Dissertations / Theses on the topic 'Реактор ядерний'

Представлена багатозонна математична модель реактора ВВЕР-1000 з зосередженими параметрами як об’єкта автоматичного управління. Модель реактора доповнена рівняннями регуляторів та приведена до відносних змінних стану. Розраховано аксіальний офсет як кількісну міру сталості реактора.
The multi-zone mathematical model of WWER-1000 reactor with lumped parameters as an object of automatic control is presented. The model of the reactor is supplemented by the equations of the regulators and is brought to the relative variables of the state. The axial offset is calculated as a quantitative measure of the reactor constancy.

Рассмотрены процессы изменения мощности ядерного реактора при регулировании мощности поглощающими стержнями и вводе борной кислоты в активную зону с использованием моделей нейтронных и тепловых процессов, а также моделей изменения концентрации ксенона и бора в активной зоне реактора.
The processes of changing the power of a nuclear reactor during power control by absorbing rods and introducing boric acid into the core using models of neutron and thermal processes, as well as models of changing the concentration of xenon and boron in the reactor core are considered.

Дисертацію присвячено впровадженню системи сповільнення швидких нейтронів в підкритичних ядерних установках, керованих зовнішнім джерелом, виконаної із вторинно переробленого поліетилентерефталату. У дисертації визначено показники безпеки функціонування підкритичних систем з пластиковим сповільнювачем, доведено можливість застосування вторинного полімеру в якості сповільнювача швидких нейронів та встановлено залежність коефіцієнту пропускання іонізуючого випромінювання від циклу переробки матеріалу захисного шару. Визначено, що економічна ефективність використання вторинної сировини з врахуванням збільшення кількості полімеру в 1,3 рази в порівнянні з еталонним поліетиленом, окреслюється економією капіталовкладень у розмірі 1 197 683 грн на момент проведення розрахунку. Отримано залежністькоефіцієнту пропускання іонізуючого випромінювання від товщини зовнішнього шару сповільнювача після циклічних етапів переробки, яка описується поліномом 3-го порядку. Виявлено, що допустима кількість циклів переробки для поліетилентерефталату становить три, при якій товщина сповільнювача становитиме 750 мм. При подальших циклах переробки використання вторинної сировини економічно недоцільне. Розроблений стартап-проект реалізації технології на вітчизняному ринку прогнозує отримання разового прибутку у розмірі близько 800 тис. грн протягом 1 року від дати отримання сертифікату відповідності.
The dissertation is devoted to the introduction of a fast neutron slowdown system in subcritical nuclear installations controlled by an external source made from recycled polyethylene terephthalate. The dissertation defines the performance indicators of subcritical systems with plastic moderator, proved the possibility of using the secondary polymer as a moderator of fast neurons, and the dependence of the ionizing radiation transmittance coefficient on the cycle of processing the material of the protective layer has been established. It is determined that the economic efficiency of the use of secondary raw materials, taking into account the increase in the amount of polymer in 1,3 times compared with the reference polyethylene, is defined by the savings of investments in the amount of 1 197 683 UAH at the time of calculation. The dependence of transmittance coefficient of ionizing radiation on the thickness of the outer layer of the retarder after the cyclic stages of processing, which is described by the polynomial of the 3rd order, is obtained.It was found that the permissible number of recycling cycles for polyethylene terephthalate is three, in which the thickness of the moderator will be 750 mm. In subsequent cycles of recycling, the use of secondary raw materials will be economically impractical. The developed start-up project of technology implementation on the domestic market predicts a one-time profit of about 800 thousand UAH for 1 year from the date of receipt of the certificate of conformity.
Диссертация посвящена внедрению системы замедления быстрых нейтронов в подкритических ядерных установках, управляемых внешним источником, выполненной из вторично переработанного полиэтилентерефталата. В диссертации определены показатели безопасности функционирования подкритических систем с пластиковым замедлителем, доказана возможность применения вторичного полимера в качестве замедлителя быстрых нейронов и установлена зависимость коэффициента пропускания ионизирующего излучения от цикла переработки материала защитного слоя. Определено, что экономическая эффективность использования вторичного сырья с учетом увеличения количества полимера в 1,3 раза в сравнении с эталонным полиэтиленом, определяется экономией капиталовложений в размере 1 197 683 грн на момент проведения расчета. Получена зависимость коэффициента пропускания ионизирующего излучения от толщины внешнего слоя замедлителя после циклических этапов переработки, которая описывается полиномом 3-го порядка. Выявлено, что допустимое количество циклов переработки для полиэтилентерефталата составляет три, при котором толщина замедлителя составит 750 мм. При последующих циклах переработки использование вторичного сырья экономически нецелесообразно. Разработанстартап-проект реализации технологии на отечественном рынке прогнозирует получение разового дохода в размере около 800 тыс. грн в течение 1 года от даты получения сертификата соответствия.

