ОАЭ: Отдел безопасности ядерных установок

Заведующая отделом канд. физ.-мат. наук

Власенко Татьяна Станиславовна

Татьяна Станиславовна Власенко окончила Киевский национальный университет имени Тараса Шевченко по специальности «физика». В 2016 г. защитила диссертацию по специальности «теплофизика и молекулярная физика». Трудовую деятельность начала в 2011 г. инженером-радиологом в Центре ядерной медицины Киевского городского клинического онкологического центра, где работала до 2013 г. С 2014 г. по настоящее время работает в ИПБ АЭС НАН Украины, где прошла путь от младшего научного сотрудника до заведующей отделом.

Основное направление научных исследований Т. С. Власенко – влияние радиационного излучения на свойства жидкостных систем. Она проводит исследования взаимодействия жидкостных систем с радиационным излучением, определяет изменения структурных и теплофизических параметров жидкостей под воздействием радиационного облучения при различных внешних условиях. Также проводит исследования влияния радиационного излучения на физические процессы, происходящие в жидких теплоносителях реакторов 4-го поколения.

Структура отдела:

  • сектор физики реакторов;
  • сектор теплогидравлики ядерных установок.

Направления деятельности:

  • разработка теоретических основ и создание программ обработки экспериментальных данных измерения подкритических характеристик ядерных систем методами нейтронных шумов, в частности в топливосодержащих материалах объекта «Укрытие», в хранилищах отработанного ядерного топлива, остановленных реакторах, в подкритических системах, управляемых ускорителями (ADS);
  • разработка принципов работы и оптимизация ядерных реакторов нового типа, в частности ADS, реакторов на волне ядерных делений;
  • моделирование трансмутации радиоактивных отходов (РАО) в подкритическом реакторе;
  • исследование специальных материалов для атомной энергетики на основе базальтовой фибры;
  • исследование предаварийных процессов тепломассообмена и гидродинамики в критически важных для безопасности элементах и системах основного оборудования ядерных энергоблоков, включая активные зоны ядерных реакторов;
  • компьютерное моделирование течения теплофизических и теплогидравлических процессов различной физической природы в штатных, предаварийных и аварийных режимах функционирования оборудования;
  • разработка математических моделей, алгоритмического и программного обеспечения с целью создания принципиально новых методов оперативной диагностики текущего технического состояния основного оборудования ядерных энергоблоков;
  • создание интеллектуальных компьютерных программно-технических средств для обеспечения возможности раннего автоматического распознавания потенциально опасных эксплуатационных состояний указанного оборудования как средств информационной поддержки оперативного персонала энергоблоков.

Результаты деятельности по научным направлениям

  • Сектор физики реакторов

Заведующий сектором – канд. техн. наук, ст. науч. сотр. Владимир Иванович Гулик

В секторе впервые разработана двухгрупповая теория нейтронных шумов на основе теории случайных ветвистых процессов, которая позволяет анализировать нейтронные шумы в системах с различным нейтронным спектром (В. Н. Павлович, А. И. Санжур, С. А. Стороженко). Для систем с тепловым спектром нейтронов результаты этой теории практически не отличаются от общераспространенных уравнений метода Фейнмана, но для систем с быстрым спектром нейтронов результаты существенно отличаются. Получены соответствующие выражения для отношения дисперсии к среднему (аналог метода Фейнмана), пригодные для обработки экспериментальных данных.

С помощью математического моделирования на основании метода Монте-Карло впервые проанализировано влияние величины временного интервала, в котором рассчитывается среднее и дисперсия, на точность определения константы спада мгновенных нейтронов экспериментальных данных (В. Н. Павлович, А. В. Поднебесный). Предложен метод оптимального выбора такого интервала непосредственно из экспериментальных данных без априорного знания о степени подкритичности. Исследовано также влияние внешних помех в виде монохроматического препятствия, белого шума, различных цветных шумов, в том числе фликкер-шума, на поведение кривой Фейнмана в различных временных интервалах. Показано, что нефизическое поведение экспериментальной кривой Фейнмана на малых временных интервалах можно объяснить влиянием фликкер-шума и «мертвого» времени детектора. Разработаны методы учета различных шумов во время обработки экспериментальных данных.

