расхождение графиков мгновенного и
    равновесного аксиального офсета, рассматривая при уменьшении мощности
    РУ от 100 до 80 % программы с постоянной входной температурой теплоно-сителя, с постоянной средней температурой теплоносителя и с увеличением
    входной температуры теплоносителя на 1°С, максимум критерия эффектив-ности Eff и цель управления температурным режимом теплоносителя дости-гается при постоянной входной температуре теплоносителя.
    7. На основе учета неопределенности детерминирующих факторов разра-ботана вероятностная модель параметров эксплуатации твэла, что позволило
    учесть робастные условия его эксплуатации при минимальной размерности
    вектора случайных величин. Поскольку неопределенность в знании макси-мальной линейной мощности в твэле в 5 раз превышает неопределенность в
    знании температуры теплоносителя на входе РУ, а чувствительность величи-ны удельной энергии рассеяния к отклонению максимальной линейной мощ-ности в твэле

    более чем в 3 раза превышает чувствительность к отклонению
    температуры теплоносителя на входе РУ, обоснована возможность сокраще-ния расчетных затрат путем учета неопределенности в знании только

    макси-мальной линейной мощности в твэле.
    242

    8. Получил дальнейшее развитие метод управления перестановками ТВС
    в АКЗ реактора, учитывающий вероятность разгерметизации оболочек твэлов
    в условиях запроектной аварии и глубину выгорания ядерного топлива, за
    счет учета поврежденности оболочек твэлов в нормальных условиях их экс-плуатации. Это позволило найти алгоритмы перестановок ТВС в АКЗ ВВЭР-1000, характеризующиеся минимумом максимальной, средней поврежденно-сти оболочек при максимуме равномерности выгорания ядерного топлива
    среди ТВС алгоритма перестановок, снизить величину интервалов разброса
    значений поврежденности и глубины выгорания среди ТВС алгоритма пере-становок. Рассматривая ТВС, используемые при каком-либо алгоритме их
    перестановок, контролируемыми параметрами являются максимальное и
    среднее значения поврежденности, минимальное значение выгорания, а ва-рьируемым детерминирующим фактором является алгоритм перестановок
    ТВС. Цель управления перестановками ТВС достигнута для случайного ал-горитма перестановок ТВС, для которого максимальное значение повре-жденности оболочек в 1,2 раз меньше соответствующей величины, усреднен-ной по двум практическим алгоритмам. По сравнению с практическими ал-горитмами интервал разброса значений поврежденности и глубины выгора-ния меньше в 1,8 и 2,1 раз, соответственно. Следовательно, метод управления
    перестановками ТВС позволяет значительно сократить вероятность превы-шения величиной поврежденности оболочек твэлов некоторого установлен-ного лимита, повысить равномерность распределения глубины выгорания
    топлива среди ТВС алгоритма перестановок.
    9. На основе метода управления перестановками ТВС, учитывая робаст-ные условия эксплуатации твэлов с интервалом неопределенности для мак-симальной линейной мощности в твэле,

    равным

    %10
    , используя 100 выбо-рок метода Монте-Карло, получено, что результаты робастного анализа Eff в
    целом соответствуют результатам детерминистского анализа, однако более
    консервативны. Вследствие сильной, нелинейной зависимости поврежденно-
    243

    сти оболочки от максимальной линейной мощности в твэле, результаты ро-бастного анализа Eff могут не совпадать с результатами детерминистского
    анализа.

    Достижение цели управления перестановками ТВС при учете ро-бастных условий эксплуатации твэлов определяется по достижению одно-временно самого высокого значения для средней величины

    Eff и самого низ-кого значения для стандартного отклонения Eff,

    либо на основе компромисса
    между этими величинами.
    10. Разработан метод управления свойствами твэлов при проектирова-нии и эксплуатации РУ на основе итерационного задания детерминирующих
    факторов, что позволило обеспечить минимум максимальной и средней по-врежденности оболочек, максимум загрузки ядерного топлива и глубины его
    выгорания в ТВС, обеспечить максимум стабильности аксиального офсета,
    снизить примерно в 2 раза величину интервалов разброса значений повре-жденности оболочек и глубины выгорания топлива, что дает возможность
    уменьшить вероятность разгерметизации оболочек и повысить равномер-ность выгорания топлива для алгоритма перестановок ТВС. Последователь-ный алгоритм управления свойствами твэлов позволяет снизить размерность
    векторов контролируемых параметров и варьируемых детерминирующих
    факторов, а также пространства случайных величин, описывающих свойства
    твэлов.
    В приложении приведены документы о внедрении результатов диссер-тационной работы в ГП НАЭК “Энергоатом”, в учебном процессе и научно-исследовательских работах ОНПУ.










    СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ

    1. Оценка развития атомной энергетики Украины на долгосрочную пер-спективу / [Власенко Н.И., Кухарчук Н.П., Годун О.В. и др.] // Тр. XX межд.
    конф. по физике радиационных явлений и радиационному материаловеде-нию. – Алушта: ННЦ “Харьковский физико-технический институт”, 10-15
    сент. 2012.– С. 7–8.
    2. Fuel R & D to Improve Fuel Reliability / R. Yang, B. Cheng, J. Deshon et
    al. // Journal of Nuclear Science and Technology.– 2006.– Vol. 43.– No. 9. – Р.
    951–959.
    3. Рыжов, С.Б. О новых проектах реакторных установок ВВЭР на совре-менном этапе развития атомной энергетики / С.Б. Рыжов, В.А. Мохов, А.К.
    Подшибякин и др. // Cб. тезисов 6-й межд. научно-техн. конф. “Обеспечение
    безопасности АЭС с ВВЭР”. – Подольск: ОКБ “Гидропресс”, 2009. – С. 19–
    20.
    4. Нормативные требования к прочности и надежности элементов РУ
    ВВЭР и вопросы безопасности / В.П. Семишкин, С.Б.Рыжов, В.А. Мохов,
    В.А. Пиминов // Cб. тезисов 6-й межд. научно-техн. конф. “Обеспечение без-опасности АЭС с ВВЭР”. – Подольск: ОКБ “Гидропресс”, 2009. – С. 119.
    5. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97 НП-001-97 (ПНАЭ Г-01-011-97) / В.М. Беркович, А.М. Букринский,
    М.И. Мирошниченко, В.А. Сидоренко.– М.: Федеральный надзор России по
    ядерной и радиационной безопасности (Госатомнадзор России), 1998. – 24 с.
    6. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций
    НП-082-07 (взамен ПНАЭ Г-1-024-90, ПБЯ РУ АС-89).– М.: Федеральная
    служба по экологическому, технологическому и атомному надзору, 2008. –
    21 с.
    7. Семишкин, В.П. Расчетно-экспериментальные методы обоснования
    поведения твэлов и ТВС ВВЭР в аварийных режимах с большой течью из
    245

    первого контура РУ: автореф. дис. на соискание ученой степени доктора
    техн. наук: спец. 05.14.03 “Ядерные энергетические установки, включая про-ектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации” / В.П. Семишкин. –
    М., 2007. – 48 с.
    8. Сузуки, М. Моделирование поведения твэла легководного реактора в
    различных режимах нагружения / автор. пер. с англ. С.Н. Пелых. – Одесса:
    Астропринт, 2010. – 218 с.
    9. Pelykh, S.N. Model of cladding failure estimation under multiple cyclic re-actor power changes / S.N. Pelykh, M.V. Maksimov, V.E. Baskakov // Proc. of the
    2-nd int. conf. “Current problems of nuclear physics and atomic energy”. – K.: In-stitute for Nuclear Research, 2008. – P. 638–641.
    10. Обеспечение работоспособности ядерного топлива в маневренных
    режимах. – В сб.: Украинско-рос. научно-практ. сем. “Опыт эксплуатации и
    внедрения топлива ВВЭР нового поколения” / [Новиков В.В., Медведев А.В.,
    Богатырь С.М. и др.].– Хмельницкий: ХАЭС, 2005. – 22 с.
    11. Deformation behavior of Zircaloy-4 cladding under cyclic pressurization /
    J.H. Kim, M.H. Lee, B.K. Choi, Y.H. Jeong // Journal of Nuclear Science and
    Technology.– 2007.– Vol. 44.– Р. 1275–1280.
    12. Алексеев, Е. Е. Разработка методов расчета работоспособности твэ-лов ВВЭР в вероятностной и детерминистической постановке: автореф. дис.
    на соискание ученой степени канд. техн. наук: спец. 05.14.03 “Ядерные энер-гетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из
    эксплуатации” / Е. Е. Алексеев. – М., 2008. – 31 с.
    13. Pelykh, S.N. Cladding rupture life control methods for a power-cycling WWER-1000 nuclear unit / S.N. Pelykh, M.V. Maksimov // Nuclear En-gineering and Design. – 2011. –Vol. 241, № 8. – P. 2956–2963.
    14. Овчинников, Ф.Я. Эксплуатационные режимы водо-водяных энерге-тических реакторов / Ф.Я. Овчинников, В.В. Семенов.– М.: Энергоатомиздат,
    1988. – 359 с.
    246