Дисертація на здобуття вченого ступеня доктора технічних наук за спеціальністю 05.13.07 – Автоматизація технологічних процесів. – Національний технічний університет "Харківський політехнічний інститут", Харків, 2007. Дисертація присвячена розробці перспективної концепції синтезу систем автоматичного управління енергоблоку атомної електростанції на основі математичних моделей і чисельних методів векторної оптимізації показників якості. Розроблені методи обчислення прямих показників якості й покращених інтегральних квадратичних оцінок, що мають високу точність і швидкодію. Обґрунтований покроковий принцип переходу до області стійкості системи, запропоновані векторні цільові функції, що включають умови стійкості і враховують пріоритети показників якості. Розроблені надійні методи оптимізації векторних цільових функцій. Отримані математичні моделі в просторі станів для систем автоматичного управління ядерним реактором, парогенератором та паровою турбіною. Виконана оптимізація показників якості систем управління енергоблоку, яка дозволила оцінити ефективність різних регуляторів.
Thesis for a doctor’s degree in speciality 05.13.07 – automation of technological processes. – National Technical University "Kharkiv Polytechnic Institute", Kharkiv, 2007. The thesis is devoted to the development of a perspective concept of atomic station power block automatic control systems synthesis on the basis of mathematical models and numeric methods of vector optimization of systems quality indexes. The methods for calculation of direct quality indexes and improved integral quadratic estimates have been created. The step-by-step principle of transition to the domain of system stability has been based. There have also been suggested vector goal functions including stability conditions and taking into consideration quality indexes priorities. The reliable optimization methods of vector goal functions have been suggested. Mathematical models in the state space for automatic control systems of nuclear reactor, steam generator and steam turbine have been worked out. The quality indexes optimization of power block control systems has been carried out, which allowed to estimate various regulator types efficiency.

Представлены результаты математического моделирования систем автоматического регулирования мощности ядерного реактора ВВЭР-1000. Применены методы оптимизации прямых показателей качества систем автоматического регулирования мощности ядерного реактора с различными типами регуляторов.
The results of mathematical modeling of automatic control systems of power of the nuclear reactor WWER-1000 are presented. The technique of optimization of direct quality indexes of automatic regulation system of power of a nuclear reactor with various types of regulators is applied.

Атомная энергетика остается главным источником электроэнергии для Украины. Поэтому постоянно ведутся поиски новых технических решений для модернизации оборудования, использования разных тепловыделяющих сборок и хранения отработанного ядерного топлива.

Определены проблемы создания, внедрения в силовую энергетику и эксплуатации экологически чистых источников электроэнергии. Рассмотрено современное состояние и перспективы использования возобновляемых источников энергии (ветроэнергетика, гидроэнергетика, перспективные типы современных генераторов – с магнитоэлектрическим возбуждением, с использованием высокотемпературных сверхпроводников).

