КРИТЕРІАЛЬНИЙ МЕТОД КВАЛІФІКАЦІЇ СТРАТЕГІЇ ПІДВИЩЕННЯ НОМІНАЛЬНОЇ ПОТУЖНОСТІ ЯДЕРНИХ РЕАКТОРІВ

Автор(и)

DOI:

https://doi.org/10.20998/2220-4784.2024.02.05

Ключові слова:

кваліфікація, підвищення номінальній потужності, активна зона, ядерний реактор

Анотація

У матеріалах статті представлено аналіз відомих підходів обґрунтування (кваліфікації) стратегій експлуатації ядерних реакторів типу ВВЕР/PWR на підвищеній номінальній потужності. Встановлено, що основні недоліки відомих підходів кваліфікації модернізацій активної зони ядерного реактора полягають у залежності результатів кваліфікації від способів реалізації стратегії експлуатації ядерних енергоустановок у режимах підвищеної номінальної потужності, а також від ефектів різниці детерміністських кодів та/або користувачів кодами, що зрештою ускладнює об’єктивну інтерпретацію результатів кваліфікації. Розроблено критеріальний метод кваліфікації стратегії експлуатації ядерних реакторів на підвищеній номінальній потужності на основі модернізації теплофізичних властивостей ядерного палива та конструкційно-технічних параметрів елементів твелів, який виключає вплив ефектів різниці детерміністських кодів та/або користувачів кодами та враховує умови забезпечення безпеки за гранично допустимими температурами оболонок твелів і ядерного палива.

Біографії авторів

Андрій Остаповець , Національний технічний університет України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського», м. Київ, Україна;

аспірант, Національний технічний університет України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського», м. Київ, Україна;

Валерій Коньшин , Національний технічний університет України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського», м. Київ, Україна

кандидат технічних наук, доцент кафедри атомної енергетики, Національний технічний університет України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського», м. Київ, Україна

Посилання

Skalozubov V. I., Spinov V. M., Hryb V. Yu. Safety of Nuclear Fuel Diversification. Analysis of Safety Conditions During Nuclear Fuel Diversification at Nuclear Power Plants. LAP LAMBERT Academic Publishing, - 2019. 64 pages. ISBN 978-620-0-49830-4;

Hryb V. Yu., В. Spinov V. M. Diversification safety nuclear fuel. LAP LAMBERT Academic Publishing, - 2020. 50 р. ISBN 978-620-0-49830-4;

Vashchenko V., Skalozubov V., Korduba І., Komarov Y., Zhukova O. Method of analysis of thermophysical properties and composition of nuclear fuel during modernization of active zones of nuclear power reactors. Ecological Engineering & Environmental Technology (EEET). - 2023. Vol. 24, No. 6. P. 186–191. DOI: https://doi.org/10.12912/27197050/168372;

Мelnik S. І., Vashchenko V. M., Korduba І. B., Hrib V. Yu. The method of express analysis of nuclear and ecological safety during the modernization of nuclear fuel. Journal of Geology, Geography and Geoecology. - 2023. V. 32, No. 2. Р. 388–395. DOI: https://doi.org/10.15421/112335;

Kondratiuk V. A., Dorozh O. A., Filatov V. I. Comparative Qualification Method for Safety Systems of Nuclear Power Plants with VVER1000 and AP1000 Reactors. Nuclear Energy and Environment, - 2023, No. 1, pp. 3–8. DOI: doi.org/10.31717/2311-8253.23.1.1;

A Set of Methods for Reassessing the Safety of Ukraine's Nuclear Energy Sector Considering Lessons from the Chernobyl and Fukushima Environmental Disasters, edited by V. I. Skalozubov. Odesa: Astroprint, - 2013. 244 pages;

Kondratiuk V. A., Komarov Yu. O., Kosenko S. I., Konshyn V. I. Modeling Approaches for Thermoacoustic Instability Conditions in Non-Equilibrium Two-Phase Coolant of Nuclear Reactors. Thermophysics and Thermal Power Engineering, - 2023, No. 1, pp. 91–96. DOI: https://doi.org/10.31472/ttpe.1.2023.11;

Kondratyk V., Komarov Ju., Dorozh O., Filatov V. Criteria for conditions of hydrodynamic instability of the coolant in accidents with reactor circuit leaks. Proc. of Odessa Polytechnic University (Odes’kyi Politechnichnyi Universytet. Pratsi). - 2022. Vol. 66, No. 2. Р. 52–57. DOI: 10.15276/opu.2.66.2022.06;

Kolykhanov V. N., Kozlov I. L., Skalozubov V. I. Distortion of the neutron flux profile in reactor core induced by control rods. BgNS TRANSACTIONS – Science and Technology Journal of the Bulgarian nuclear society. - 2018. Vol. 23, No. 1. P. 3–7. https://bgns-transactions.org/Journals/23-1/01;

Kondratiuk V., Komarov Yu., Kosenko S., Kochnyeva V. Method for determining the conditions of thermal and hydrodynamic instability in power equipment. XIX International Scientific and Practical Conference «Modern problems in science». Vancouver, Canada. - 2022, May 17–20. P. 798–800. DOI: 10.46299/ISG.2022.1.1.

##submission.downloads##

Опубліковано

2024-12-28