    15. Пелых, С.Н. Анализ устойчивости активной зоны ядерного реактора
    ВВЭР-1000 при различных программах регулирования реакторной установки
    / С.Н. Пелых, А.А. Назаренко, Т.А. Цисельская // Тр. Одес. политехн. ун-та. –
    2011. – Вып. 2 (36). – С. 109–114.
    16. Влияние неопределенности исходных данных на оценку долговеч-ности оболочки твэла при переменном режиме эксплуатации / M.В. Maкси-мов, С.Н. Пелых, О.В. Маслов, В.Е. Баскаков // Ядерная и радиационная без-опасность. – 2009. – Вып. 2. – С. 13–18.
    17. Шмелев, В. Д. Активные зоны ВВЭР для атомных электростанций / В.
    Д. Шмелев, Ю. Г. Драгунов, В. П. Денисов. – М.: Академкнига, 2004. – 220 с.
    18. Метод оценки разрушения оболочки ядерного реактора, работающего
    в переменной части графика нагрузки / М.В. Максимов, С.Н. Пелых,
    О.В.Маслов, В.Е.Баскаков // Cб. тезисов 6-й межд. науч.-техн. конф. “Обес-печение безопасности АЭС с ВВЭР”. – Подольск: ОКБ “Гидропресс”, 2009. –
    С. 133.
    19. Филимонов, П.Е. Исследование и развитие методов управления мощ-ностью и распределением энерговыделения реактора ВВЭР–1000 / П.Е. Фи-лимонов, С.П. Аверьянова // Cб. трудов 2-й межд. научно-техн. конф. “Без-опасность, эффективность и экономика атомной энергетики”. Часть 1.– М.:
    РНЦ “Курчатовский ин-т”, 2001. – С. 271–276.
    20. Dittus, F.W. Equation for in-tube forced convection heat transfer
    coefficient calculation / F.W. Dittus , L.M. Boelter // University of California
    engineering publications. – 1930. – № 2. – P. 443–447.
    21. Chen, J.A. Correlation for boiling heat transfer to saturated fluids in
    convective flow // Process design developments. – 1966. – № 5.– P. 126–133.
    22. Ross, A.M. Heat transfer coefficient between UO2 and zircaloy-2. CRFD-1075 / A.M. Ross, R.L. Stoute.– Chalk River: Atomic energy of Canada Ltd.,
    1962. – 72 p.
    247

    23. MacDonald, P.E. MATPRO-09, a handbook of materials properties for use
    in the analysis of light water reactor fuel rod behavior. TREE NUREG-1005.–
    Idaho Falls: Idaho National Engineering Lab., 1976.– 402 p.
    24. Hohorst, J.K. MATPRO-A, a library of materials properties for light-water-reactor accident analysis. NUREG/CR-5273-Vol.4.– Idaho Falls: Idaho National
    Engineering Lab., 1990.– 1098 p.
    25. Принципы управления долговечностью оболочек твэлов в перемен-ном режиме ВВЭР-1000 / С.Н. Пелых, M.В. Maксимов, Р.Л. Гонтарь, Т.А.
    Цисельская // Cб. тезисов 7-й межд. науч.-техн. конф. “Обеспечение безопас-ности АЭС с ВВЭР”. – Подольск: ОКБ “Гидропресс”, 2011. – С. 59.
    26. Model of cladding failure estimation for a cycling nuclear unit / M. V.
    Maksimov, S. N. Pelykh, O. V. Maslov, V. E. Baskakov // Nuclear Engineering
    and Design. – 2009. –Vol. 239, № 12. – P. 3021–3026.
    27. Pelykh, S.N. Theory of fuel life control methods at Nuclear Power Plants
    (NPP) with Water-Water Energetic Reactor (WWER) / S.N. Pelykh, M.V. Maksi-mov // Nuclear Reactors / A.Z. Mesquita. – Rijeka, 2012. – Chapter 10. – P. 197–
    230.
    28. Пелих, С.М. Математична модель змiни властивостей оболонки твела
    ВВЕР–1000 в змiнному режимi навантаження // Ядерна фізика та енергетика.
    – 2010. – Т. 11, № 3 – С. 275–279.
    29. Suzuki, M. Light water reactor fuel analysis code FEMAXI-V (Ver.1).
    JAERI-Data/Code 2000-030. – Tokai: Japan atomic energy research institute,
    2000. – 285 p.
    30. Turnbull, J.A. The diffusion coefficients of gaseous and volatile species
    during the irradiation of uranium dioxide / J.A. Turnbull, C.A. Friskney // Journal
    of nuclear materials. – 1982. – № 107. – P. 168–184.
    31. Ishimoto, S. Conductivity of nuclear fuels in high burnup regions/ S.
    Ishimoto, M. Hirai, K. Ito, Y. Korey // Journal of nuclear science and technology.
    – 1994. – № 31.– P. 796–802.
    248

