ВАЕ: Відділ безпеки ядерних установок

Завідувач відділу канд. фіз.-мат. наук

Власенко Тетяна Станіславівна

Тетяна Станіславівна Власенко закінчила Київський національний університет імені Тараса Шевченка за спеціальністю «Фізика». У 2016 р. захистила дисертацію за спеціальністю «Теплофізика та молекулярна фізика». Трудову діяльність розпочала у 2011 р. інженером-радіологом у Центрі ядерної медицини Київського міського клінічного онкологічного центру, де працювала до 2013 р. З 2014 р. по теперішній час постійно працює в ІПБ АЕС НАН України, де пройшла шлях від молодшого наукового співробітника до завідувача відділу.

Основний напрям наукових досліджень Т. С. Власенко – вплив радіаційного випромінювання на властивості рідинних систем. Вона проводить дослідження взаємодії рідинних систем з радіаційним випромінюванням,визначає зміни структурних та теплофізичних параметрів рідин під впливом радіаційного опромінення за різних зовнішніх умов. Також проводить дослідження впливу радіаційного випромінювання на фізичні процеси, що проходять у рідких теплоносіях ректорів 4-го покоління.

Структура відділу:

  • Сектор фізики реакторів
  • Сектор теплогідравліки ядерних установок

Напрями діяльності:

  • розробка теоретичних засад та створення програм обробки експериментальних даних вимірювання підкритичних характеристик ядерних систем методами нейтронних шумів, зокрема в паливовмісних матеріалах об’єкта «Укриття», в сховищах відпрацьованого ядерного палива, зупинених реакторах, у підкритичних системах, керованих прискорювачами (ADS);
  • розробка принципів роботи та оптимізація ядерних реакторів нового типу, зокрема ADS, реакторів на хвилі ядерних поділів;
  • моделювання трансмутації радіоактивних відходів у підкритичному реакторі;
  • дослідження спеціальних матеріалів для атомної енергетики на основі базальтової фібри;
  • дослідження передаварійних процесів тепломасообміну та гідродинаміки у критично важливих для безпеки елементах та системах основного обладнання ядерних енергоблоків, включно з активними зонами ядерних реакторів;
  • комп’ютерне моделювання перебігу зазначених теплофізичних та теплогідравлічних процесів різної фізичної природи у штатних, передаварійних та аварійних режимах функціонування обладнання;
  • розробка математичних моделей, алгоритмічного та програмного забезпечення з метою створення принципово нових методів оперативної діагностики поточного технічного стану основного обладнання ядерних енергоблоків;
  • створення інтелектуальних комп’ютерних програмно-технічних засобів для забезпечення можливості раннього автоматичного розпізнавання потенційно небезпечних експлуатаційних станів зазначеного обладнання як засобів інформаційної підтримки оперативного персоналу енергоблоків.

Результати діяльності за науковими напрямами:

  • Сектор фізики реакторів

Завідувач сектора – канд. техн. наук, ст. наук. сп. Володимир Іванович Гулік

У секторі вперше розроблена двогрупова теорія нейтронних шумів на основі теорії випадкових гілчастих процесів, яка дозволяє аналізувати нейтронні шуми в системах з різним нейтронним спектром (В. М. Павлович, А. І. Санжур, С. А. Стороженко). Для систем із тепловим спектром нейтронів результати цієї теорії практично не відрізняються від загальнопоширених виразів методу Фейнмана, але для систем зі швидким спектром нейтронів результати істотно відрізняються. Отримано відповідні вирази для відношення дисперсії до середнього (аналог методу Фейнмана), придатні для обробки експериментальних даних. 

За допомогою математичного моделювання на основі методу Монте-Карло вперше проаналізовано вплив величини часового інтервалу, в якому розраховується середнє і дисперсія, на точність визначення константи спаду миттєвих нейтронів експериментальних даних (В. М. Павлович, А. В. Піднебесний). Запропоновано метод оптимального вибору такого інтервалу безпосередньо з експериментальних даних без апріорного знання про ступінь підкритичності. Досліджено також вплив зовнішніх перешкод у вигляді монохроматичної перешкоди, білого шуму, різних кольорових шумів, у тому числі фліккер-шуму, на поведінку кривої Фейнмана в різних часових інтервалах. Показано, що нефізичну поведінку експериментальної кривої Фейнмана на малих часових інтервалах можна пояснити впливом фліккер-шуму і «мертвого» часу детектора. Розроблено методи врахування різних шумів під час обробки експериментальних даних.

