Дослідження надійності оболонок тепловиділяючого елемента водо-водяного енергетичного реактора

Автор(и)

  • Елена Викторовна Бакутяк Одеський національній політехнічний університет, 65044, Україна, м. Одеса, просп. Шевченка, 1, Україна https://orcid.org/0000-0002-4598-5830
  • Сергей Николаевич Пелых Одеський національній політехнічний університет, 65044, Україна, м. Одеса, просп. Шевченка, 1, Україна https://orcid.org/0000-0002-1584-0243

DOI:

https://doi.org/10.15587/2312-8372.2014.26221

Ключові слова:

ВВЕР, оболонка твела, дослідження надійності оболонок, Хмельницька АЕС-2 (ХАЕС-2)

Анотація

Розглядаючи усереднений по тепловиділяючій збірці (ТВЗ) водо-водяного енергетичного реактора потужністю 1000 МВт (ВВЕР-1000) тепловиділяючий елемент (твел), знайдена кількість твелів, для яких вірогідність розгерметизації оболонок після 4 років експлуатації Хмельницької АЕС-2 (ХАЕС-2) є найбільшою. Це дозволить розраховувати вірогідність розгерметизації оболонок твелів і визначати найбільш вірогідні пошкоджені оболонки, що дасть можливість покращити роботу і економічні показники ВВЕР.

Біографії авторів

Елена Викторовна Бакутяк, Одеський національній політехнічний університет, 65044, Україна, м. Одеса, просп. Шевченка, 1

Кафедра автоматизації теплоенергетичних процесів

Сергей Николаевич Пелых, Одеський національній політехнічний університет, 65044, Україна, м. Одеса, просп. Шевченка, 1

Доктор технічних наук, доцент,

Кафедра автоматизації теплоенергетичних процесів

Посилання

  1. Vlasenko, N. Y., Kukharchuk, N. P., Hodun, O. V. (2012). Otsenka razvytyia atomnoi enerhetyky Ukrayny na dolhosrochnuiu perspektyvu. Trudy XX mezhdunarodnoi konferentsyy po fyzyke radyatsyonnykh yavlenyi y radyatsyonnomu materyalovedenyiu. Alushta: NNTs “Kharkovskyi fyzyko-tekhnycheskyi ynstytut”, 7–8.
  2. Yang, R., Cheng, B., Deshon, J., Edsinger, K., Ozer, O. (2006, September). Fuel R & D to Improve Fuel Reliability. Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 43, № 9, 951–959. doi:10.1080/18811248.2006.9711181.
  3. Pravyla yadernoy bezopasnosty reaktornykh ustanovok atomnykh stantsyy NP-082-07 (vzamen PNAE H-1-024-90, PBYa RU AS-89). (2008). Federal'naya Sluzhba po ekolohycheskomu, tekhnolohycheskomu y atomnomu nadzoru, 21.
  4. Pelykh, S. N. (2013). Osnovy upravlenyya svoystvamy tvelov VVER. Saarbrücken: Palmarium Academic Publishing, 168.
  5. Fylymonov, P. E., Mamychev, V. V., Aver'yanova, S. P. (1998). Prohramma ”Ymytator reaktora” dlya modelyrovanyya manevrennykh rezhymov raboty VVER-1000. Atomnaya enerhyya, Vol. 84, № 6, 560–563.
  6. Suzuki, M. (2000). Light water reactor fuel analysis code FEMAXI-V (Ver.1). JAERI-Data/Code 2000-030. Tokai: Japan Atomic Energy Research Institute, 285.
  7. Suzuky, M. (2010). Modelyrovanye povedenyya tvela lehkovodnoho reaktora v razlychnykh rezhymakh nahruzhenyya. Odessa: Astroprynt, 218.
  8. Pelykh, S. N., Maksimov, M. V., Baskakov, V. E. (2013, August). Grounds of VVER-1000 fuel cladding life control. Annals of Nuclear Energy, Vol. 58, 188–197. doi:10.1016/j.anucene.2013.03.020.
  9. Pelykh, S. N., Maksymov, M. V. (2013). Metod upravlenyya perestanovkamy TVS s uchetom povrezhdennosty obolochek tvelov y hlubyny vyhoranyya toplyva. Voprosy atomnoy nauky y tekhnyky. Ser. Fyzyka radyatsyonnykh povrezhdenyy y radyatsyonnoe materyalovedenye, Issue 5 (87), 84–90.
  10. Pelykh, S. N., Maksimov, M. V., Parks, G. T. (2013, April). A method for VVER-1000 fuel rearrangement optimization taking into account both fuel cladding durability and burnup. Nuclear Engineering and Design, Vol. 257, № 4, 53–60. doi:10.1016/j.nucengdes.2012.12.022.

##submission.downloads##

Опубліковано

2014-06-24

Як цитувати

Бакутяк, Е. В., & Пелых, С. Н. (2014). Дослідження надійності оболонок тепловиділяючого елемента водо-водяного енергетичного реактора. Technology Audit and Production Reserves, 4(1(18), 4–8. https://doi.org/10.15587/2312-8372.2014.26221

Номер

Розділ

Технологічний аудит