    32. Itoh, K. Finite element model for analysis of fission gas release from UO2
    fuel / K. Itoh, R. Iwasaki, Y. Iwano // Journal of nuclear science and technology. –
    1985. – № 22.– P. 129–138.
    33. Lyons, M.F. Model of UO2 fuel grain growth / M.F. Lyons , R.F. Boyle ,
    J.H. Davis , V.E. Hazel // Nuclear engineering and design. – 1972. – № 21.– P.
    167–169.
    34. Hirai, M. Grain size effects on fission gas release and bubble swelling at
    high burnup / M. Hirai, T. Hosokawa, K. Une, K. Yanai // Proc. int. topical meet-ing on light water fuel performance.– Park City, 2000.– 437 p.
    35. Battel. High burnup effects information committee report on the Task 3 of
    Battelle high burnup effects program, T90802: The Central Research Institute of
    Electric Power Industry, 1990.
    36. Cunningham, M.E., Freshley, M.D. and Lanning, D.D. Development and
    characteristics of the rim region in high burnup UO2 fuel pellets // Journal of Nu-clear Materials. – 1992. – No. 188. – P. 19–27.
    37. Present, R.D. Kinetic Theory of Gases. – N.Y.: McGraw–Hill, 1958, 55 p.
    38. Воробьев, Р. Ю. Aльбoмы нeйтpoннo-физичecкиx xapaктepиcтик aк-тивнoй зoны peaктopa энepгoблoкa № 5 ЗAЭC, кaмпaнии 20-23 / Р. Ю. Воро-бьев. − Энергодар: Запорожская АЭС, 2008-2011. − 323 с.
    39. Соснин, О. В. Энергетический вариант теории ползучести / О.В. Сос-нин, Б.В. Горев, А.Ф. Никитенко. − Новосибирск: Ин-т термодинамики СО
    АН СССР, 1986. − 95 с.
    40. Pelykh, S. N. A method for VVER-1000 fuel rearrangement optimization
    taking into account both fuel cladding durability and burnup / S.N. Pelykh, M.V.
    Maksimov, G. T. Parks // Nuclear Engineering and Design. – 2013. –Vol. 257, №
    4. – P. 53–60.
    41. Пелых, С. Н. Метод управления свойствами твэлов в нормальных
    условиях эксплуатации легководного реактора / С. Н. Пелых, M. В. Maкси-
    249

    мов, А. А. Назаренко // Тр. Одес. политехн. ун-та. – 2012. – Вып. 2 (39). – С.
    113–123.
    42. Филимонов, П. Е. Программа ”Имитатор реактора” для моделирова-ния маневренных режимов работы ВВЭР-1000 / П.Е. Филимонов, В.В. Ма-мичев, С.П. Аверьянова // Атомная энергия. – 1998. – Т. 84, № 6. – С. 560–
    563.
    43. Немировский, Ю. В. Об оценке времени безопасной эксплуатации
    конструкций и сооружений // Тр. межд. конф. по конструкционному матери-аловедению. – Н.: СО РАН, 2001. – Т. 6. – С. 328 – 333.
    44. Любашевская, И. В. Оценка интенсивности процесса ползучести и
    длительности до разрушения материала на базе деформационной теории /
    И. В. Любашевская, И. В. Новоселя, О. В. Соснин // Тр. науч.–практ. конф.–
    Новокузнецк: Новокузнец. филиал Кемеров. ГУ, 2006. – С. 54 – 59.
    45. Maксимов, M. В. Метод анализа времени эксплуатации оболочки твэ-ла при работе ядерного реактора в режиме переменных нагрузок / M. В. Maк-симов, С. Н. Пелых, В. Е. Баскаков // Тр. Одес. политехн. ун-та. – 2008. –
    Вып. 1 (29). – С. 94–98.
    46. Метод оценки эффективности алгоритма маневра мощностью энерго-блока с реактором типа ВВЭР / M. В. Maксимов, С. Н. Пелых, О. В. Маслов,
    В. Е. Баскаков // Изв. вузов. Ядерная энергетика. – 2008. – Вып. 4. – С. 128–
    139.
    47. Maксимов, M. В. Метод оценки времени эксплуатации оболочки твэла
    в режиме переменных нагрузок / M.В. Maксимов, С.Н. Пелых // Ядерная и
    радиационная безопасность. – 2008. – Вып. 3. – С. 3–6.
    48. Пелых, С. Н. Комплексный критерий эффективности алгоритма ма-неврирования мощностью РУ с ВВЭР-1000 в переменном режиме / С.Н. Пе-лых, В.Е. Баскаков, Т.В. Цисельская // Тр. Одес. политехн. ун-та. – 2009. –
    Вып. 2. – С. 53–58.
    250