Магістерська дисертація складається зі вступу, трьох розділів, висновків. Загальний об’єм дисертації становить 101 сторінку, з них 88 сторінок основного тексту, 31 рисунок, 4 таблиці, список джерел з 37 найменувань. Актуальність теми. Розвиток ядерної енергетики в даний час направлено на створення АЕС на базі екологічно чистих реакторів 4-го покоління. Однією з можливих концепцій таких реакторів є модульний гелієвий реактор, в якому в якості теплоносія використовується гелій. В даний час розробляються перспективні проекти створення газоохолоджувальних ЯЕУ 4-го покоління, які поєднують в собі виробництво електроенергії та водню методом високотемпературного електролізу пари, що здійснюється в високотемпературних парогенераторах. Найбільший інтерес у питанні моделювання парогенератора ЯЕУ представляє собою течія киплячої рідини в вертикальному каналі довільної форми. Тому пошук максимально можливої компактності конструкції при достатньому рівні міцності та високих теплогідравлічних характеристиках є актуальною проблемою. Зв'язок роботи з науковими програмами, планами, темами. Науково-дослідна робота по темі дисертації проводилася по програмі спільних робіт з «Відділенням Цільової Підготовки «КПІ ім. Ігоря Сікорського» для НАНУ за напрямком №1.7.1.АХ.2 «Термогазодинаміка турбулентних потоків в обертових каналах високотемпературних енергетичних установок» від 02.01.2018 р., реєстраційний номер 0118Г000006. Мета даної роботи − дослідження теплогідравлічних та геометричних параметрів парогенератора ГТ-МГР для виробництва електроенергії та водню, а також моделювання процесу теплообміну при кипінні рідини в вертикальній трубі. Досягнення мети передбачає виконання таких завдань: – Розробити математичну модель високотемпературного парогенератора ЯЕУ четвертого покоління з використанням гелію в якості первинного теплоносія з гвинтовими закрученими (змієвиковими) трубами. – Змоделювати процес теплообміну при кипінні рідини. – Дослідити структуру потоку та характерні режими теплообміну в вертикальній трубі. – Реалізувати п'ять різних методів розрахунку теплообміну при кипінні у вертикальній трубі, заснованих на експериментальних кореляційних залежностях. Об’єктом дослідження є теплогідравлічні процеси в парогенераторі ядерної енергетичної установки ГТ-МГР з гелієвим реактором для виробництва електроенергії та водню. Предметом дослідження є закономірності та показники впливу на теплообмін і гідродинаміку від температури і тиску при кипінні рідини в теплообмінному елементі парогенератора. Методи дослідження: При досліджуванні використовувався метод математичного моделювання за допомогою спеціалізованої програми «STEAMG» для теплового та гідравлічного розрахунку парогенератора. Наукова новизна одержаних автором результатів полягає у наступному: 1. За допомогою спеціалізованої програми «STEAMG» було змодельовано процес теплообміну при кипінні рідини в вертикальній трубі. 2. Було визначено найбільш коректний з фізичної точки зору метод Чена для розрахунку теплообміну при русі двофазного потоку в каналі довільної форми. 3. Було отримано, що з ростом діаметра зовнішнього кожуха парогенератора в діапазоні D = 2,2…3,6 м відносні втрати тиску в холодному тракті парогенератора зростають на 7 % і знижуються зі збільшенням числа труб в трубному пучку на 11 %. 4. Відносні втрати тиску в гарячому тракті парогенератора невеликі і зменшуються з ростом діаметра зовнішнього кожуха і збільшенням числа труб в трубному пучку на 5 %. 5. З ростом діаметра зовнішнього кожуха парогенератора маса і об’єм теплопередавальних поверхонь парогенератора зростають на 10 % через зниження середньої швидкості первинного теплоносія, зниження значень коефіцієнта тепловіддачі і зростання потрібної довжини труб парогенератора. 6. В гарячому тракті значення коефіцієнта тепловіддачі при ηT = 0,925 на 15 % вище, ніж при ηT = 0,85. Практичне значення даної роботи полягає в отриманні початкових даних для створення компактних високотемпературних теплообмінників ядерної енергетичної установки з гелієвим реактором по виробництву електроенергії та водню. Апробація результатів роботи. Основні положення і результати роботи доповідались і обговорювались на конференції: – ХVІ Науково практична конференція студентів аспірантів та молодих вчених «Теоретичні і прикладні проблеми фізики, математики та інформатики.», м. Київ, 2018 р
The Master's thesis consists of an introduction, three chapters, and conclusions. The total volume of the thesis is 101 pages, including 88 pages of the basic text, 31 figures, 4 tables, a list of references of 37 titles. Importance of scientific problem. The development of nuclear energy is currently aimed at the creation of a nuclear power plant based on the 4th generation environmentally friendly reactors. One of the possible concepts for such reactors is a modular helium reactor, in which helium is used as a coolant. Currently promising projects for the creation of gas-cooled UES of the 4th generation are being developed, which combine the production of electricity and hydrogen by high-temperature steam electrolysis, which is carried out in high-temperature steam generators. The greatest interest in the modeling of the steam generator EIEU is the flow of boiling fluid in a vertical channel of arbitrary shape. Therefore, finding the maximum possible compactness of the structure with sufficient strength and high thermo-hydraulic characteristics is an urgent problem. Relationship to scientific programs, plans and themes. The research work on the topic of the dissertation was conducted on the program of joint work with the "Department of Target Preparation" KPI them. Igor Sikorsky for the National Academy of Sciences of Ukraine in the direction №.1.7.1.AX.2 "Thermogasodynamics of turbulent flows in the rotary canals of high-temperature power plants" dated January 2, 2018, registration number 0118Г000006. The aim of this work is to study the thermohydraulic and geometrical parameters of the GT-MGG steam generator for the production of electricity and hydrogen, as well as to simulate the process of heat exchange during boiling liquid in a vertical pipe. Achieving the goal involves performing the following tasks: - To develop a mathematical model of the high-temperature steam generator EIEA of the fourth generation using helium as a primary coolant with spiral twisted (snake) pipes. - Modify the process of heat exchange with boiling liquids. - Explore the flow structure and characteristic heat transfer modes in the vertical pipe. - Realize five different methods of calculating heat transfer when boiling in a vertical pipe, based on experimental correlation dependencies. The object of research is the thermal-hydraulic processes in the steam generator of the nuclear power plant GT-MGR with a helium reactor for the production of electricity and hydrogen. The subject of research is the patterns and indicators of the effect on heat transfer and hydrodynamics from temperature and pressure at boiling liquid in the heat-exchange element of the steam generator. Research methodology: In the study, the method of mathematical modeling was used with the help of a specialized program "STEAMG" for thermal and hydraulic calculation of the steam generator. The scientific novelty of the results obtained by the author is as follows: 1. With the use of the STEAMG specialized program, the process of heat exchange during boiling liquid in a vertical pipe was simulated. 2. It was determined that the most correct from the physical point of view is the Chen method for calculating heat transfer in the movement of two-phase flow in a channel of arbitrary form. 3. It was found that with increasing diameter of the outer casing of the steam generator in the range D = 2,2…3,6 m relative pressure losses in the cold tract of the steam generator increase by 7% and decrease with an increase in the number of pipes in the tube bundle by 11%. 4. Relative pressure losses in the hot path of the steam generator are small and diminish with the growth of the diameter of the outer casing and the increase in the number of pipes in the tube bundle by 5%. 5. With the growth of the diameter of the outer casing of the steam generator, the mass and volume of the heat transfer surfaces of the steam generator increase by 10% due to the decrease in the average speed of the primary coolant, the decrease in the values of the coefficient of heat transfer and the growth of the required length of steam of the steam generator. 6. In the hot path, the value of the coefficient of heat transfer at ηT = 0,925 is 15% higher than at ηT = 0,85. The importance for practice of this work is to obtain the initial data for the creation of compact high-temperature heat exchangers of a nuclear power plant with a helium reactor for the production of electricity and hydrogen. Conferences. The main provisions and results of work were reported and discussed at the conference: - XVI Scientific and Practical Conference of Students of Postgraduate Students and Young Scientists "Theoretical and Applied Problems of Physics, Mathematics and Informatics.", Kyiv, 2018

Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук по специальности 05.13.07 – автоматизация технологических процессов. – Национальный технический университет "Харьковский политехнический институт", Харьков, 2007. Диссертация посвящена разработке перспективной концепции синтеза систем автоматического управления энергоблока атомной электростанции на основе математических моделей и численных методов векторной оптимизации показателей качества. Разработаны методы вычисления прямых показателей качества и улучшенных интегральных квадратичных оценок, имеющих высокую точность и быстродействие. Обоснован пошаговый принцип перехода в область устойчивости системы, предложены векторные целевые функции, включающие условия устойчивости и учитывающие приоритеты показателей качества. Разработаны надежные методы оптимизации векторных целевых функций. Получены математические модели в пространстве состояний для систем автоматического управления ядерным реактором, парогенератором и паровой турбиной. Проведена оптимизация показателей качества систем управления энергоблока, позволившая оценить эффективность различных регуляторов.
Thesis for a doctor’s degree in speciality 05.13.07 – automation of technological processes. – National Technical University "Kharkov Polytechnic Institute", Kharkov, 2007. The thesis is devoted to the development of a perspective concept of atomic station power block automatic control systems synthesis on the basis of mathematical models and numeric methods of vector optimization of systems quality indexes. The methods for calculation of direct quality indexes and improved integral quadratic estimates have been created. The step-by-step principle of transition to the domain of system stability has been based. There have also been suggested vector goal functions including stability conditions and taking into consideration quality indexes priorities. The reliable optimization methods of vector goal functions have been suggested. Mathematical models in the state space for automatic control systems of nuclear reactor, steam generator and steam turbine have been worked out. The quality indexes optimization of power block control systems has been carried out, which allowed to estimate various regulator types efficiency.

Іванісов О. О. Підвищення енергетичної ефективності роботи ядерного реактора ВВЕР-1000 за умови реконструкції парової турбіни : кваліфікаційна робота магістра спеціальності 144 "Теплоенергетика" / наук. керівник А. С. Мних. Запоріжжя : ЗНУ, 2020. 81 с.
UA : Робота викладена на 81 сторінках друкованого тексту, містить 5 таблиць, 12 рисунків. Перелік посилань включає 40 джерел з них на іноземній мові 5. Вирішено актуальну науково-технічну задачу підвищення ефективності використання енергетичних ресурсів шляхом модернізації промислового циклу роботи АЕС. Розглянуто парові турбіни з проміжним перегрівом пари, що використовуються на сучасних АЕС, а також можливість їх реконструкції. Вирішена задача підвищення енергетичної ефективності роботи ядерного реактора ВВЕР шляхом реконструкції парової турбіни.
EN : The work is presented on 81 pages of printed text, contains 5 tables,12 figures. The list of references includes 40 sources, 5 of them in foreign language. In the master 's work the actual scientific and technical problem of increase of efficiency of use of power resources by modernization of an industrial cycle of work of the NPP is solved. Steam turbines with intermediate superheating of steam used at modern NPPs, as well as the possibility of their reconstruction are considered. The problem of increasing the energy efficiency of the WWER nuclear reactor by reconstructing a steam turbine has been solved.