У секторі фізики реакторів була запропонована ідея виготовлення спеціального електронного приладу для отримання первинної інформації про нейтронні шуми в ядерних матеріалах (вимірювач часу реєстрації подій –ВЧРП), зокрема для фіксації часу реєстрації кожного нейтрона детектором. Такий прилад був розроблений і виготовлений в Інституті ядерних досліджень і на його основі у відділі ядерно-фізичних досліджень був створений відповідний апаратно-програмний комплекс (АПК), що складається з блоку детектування, блоку посилення сигналів, аналізатора імпульсів, цифрового осцилографа і персонального комп’ютера. АПК протестований і налагоджений в лабораторних умовах із застосуванням Pu-Be джерела нейтронів, а також власних імпульсів детектора нейтронів від альфа-частинок робочого матеріалу детектора (збагачений уран). Ідея застосування ВЧРП в АПК має світовий пріоритет і дозволяє аналізувати отриману у вимірах послідовність імпульсів за допомогою будь-якого теоретичного підходу. Методи шумової нейтронної діагностики впроваджуються на АЕС України для вимірювання вигоряння паливних збірок.

У роботах співробітників сектора також розглянуто питання можливості створення й експлуатації реакторів, побудованих за принципами, відмінними від технологічних основ, на яких засновані існуючі реактори. Розглянуто також теоретичні основи вимірювання антинейтрино для розвитку дистанційної антинейтринної діагностики ядерного реактора.

Використання ядерних реакторів нового типу і впровадження прецизійних методів вимірювання характеристик ядерних систем дозволить принципово вирішити такі основні проблеми ядерної енергетики, як проблема ресурсів, проблема радіоактивних відходів (РАВ) і проблема безпечної експлуатації ядерних реакторів. У 1989 р. Л. П. Феоктистов запропонував концепцію хвильового реактора – реактора на хвилі ядерного горіння. В якості палива в таких реакторах може бути використаний збіднений уран, природний уран, відпрацьоване паливо легководяних реакторів без радіохімічної переробки, торій і суміші цих матеріалів. Ці обставини дозволять вирішити проблему ресурсів. Вирішуються також проблеми РАВ і безпечної роботи реактора, звісно за умови ретельної розробки і вирішення питання охолодження в хвильових реакторах. У секторі фізики реакторів над цими питаннями працюють В. М. Павлович і Д. О. Літвінов. Безпека підкритичних ядерних реакторів, як іншого перспективного типу реакторів, які управляються зовнішнім джерелом нейтронів, визначається цим зовнішнім джерелом, і в разі виникнення позаштатних ситуацій джерело нейтронів можна відключити миттєво. Дуже жорсткий спектр нейтронів таких реакторів дозволить також позбавлятися від найбільш небезпечних РАВ шляхом їх ядерної трансмутації. Нині сектор бере участь у проекті МАГАТЕ з дослідження підкритичних систем, керованих прискорювачами, активну участь у цих роботах бере В. І. Гулік.

Співробітники сектора брали активну участь у фізичних дослідженнях, що проводилися в Антарктиді на українській антарктичній станції «Академік Вернадський». Професор В. М. Павлович був учасником чотирьох сезонних експедицій, а старший науковий співробітник Д. О. Літвінов двічі був на «зимівлі» на українській станції. Основною темою досліджень в Антарктиді було дослідження еманації радону земною корою, її зв’язок з іншими фізичними полями земної кори, а також дослідження електромагнітного випромінювання земної кори.

  • Сектор теплогідравліки ядерних установок

Завідувач сектора – д-р техн. наук, проф. Ігор Георгійович Шараєвський

Основні зусилля колективу сектора спрямовані на дослідження передаварійних теплофізичних процесів у критично важливих для безпеки елементах і системах основного обладнання ядерних енергоблоків, включаючи активні зони ядерних реакторів, турбогенератори, головні циркуляційні насоси тощо, з метою створення інтелектуальних комп’ютерних програмно-технічних засобів для оперативної діагностики цього обладнання, що забезпечують можливість раннього автоматичного розпізнавання його потенційно небезпечних експлуатаційних станів.