    49. Пелих, С. М. Порівняння ефективності алгоритмiв маневру потуж-ністю ВВЕР-1000 // Наукові вісті НТУУ "КПІ".– 2010. – № 5 (73). – С. 10–15.
    50. Баскаков, В. Е. Компромиссно-комбинированный метод регулирова-ния мощности РУ с ВВЭР-1000 (В-320) в переменном режиме нагружения:
    дис. на соискание ученой степени кандидата техн. наук: спец. 05.14.14
    “Тепловые и ядерные энергоустановки” / В. Е. Баскаков. – Одесса, 2010. –
    173 с.
    51. Метод оценки эксплуатационного ресурса оболочки твэла ВВЭР-1000
    в различных режимах нагружения / M. В. Maксимов, С. Н. Пелых, О. В. Мас-лов, В. Е. Баскаков // Атомная энергия. – 2010. – Т. 108, Вып. 5. – С. 294–299.
    52. Maксимов, M.В. Cравнение долговечности оболочек твэлов реактора
    ВВЭР-1000, работающего в переменном режиме / M.В. Maксимов, С.Н. Пе-лых, В.Е. Баскаков // Тр. Одес. политехн. ун-та. – 2009. – Вып. 1 (31). – С.
    49–53.
    53. Методика сравнения долговечности оболочек твэлов, работающих в
    переменном режиме / М.В. Максимов, С.Н. Пелых, О.В. Маслов, В.Е. Баска-ков // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика радиационных повре-ждений и радиационное материаловедение. – 2009. – Вып. 4/2. – С. 192–197.
    54. Пелих, С.М. Метод оцiнки мiцностi оболонки твела ВВЕР-1000 на
    основi енергетичного варiанту теорiї повзучостi // Зб. наук. праць Севасто-польского нац. ун-ту ядерноï енергіï та промисловостi.– 2010. – Вип. 3 (35). –
    С. 40–46.
    55. Моделирование поведения твэла легководного реактора в различных
    режимах нагружения / M.В. Maксимов, С.Н. Пелых, Р.Л. Гонтарь, Т.В. Ци-сельская // Сб. науч. тр. Севастопольского нац. ун-та ядерной энергии и про-мышленности. – 2010. – Вып. 4(36). – С. 50–58.
    56. Иванов, В. А. Эксплуатация АЭС. – СПб.: Энергоатомиздат, 1994. –
    384 с.
    251

    57. АЭС с ВВЭР: режимы, характеристики, эффективность /[Аминов Р. З.,
    Хрусталев В.А., Духовенский А.С., Осадчий А.И.].– М.: Энергоатомиздат,
    1990. – 365 с.
    58. Запорожская АЭС: блоки 5,6 (расширение до 6000 МВт). Проект.– М.:
    Ин-т ”Атомтеплоэлектропроект”,1985.–214 с. – (Препринт / Ин-т ”Атомтеп-
    лоэлектропроект”; ТП.З. 3.7 (т. 1)).
    59. Филипчук, Е. В. Управление нейтронным полем ядерного реактора /
    Е. В. Филипчук, П. Т. Потапенко, В. В. Постников. − М.: Энергоатомиздат,
    1981. − 280 с.
    60. Дементьев, Б.А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов.– М.:
    Энергоатомиздат, 1986. – 272 с.
    61. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов /
    Г.Г. Бартоломей, Г.А. Бать, В.Д. Байбаков, М.С. Алхутов. – М.: Энергоатом-издат, 1986. – 512 с.
    62. Пат. 100070 України, МПК

    G 21 C 7/00. Спосіб управління ядерною
    енергетичною установкою з реактором водяного типу при зміні потужності
    реактора або зовнішнього навантаження / Максимов М.В., Пелих С.М., Бас-каков В.Е, Цисельська Т.О.; заявник та патентовласник Максимов М.В., Пе-лих С.М., Баскаков В.Є, Цисельська Т.О. – № а201102326; заявл. 28.02.2011;
    опубл. 12.11.2012, Бюл. № 21/2012.
    63. Пат. 2470391 Российской Федерации, МПК G 21 C 7/00. Способ
    управления ядерной энергетической установкой с реактором водяного типа
    при изменении мощности реактора или внешней нагрузки / Максимов М.В.,
    Пелых С.Н., Баскаков В.Е, Цисельская Т.А.; заявитель и патентообладатель
    Максимов М.В., Пелых С.Н., Баскаков В.Е, Цисельская Т.А. – №
    2011121323/07; заявл. 25.05.11; опубл. 20.12.12, Бюл. № 35.
    64. Pelykh, S.N. Estimation of local linear heat rate jump values in the variable
    loading mode / S. N. Pelykh, R. L. Gontar, T.V. Tsiselskaya // Nuclear Physics
    and Atomic Energy. – 2011. – Vol. 12, № 3. – P. 242–245.
    252