В секторе физики реакторов была предложена идея изготовления специального электронного прибора для получения первичной информации о нейтронных шумах в ядерных материалах (измеритель времени регистрации событий – ИВРС), в частности для фиксации времени регистрации каждого нейтрона детектором. Такой прибор был разработан и изготовлен в Институте ядерных исследований, и на его основе в отделе ядерно-физических исследований был создан соответствующий аппаратно-программный комплекс (АПК), состоящий из блока детектирования, блока усиления сигналов, анализатора импульсов, цифрового осциллографа и персонального компьютера. АПК протестирован и настроен в лабораторных условиях с применением Pu-Be источника нейтронов, а также собственных импульсов детектора нейтронов от альфа-частиц рабочего материала детектора (обогащенный уран). Идея применения ИВРС в АПК имеет мировой приоритет и позволяет анализировать полученную в измерениях последовательность импульсов с помощью любого теоретического подхода. Методы шумовой нейтронной диагностики внедряются на АЭС Украины для измерения выгорания топливных сборок.

В работах сотрудников сектора также рассмотрен вопрос возможности создания и эксплуатации реакторов, построенных по принципам, отличным от технологических основ, на которых основаны существующие реакторы. Рассмотрены также теоретические основы измерения антинейтрино для развития дистанционной антинейтринной диагностики ядерного реактора.

Использование ядерных реакторов нового типа и внедрение прецизионных методов измерения характеристик ядерных систем позволит принципиально решить такие основные проблемы ядерной энергетики, как проблема ресурсов, проблема РАО и проблема безопасной эксплуатации ядерных реакторов. В 1989 г. Л. П. Феоктистов предложил концепцию волнового реактора – реактора на волне ядерного горения. В качестве топлива в таких реакторах может быть использован обедненный уран, природный уран, отработанное топливо легководяных реакторов без радиохимической переработки, торий и смеси этих материалов. Эти обстоятельства позволят решить проблему ресурсов. Решаются также проблемы РАО и безопасной работы реактора, конечно при условии тщательной разработки и решения вопроса охлаждения в волновых реакторах. В секторе физики реакторов над этими вопросами работают В. Н. Павлович и Д. А. Литвинов. Безопасность подкритических ядерных реакторов как иного перспективного типа реакторов, которые управляются внешним источником нейтронов, определяется этим внешним источником, и в случае возникновения внештатных ситуаций источник нейтронов можно отключить мгновенно. Очень жесткий спектр нейтронов таких реакторов позволит также избавляться от наиболее опасных РАО путем их ядерной трансмутации. В настоящее время сектор участвует в проекте МАГАТЭ по исследованию подкритических систем, управляемых ускорителями, активное участие в этих работах принимает В. И. Гулик.

Сотрудники сектора принимали активное участие в физических исследованиях, проводимых в Антарктиде на украинской антарктической станции «Академик Вернадский». Проф. В. Н. Павлович был участником четырех сезонных экспедиций, а ст. науч. сотр. Д. А. Литвинов дважды был на «зимовке» на украинской станции. Основной темой исследований в Антарктиде было исследование эманации радона земной корой, ее связь с другими физическими полями земной коры, а также исследования электромагнитного излучения земной коры.

  • Сектор теплогидравлики ядерных установок

Заведующий сектором – д-р техн. наук, проф. Игорь Георгиевич Шараевский

Основные усилия коллектива сектора направлены на исследование предаварийных теплофизических процессов в критически важных для безопасности элементах и системах основного оборудования ядерных энергоблоков, включая активные зоны ядерных реакторов, турбогенераторы, главные циркуляционные насосы и т. д., с целью создания интеллектуальных компьютерных программно-технических средств для оперативной диагностики этого оборудования, обеспечивающих возможность раннего автоматического распознавания его потенциально опасных эксплуатационных состояний.

В рамках научно-исследовательских тем в секторе проводятся и развиваются исследования тепловых и гидродинамических процессов в критических элементах конструкции основного оборудования ядерных энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000. Наиболее важными и перспективными направлениями исследований сектора являются разработка математических моделей автоматического компьютерного распознавания эксплуатационных аномалий и нарушений в элементах и системах указанного оборудования, а также создание интеллектуальных алгоритмов и программно-технических комплексов для совершенствования систем внутриреакторного контроля, а также средств диагностики и информационной поддержки оперативного персонала блочного щита управления. При этом указанные разработки ориентированы на качественное совершенствование существующих систем мониторинга и диагностики ядерных энергетических установок (ЯЭУ) с целью снижения информационной нагрузки, влияющей на оперативный персонал, на основе автоматизации процедур формирования диагностических решений разработанными интеллектуальными диагностическими средствами. Тем самым обеспечивается переход от существующих малоэффективных детерминированных методов анализа сигналов систем диагностики и мониторинга ЯЭУ, по которым контролируются только пределы изменения уровней этих сигналов, к интеллектуальным диагностическим алгоритмам, включая методологию искусственных нейронных сетей. Очевидными преимуществами предлагаемого подхода следует считать возможность автоматического обнаружения в реальном масштабе времени начальных фаз зарождения эксплуатационных аномалий и повреждений в условиях, когда современными техническими средствами эти потенциально опасные нерегламентные состояния еще не могут быть обнаружены. Кроме того, реализация разрабатываемых подходов создает необходимые предпосылки для оптимизации функций оперативного персонала ЯЭУ по управлению ядерным энергоблоком, обеспечивает переход к выполнению ремонтных операций оборудования на основе его реального технического состояния, способствуя обоснованному использованию его ресурса, сокращает время, необходимое для принятия оперативных решений, а также минимизирует возможное негативное влияние человеческого фактора на проблему безопасности АЭС.

