Проблема мінімізації радіоактивних протікань в контур ВВЕР за нормальних умов експлуатації
DOI:
https://doi.org/10.15276/opu.2.52.2017.06Ключові слова:
оболонка твела, параметр пошкодження, мінімізація радіоактивних протікань, ВВЕРАнотація
Відповідно до Плану стратегічних енергетичних технологій Європейська комісія при розвитку енергетики керується двома пріоритетами: розробляти енергозберігаючі системи та підвищувати їх ефективність; підвищувати безпеку використання ядерної енергії. Метою роботи є розробка основ для поліпшення балансу безпеки та економічності експлуа-тації реактора типу ВВЕР, для цього запропоновано новий підхід до мінімізації радіоактивних протікань в перший контур за нор-мальних умов експлуатації реактора, на основі мінімізації параметра деформаційного пошкодження оболонок твелів. Використо-вуючи ЕВТП-метод розрахунку параметра деформаційного пошкодження оболонок твелів, запропонований новий метод управлін-ня параметрами, що визначають об'єм радіоактивних протікань в перший контур крізь мікротріщини оболонок твелів, за нормаль-них умов експлуатації реактора. Показано необхідність і умови розробки автоматизованої системи управління для мінімізації ра-діоактивних протікань в контур ВВЕР за нормальних умов експлуатації, шляхом оптимізації режима навантаження реактора та перестановок ТВЗ.
Завантаження
Посилання
Pelykh, S. Minimizing the radioactive leakage into the reactor circuit under extreme conditions of nor-mal operation / S. Pelykh, H. Zhou, M. Maksymov // European Commission funded International Workshop Materials resistant to extreme conditions for future energy systems 12-14 June 2017. – Kyiv: Ukraine, Book of Abstracts, 2017. – P. 83.
Review of fuel failures in water cooled reactors // IAEA Nuclear Energy Series No. NF-T-2.1.–Vienna: International Atomic Energy Agency, 2010. – 191 p.
Pelykh, S.N. The prediction problems of VVER fuel element cladding failure theory / S.N. Pelykh, M.V. Maksimov, S.D. Ryabchikov // Nuclear Engineering and Design. – 2016. –Vol. 302, Part A, (June). – P. 46 – 55.
Pelykh, S. Improvement of PWR safety by means of improved controlling the fuel cladding fracture due to damage accumulation / S. Pelykh // The 2nd UNI-SET Energy Clustering Event: Universities in the Energy Transition: Focus on Energy Efficient Systems and Nuclear Safety 26–28.09.2016. – Turin: the Politecnico di Torino, Italy, 2016. – P. 9.
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.
Pelykh, S. N. Grounds of VVER-1000 fuel cladding life control / S.N. Pelykh, M.V. Maksimov, V.E. Baskakov // Annals of Nuclear Energy. – 2013. – Iss. 58. – P. 188 – 197.
Соснин, О.В. Энергетический вариант теории ползучести / О.В. Соснин, Б.В. Горев, А.Ф. Ники-тенко. − Новосибирск: СО АН СССР, 1986. − 95 с.
Pelykh, S.N. A method for minimization of cladding failure parameter accumulation probability in VVER fuel elements / S.N. Pelykh, M.V. Maksimov, M.V. Nikolsky // Problems of Atomic Science and Technology. Ser. Physics of Radiation Effect and Radiation Materials Science. – 2014. – Iss. 4. – P. 108 – 116.
Pelykh, S.N. Cladding rupture life control methods for a power-cycling WWER-1000 nuclear unit / S.N. Pelykh, M.V. Maksimov // Nuclear Engineering and Design. – 2011. –Vol. 241, № 8. – P. 2956 – 2963.
Kim, J.H. Deformation behavior of Zircaloy-4 cladding under cyclic pressurization / J.H. Kim // Journal of Nuclear Science and Technology. – 2007. – Vol. 44. – P. 1275 – 1280.
Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций НП-082-07. – М.: Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору, 2008. – 21 с