    65. Оценка аксиального распределения параметра повреждения оболоч-ки твэла ВВЭР-1000 при суточном маневрировании / M.В. Maксимов, С.Н.
    Пелых, О.В. Маслов, В.Е. Баскаков // Изв. вузов. Ядерная энергетика. – 2011.
    – № 2. – С. 162–170.
    66. Pelykh, S.N. Estimation of local linear heat rate jump values in the variable
    loading mode / S. N. Pelykh, R. L. Gontar, T.V. Tsiselskaya // Proc. of the 3-rd
    int. conf. “Current problems of nuclear physics and atomic energy”. – K.: Institute
    for Nuclear Research, 2010. – P. 505–508.
    67. Maксимов, M.В. Oсновы управления ресурсом оболочки твэла в пере-менном режиме нагружения ВВЭР-1000 / M.В. Maксимов, С.Н. Пелых, Р.Л.
    Гонтарь // Атомная энергия. – 2012. – Т. 112, Вып. 4. – С. 199–206.
    68. Кобылянский, Г.П. Радиационная стойкость циркония и сплавов на
    его основе. Справочные материалы по реакторному материаловедению / Г.П.
    Кобылянский, А.Е. Новоселов. – Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1996. –
    176 с.
    69. Маркелов, В.А. Оптимизация сплава Э110 для оболочек твэлов
    ВВЭР–1000 / В.А. Маркелов, В.В. Новиков, М.М. Перегуд // Cб. тезисов 5-й
    межд. научно-техн. конф. “Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР”. – По-дольск: ОКБ “Гидропресс”, 2007. – С. 72.
    70. Займовский, А.С. Циркониевые сплавы в ядерной энергетике / А.С.
    Займовский, А.В. Никулина, Н.Г. Решетников. – М.: Энергоиздат, 1994. – 232
    с.
    71. Lassmann, K. TRANSURANUS: A fuel rod analysis code ready for use in
    simulators and plant analyzers / K. Lassmann, J. Miettinen, H. Holmstroem // Proc.
    specialist meeting on simulators and plant analyzers. – Lappeenranta (Finland):
    CSNI, 1992. – p.185–204.
    72. Бибилашвили, Ю.К. Приемочные критерии, используемые при лицен-зировании твэлов типа ВВЭР // Сб. докладов 7-й Рос. конф. по реакторному
    материаловедению. – Димитровград: НИИ Атомных реакторов, 2003.– 328 с.
    253

    73. Nuclear power for the 21-st century: international ministerial conference,
    (Paris, 21–22 march 2005 y.). – Vienna: IAEA, 2005. – 298 p.
    74. Бронніков, В. Перспективи розвитку ядерної електрогенерації в кон-тексті завдань Енергетичної стратегії України / В. Бронніков, Л. Литвинський
    // Національна безпека і оборона. – 2008. – № 3. – С. 42 – 45.
    75. Неклюдов, И.М. Состояние и проблемы атомной энергетики в Укра-ине // Вопр. атомной науки и техники. Сер. Физика радиационных поврежде-ний и радиационное материаловедение. – 2007. – № 2. – С. 3–9.
    76. Вишневский, И.Н. О стратегии развития ядерной энергетики в Укра-ине на период до 2030 года и последующая перспектива. Материалы информ.
    центра ОП ЗАЭС / И.Н. Вишневский, Л.Л. Литвинский.– К.: Ин-т ядерных
    исследований НАНУ, 2007. – 14 с.
    77. Толстоногов, В.К. О состоянии работ по управлению ресурсом энер-гоблоков АЭС Украины. – Чернобыль: ОЯРБ МНТЦ "Укрытие", ПО ЧАЭС ,
    2007. – 19 с.
    78. Рыжов, С.Б. О новых проектах реакторных установок ВВЭР на совре-менном этапе развития атомной энергетики / С.Б. Рыжов, В.А. Мохов, А.К.
    Подшибякин // Cб. тезисов 6-й межд. научно-техн. конф. “Обеспечение без-опасности АЭС с ВВЭР”. – Подольск: ОКБ “Гидропресс”, 2009. – С. 19.
    79. Троянов, В. М. Ядерное топливо для реакторов ВВЭР. Современное
    состояние и перспективы // Cб. тезисов 6-й межд. научно-техн. конф. “Обес-печение безопасности АЭС с ВВЭР”. – Подольск: ОКБ “Гидропресс”, 2009. –
    С. 22.
    80. Cб. трудов 2-й межд. научно-техн. конф. “ Безопасность, эффектив-ность и экономика атомной энергетики”. Часть 1. – М.: ВНИИАЭС, 2001. –
    342 с.
    81. Hagrman, D.L. MATPRO-11, a handbook of materials properties for use in
    the analysis of light water reactor fuel rod behavior. NUREG/CR-0497, TREE-1280, Rev.3 / D.L. Hagrman, G.A. Reyman.– Idaho Falls: Idaho National
    254