У рамках науково-дослідних тем у секторі проводяться і розвиваються дослідження теплових і гідродинамічних процесів у критичних елементах конструкції основного устаткування ядерних енергоблоків з реакторами ВВЕР-1000. Найбільш важливими і перспективними напрямами досліджень сектора є розробка математичних моделей автоматичного комп’ютерного розпізнавання експлуатаційних аномалій і порушень в елементах і системах зазначеного обладнання, а також створення інтелектуальних алгоритмів і програмно-технічних комплексів для вдосконалення систем внутрішньореакторного контролю, а також засобів діагностики й інформаційної підтримки оперативного персоналу блокового щита управління. При цьому зазначені розробки орієнтовані на якісне вдосконалення наявних систем моніторингу і діагностики ядерних енергетичних установок(ЯЕУ) з метою зниження інформаційного навантаження, що впливає на оперативний персонал, на основі автоматизації процедур формування діагностичних рішень розробленими інтелектуальними діагностичними засобами. Тим самим забезпечується перехід від існуючих малоефективних детермінованих методів аналізу сигналів систем діагностики і моніторингу ЯЕУ, за якими контролюються лише межі зміни рівнів цих сигналів, до інтелектуальних діагностичних алгоритмів, включаючи методологію штучних нейронних мереж. Очевидними перевагами пропонованого підходу слід вважати можливість автоматичного виявлення в реальному масштабі часу початкових фаз зародження експлуатаційних аномалій і пошкоджень в умовах, коли сучасними технічними засобами ці потенційно небезпечні нерегламентні стани ще не можуть бути виявлені. Крім того, реалізація розроблюваних підходів створює необхідні передумови для оптимізації функцій оперативного персоналу ЯЕУ по управлінню ядерним енергоблоком, забезпечує перехід до виконання ремонтних операцій обладнання на основі його реального технічного стану, сприяючи обґрунтованому використанню його ресурсу, скорочує час, необхідний для ухвалення оперативних рішень, а також мінімізує можливий негативний вплив людського фактору на проблему безпеки АЕС.

Отримано також такі фундаментальні наукові результати:

На основі використання створеного у секторі нового інструментального засобу – інтелектуального комп’ютерного діагностичного комплексу для автоматичного розпізнавання режимів генерації парової фази на поверхні тепловіддачі ТВЕЛ – відповідно до реальних експлуатаційних умов отримано оцінки достовірності відомих емпіричних розрахункових залежностей для визначення криз 1-го та 2-го роду, а також початку кипіння теплоносія в парогенеруючих каналах різної геометрії, включаючи стрижньові збірки з рівноцінними і нерівноцінними теплогідравлічними стільниками.

Виконано верифікацію карт режимів течії парорідинних структур у реакторних каналах, які широко використовуються в теплогідравлічному розрахунковому коді RELAP-5/MOD3, а також у інших версіях сучасних розрахункових кодів покращеної оцінки – головної складової оперативних розрахункових засобів дотримання експлуатаційної безпеки сучасних реакторних установок.

За результатами виконаної автоматичної класифікації спектрів-реалізацій термоакустичних діагностичних сигналів отримано оцінки адекватності відомих результатів дослідження структурних меж, що розділяють основні класи режимів течії двофазного діабатного парорідинного потоку в парогенеруючих каналах.

Основними науково-технічними результатами є розроблене та відпрацьоване на тестових завданнях і натурних експериментальних даних алгоритмічне та програмне забезпечення, яке має використовуватися шляхом включення до існуючих систем автоматичного керування енергоблоками АЕС та при оптимізації режимів експлуатації. Розроблені методи, технічні і програмні засоби діагностики, моніторингу і прогнозу стану основного теплоенергетичного обладнання блоків АЕС мають використовуватися у вигляді підсистеми АСУ ТП блоків АЕС України з метою управління їх технічним станом, підвищення безпеки, енергетичної та екологічної ефективності.

Впровадження розробок виконано для тепловиділяючих збірок енергетичних ядерних реакторів основних типів, а також реакторів для напрацювання збройного плутонію і транспортних реакторів для атомних підводних човнів. Результати досліджень впроваджено в НАЕК «Енергоатом», а також у ядерних центрах Росії: у Федеральному унітарному підприємстві «НИКИЭТ им. Н. А. Доллежаля» та у Федеральному унітарному підприємстві «ВНИИНМ им. А. А. Бочвара».

Основні досягнення:

  • Публікація в 2010–2017 рр. серії монографій «Теплофізика атомних електростанцій»:
    • 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 України 2010 р. навинахід № 32071. Комп’ютерна програма «Нейромережевий програмний комплекс для автоматичної діагностики складного технологічного обладнання».
  • Публікація монографії: Фізика ядерних реакторів / В. М. Павлович. – – 224 с.

Цей запис також доступний: Russian

Схожі повідомлення