Пошук академічних текстів

Інформація × Реєстраційний номер 0825U000666, Дисертація доктора філософії На здобуття Доктор філософії Дата захисту 08-06-2023 Статус Захищена Назва роботи Удосконалення технології діагностики течі з першого контуру в другий за допомогою детекторів іонізуючого випромінювання для реакторних установок з ВВЕР-1000 Здобувач Филонич Юрій Володимирович, Керівник Комаров Юрій Олексійович Опонент Борисенко Володимир Іванович Опонент Клевцов Сергій Валерійович Рецензент Барбашев Сергій Вікторович Рецензент Скалозубов Володимир Іванович Опис Дисертаційна робота присвячена питанням удосконалення способу контролю стану захисних бар’єрів на атомних електричних станціях (АЕС) шляхом розрахункового обґрунтування значення уставки запуску автоматизованого алгоритму управління течами з першого контуру в другий (ТПКД) за величиною потужності поглиненої дози (ППД) біля паропроводів парогенератора (ПГ), яка корелює з величиною об’ємної активності (ОА) в області детектування. На сьогодні важливим питанням залишається контроль величини протікання при ТПКД на АЕС з реакторами ВВЕР-1000 за допомогою технічних засобів. Вирішення зазначеної проблеми передбачається в рамках комплексної (зведеної) програми підвищення рівня безпеки енергоблоків АЕС (КзППБ) шляхом оснащення українських ВВЕР-1000 системою управління аварією (СУА) ТПКД. Як відомо, на дану систему покладено функції автоматизованої реалізації заходів щодо переведення реакторної установки(РУ) в безпечний стан без втручання оперативного персоналу. При цьому, в якості індикатора виникнення ТПКД в ПГ є підвищення активності в другому контурі, яка вимірюється в трубопроводах гострої пари. Нині реалізовано автоматизований алгоритм дій після ідентифікації ТПКД та визначення аварійного ПГ (АПГ). Відповідно, завершальним завданням для реалізації заходу КзППБ є обґрунтування уставки запуску СУА ТПКД за допомогою детекторів реєстрації іонізуючого випромінювання (ІВ), що встановлені біля паропровід ПГ.А втім, відсутність аналогічних технічних засобів СУА ТПКД на АЕС з реакторами ВВЕР-1000 та досвіду впровадження зазначених систем безпеки (реалізується в Україні вперше) зумовлює необхідність в розробці комплексного розрахункового методу визначення характеристик ТПКД за допомогою детекторів ІВ, що розташовані біля паропроводів гострої пари в РУ з ВВЕР-1000, який б враховував різні експлуатаційні стани: комбінацію включених головних циркуляційних насосів (ГЦН), режими потужності від 20 до 100 % від номінальної тощо. У вступі представлено обґрунтування вибору теми дослідження, висвітлено її актуальність та зв'язок з науковими програмами. На основі цього сформовано мету і завдання дослідження. Зазначено наукову новизну отриманих результатів та їх практичну цінність як для АЕС з реакторами ВВЕР-1000, так і для ядерної промисловості в цілому. В першому розділі проведено аналіз існуючих систем та методів ідентифікації наявності ТПКД. Відмічені переваги та недоліки застосування різного роду методів/систем. Встановлено, що існуючі системи автоматизованого безперервного контролю не дозволяють однозначно визначити який з ПГ є аварійним та надати достовірну інформацію щодо витрати в ТПКД при роботі реактора на різних рівнях потужності. Ба більше, висвітлено основні експлуатаційні, технологічні та конструкційні особливості, що впливають на достовірне визначення величини витрати в ТПКД. В другому розділі представлено розроблені розрахункові моделі та отримані за їх допомогою наступні результати: визначено швидкість напрацювання 16Nу водовмісних об’ємах активної зони (АкЗ) РУ ВВЕР-1000 та за її межами;досліджено процес зміни швидкості напрацювання 16N впродовж паливної кампанії;отримано залежність активності теплоносія першого контуру за 16Nвід глибини вигоряння ядерного палива; представлено та обґрунтовано способи розрахунку рівноважної активності 16N в теплоносії першого контуру (ТПК) та його транспорту в першому контурі;за допомогою розроблених математичних моделей отримано транспортний час реперних радіонуклідів від місця параметричної відмови ПГ до точки детектування з урахуванням процесів масо і теплопереносу в другому контурі; проведено інтеграцію математичних моделей транспорту реперних нуклідів в модель ядерної парогенеруючої установки (ЯПГУ) тепло гідравлічного ПЗ RELAP5; розроблено та проведено валідацію моделі лічильника Гейгера-Мюллера (Г-М) на основі експериментальних даних; приведено опис експериментальних установок та отримані відгуки лічильника Г-М;розрахунковим шляхом обґрунтовано можливість їх використання за межами енергетичних діапазонів вимірювання, які заявлені в паспортних характеристиках приладів, за допомогою запропонованого способу;шляхом моделювання системи «джерело іонізуючого випромінювання-паропровід-лічильник Г-М» отримано залежність виміряної ППД гамма-випромінювання від величини активності в області детектування, що корелює з витратою ТПКД. В третьому розділі дисертації виконано аналіз можливості ідентифікації ТПКД за допомогою лічильників Г-М, на основі результатів розрахунків ППД в місці детектування. Задля цього визначено залежності витрат в ТПКД при різних режимах роботи РУ ВВЕР-1000 (20÷100 % від номінального рівня потужності[НРП]), враховуючи невизначеності місця виникнення ТПКД в ПГ, ізотопного складу ТПК, а також положення приладів в області детектування. Дата реєстрації 2025-02-25 Додано в НРАТ 2025-02-25 Закрити