    Engineering Lab., 1979.– 482 p.
    82. White, R.J. A new fission gas release model / R.J. White, M.O. Tucker //
    Journal of nuclear materials. – 1983. – № 118. – P. 1–38.
    83. Christensen, J.A. Melting point of irradiated uranium dioxide / J. A.
    Christensen, R. J. Allio, A. Biancheria // Trans. American Nuclear Society. – 1964.
    – № 7.– P. 390–399.
    84. Ashby, M.F. Engineering materials 1. An introduction to properties,
    applications and design / M.F. Ashby, D.R. Jones. – Burlington: Elsevier
    Butterworth–Heinemann, 2005. – 409 p.
    85. База данных по ЯППУ для анализа проектных аварий ЮУ АЭС,
    энергоблок № 1. – Южноукраинск: ЮУ АЭС, 1999. – 643 с.
    86. Design of the core for nuclear power plants: safety guide № NS-G-1.12.–
    Vienna: IAEA, 2004.– 247 p.
    87. Способы управления ресурсом оболочек твэлов / М.В. Максимов,
    С.Н. Пелых, А.А. Назаренко, Т.А. Цисельская // Сб. науч. тр. Севастополь-ского нац. ун-та ядерной энергии и промышленности. – 2011. – Вып. 2 (38). –
    С. 52–62.
    88. Управление свойствами ядерного топлива в переменном режиме
    нагружения легководного реактора / М.В. Максимов, С.Н. Пелых, Р.Л. Гон-тарь // Сб. науч. тр. Севастопольского нац. ун-та ядерной энергии и промыш-ленности. – 2011. – Вып. 4 (40). – С. 34–40.
    89. Методы управления ресурсом оболочек твэлов легководных реакто-ров / C.Н. Пелых, О.Б. Максимова, Р.Л. Гонтарь, Т.А. Цисельская // Cб. мат.
    Всерос. науч.-практ. конф., посвященной 50-летию каф. «Атомная энергети-ка» Урал. фед. ун-та 6-8 окт. 2011 г. “Энергетика XXI века. Техника, эконо-мика и подготовка кадров. Ч. 1”. – Екатеринбург: Урал. фед. ун-т им. первого
    Президента России Б.Н. Ельцина, 2011. – С. 54–57.
    90. Pelykh, S.N. Theory of VVER-1000 fuel rearrangement optimization tak-ing into account both fuel cladding durability and burnup / S. N. Pelykh, M.V.
    255

    Maksimov // Proc. of the XX-th Int. Conf. on Physics of Radiation Phenomena and
    Radiation Material Science. – Alushta: Kharkov Institute of Physics and Technol-ogy, 10–15 September 2012. – P. 189–190.
    91. Pelykh, S.N. A model of fuel rearrangement optimization for a VVER-1000 cycling unit considering reactor power growth up to 110 % / S. N. Pelykh //
    Odes’kyi Natsional’nyi Politechnichnyi Universytet. Pratsi. – 2012. – Вып. 1(38).
    – С. 112–117.
    92. Pelykh, S.N. VVER-1000 fuel rearrangement optimization taking into ac-count both fuel cladding durability and burnup / S. N. Pelykh, M.V. Maksimov //
    Proc. of the 4-th int. conf. “Current Problems in Nuclear Physics and Atomic En-ergy”. Book of Abstracts. – K.: Institute for Nuclear Research, 3–7 September
    2012. – P. 122–123.
    93. Пелых, С. Н. Теоретические и технологические основы безопасной
    эксплуатации твэлов легководного реактора / С. Н. Пелых, М. В. Максимов
    // Тезисы докладов XX ежегодной науч. конф. Ин-та ядерных исследований
    НАН Украины 28 января–01 февраля 2013 г. – K.: Ин-т ядерных исследова-ний НАН Украины, 2013. – C. 94–95.
    94. Cпособ стабилизации аксиального распределения нейтронного поля
    при маневрировании мощностью ВВЭР-1000 / M.В. Maксимов, С.Н. Пелых,
    Т.А. Цисельская, В.Е. Баскаков // Ядерная и радиационная безопасность. –
    2011. – № 1 (49). – С. 27–32.
    95. Филимонов, П.Е. Исследование и развитие методов управления мощ-ностью и распределением энерговыделения реактора ВВЭР–1000 / П.Е. Фи-лимонов, С.П. Аверьянова // Cб. трудов 2-й межд. научно-техн. конф. “Без-опасность, эффективность и экономика атомной энергетики”. Часть 1.– М.:
    РНЦ “Курчатовский ин-т”, 2001. – С. 271–276.
    96. Филимонов, П.Е. Управление энергораспределением ВВЭР с помо-щью офсет–офсетной диаграммы // Атомная энергия. – 1992. – Т. 73, № 3. –
    С. 175–179.
    256