Получены также следующие фундаментальные научные результаты:

На основе использования созданного в секторе нового инструментального средства – интеллектуального компьютерного диагностического комплекса для автоматического распознавания режимов генерации паровой фазы на поверхности теплоотдачи ТВЭЛ – в соответствии с реальными эксплуатационными условиями получены оценки достоверности известных эмпирических расчетных зависимостей для определения кризисов 1-го и 2-го рода, а также начала кипения теплоносителя в парогенерирующих каналах различной геометрии, включая стержневые сборки с равноценными и неравноценными теплогидравлическими сотами.

Выполнена верификация карт режимов течения парожидкостных структур в реакторных каналах, которые широко используются в теплогидравлическом расчетном коде RELAP-5/MOD3, а также в других версиях современных расчетных кодов улучшенной оценки – главной составляющей оперативных расчетных средств соблюдения эксплуатационной безопасности современных реакторных установок.

По результатам выполненной автоматической классификации спектров-реализаций термоакустических диагностических сигналов получены оценки адекватности известных результатов исследования структурных пределов, разделяющих основные классы режимов течения двухфазного диабатного парожидкостного потока в парогенерирующих каналах.

Основным научно-техническим результатом является разработанное и отработанное на тестовых задачах и натурных экспериментальных данных алгоритмическое и программное обеспечение, которое должно использоваться путем включения в существующие системы автоматического управления энергоблоками АЭС и при оптимизации режимов эксплуатации. Разработанные методы, технические и программные средства диагностики, мониторинга и прогноза состояния основного теплоэнергетического оборудования блоков АЭС должны использоваться в виде подсистемы АСУ ТП блоков АЭС Украины с целью управления их техническим состоянием, повышения безопасности, энергетической и экологической эффективности.

Внедрение разработок выполнено для тепловыделяющих сборок энергетических ядерных реакторов основных типов, а также реакторов для наработки оружейного плутония и транспортных реакторов для атомных подводных лодок. Результаты исследований внедрены в НАЭК «Энергоатом», а также в ядерных центрах России: в Федеральном унитарном предприятии «НИКИЭТ им. Н. А. Доллежаля» и в Федеральном унитарном предприятии «ВНИИНМ им. А. А. Бочвара».

   Основные достижения:

  • Публикация в 2010–2017 гг. серии монографий «Теплофизика атомных электростанций»:
    • Теплофизика безопасности атомных электростанций / А. А. Ключников, И. Г. Шараевский, Н. М. Фиалко и др. – 2010. – 484 с.;
    • Теплофизика аварий ядерных реакторов / А. А. Ключников, И. Г. Шараевский, Н. М. Фиалко и др. – 2012. – 528 с.;
    • Теплофизика повреждений реакторных установок / А. А. Ключников, И. Г. Шараевский, Н. М. Фиалко и др. – 2013. – 528 с.;
    • Теплофизика надежности активных зон / А. А. Ключников, И. Г. Шараевский, Н. М. Фиалко и др. – 2015. – 772 с.;
    • Теплофизика ресурса ядерных энергоустановок / А. В. Носовский, И. Г. Шараевский, Н. М. Фиалко и др. – 2017. – 624 с.
  • Патент Украины 2010 г. на изобретение № 32071. Компьютерная программа «Нейросетевой программный комплекс для автоматической диагностики сложного технологического оборудования».
  • Монография: Фізика ядерних реакторів / В. М. Павлович. – 2009. – 224 с.

Эта запись также доступна: Украинский, Английский

Похожие посты

Вставить формулу как
Блок
Строка
Дополнительные настройки
Цвет формулы
Цвет текста
#333333
Используйте LaTeX для набора формулы
Предпросмотр
\({}\)
Формула не набрана
Вставить