    97. Коренной, А.А. Устойчивость поля нейтронов при переходных про-цессах в активной зоне реактора ВВЭР–1000: дис. ... кандидата техн. наук:
    05.14.14 / Коренной Андрей Алексеевич. – К., 2003. – 144 с.
    98. Филимонов, П.Е. Поддержание равновесного офсета – эффективный
    способ подавления ксеноновых колебаний в ВВЭР-1000 / П.Е. Филимонов,
    С.П. Аверьянова // Атомная энергия. – 2001. – Т. 90, № 3. – С. 184–186.
    99. Аверьянова, С.П. Внедрение усовершенствованных алгоритмов
    управления энерговыделением активной зоны ВВЭР–1000 на ХАЭС / С.П.
    Аверьянова, Ю.М. Семченков, П.Е. Филимонов // Атомная энергия. – 2005. –
    Т. 98, № 6. – С. 414–421.
    100. Филимонов, П.Е. Испытания маневренности ВВЭР-1000 на 5-м бло-ке Запорожской АЭС / П.Е. Филимонов, С.П. Аверьянова, С.Г. Олейник //
    Атомная энергия. – 1998. – Т. 85, № 5. – С. 364–367.
    101. Аверьянова, С.П. Развитие, внедрение и современное состояние рас-четной программы ”Имитатор реактора” / С.П. Аверьянова, А.И. Ковель, В.В.
    Мамичев, П.Е. Филимонов // Атомная энергия. – 2008. – Т. 105, № 4. – С.
    237–240.
    102. Филимонов, П.Е. Настройка расчетной модели на текущее состояние
    реактора / П.Е. Филимонов, С.П. Аверьянова // Атомная энергия. –1996. – Т.
    80, № 6. – С. 482–485.
    103. Аверьянова, С.П. Контроль локальной линейной мощности твэлов в
    активной зоне ВВЭР-1000 с помощью офсет–мощностной диаграммы / С.П.
    Аверьянова, Г.Л. Лунин, В.Н. Проселков // Атомная энергия. – 2002. – Т. 93,
    № 1. – С. 13–18.
    104. Горохов, А.К. Ограничение аксиального офсета в реакторах ВВЭР-1000 при выполнении маневров мощности // Вопросы атомной науки и тех-ники. Сер. ”Обеспечение безопасности АЭС”. – 2007. – № 16. – С. 31–44.
    105. Бурукин, А.В. Испытания в реакторе ”Мир” твэлов ВВЭР в режимах
    с циклическим изменением мощности / А.В. Бурукин, А.Ф. Грачев, В.В. Ка-
    257

    лыгин // Атомная энергия. – 2008. – Т. 104, № 2. – С. 80–84.
    106. Алексеев, А.В. Формирование нейтронно-физических условий для
    проведения в реакторе ”Мир” испытаний твэлов ВВЭР в нестационарных
    режимах с увеличением мощности / А.В. Алексеев, В.В. Калыгин, А.П. Мал-ков // Атомная энергия. – 2008. – Т. 104, № 5. – С. 279–284.
    107. Parks, G.T. An intelligent stochastic optmization routine for nuclear fuel
    cycle design / G.T. Parks // Nuclear Technology. – 1990. – Issue 2. – P. 233–246.
    108. Соколов, Д.А. Повышение мощности ВВЭР-1000 / Д.А. Соколов,
    В.В. Ким, В.И. Кузнецов // Тр. Одес. политехн. ун-та. − 2007. – Вып. 2(28). −
    С. 60−64.
  • Стоимость доставки:
  • 200.00 грн


ПОИСК ДИССЕРТАЦИИ, АВТОРЕФЕРАТА ИЛИ СТАТЬИ


Доставка любой диссертации из России и Украины