Борисенко В. І. Вдосконалення методів і засобів оперативного контролю та діагностики нейтронно-фізичних параметрів ядерних установок

Дисертаційна робота присвячена вирішенню актуальної науково-технічної проблеми достовірного визначення системами контролю АЕС величин параметрів безпеки, використовуючи сучасні підходи до моделювання процесів, що відбуваються в ядерних установках. Проведено комплексний аналіз, систематизацію та виявлення недоліків визначення величин нейтронно-фізичних характеристик у відповідних системах контролю, що наразі експлуатуються на АЕС, розроблено вдосконалені алгоритми та програмні засоби для визначення величин реактивності та періоду реактора, які вже впроваджено в сучасні системи контролю. На основі вдосконаленої аналітичної моделі динамічних процесів в активній зоні ядерного реактора розроблено програмне забезпечення розрахунку процесу спрацювання прискореного попереджувального захисту та відключення останнього з працюючих живильних турбонасосів на ВВЕР-1000. Розглянуто модель обґрунтування вибору консервативних припущень при аналізі ядерної безпеки систем зберігання відпрацьованого ядерного палива ВВЕР. Представлено аналіз систем і моделей, що застосовуються для визначення величин показників безпеки в системі представлення параметрів безпеки реактора ВВЕР-1000, в моделі імовірнісного аналізу безпеки та ін. Ключові слова: апаратура контролю нейтронного потоку, реактивність і період реактора, детектор прямого заряду, система внутрішньореакторного контролю, система внутрішньореакторної шумової діагностики, нейтронно-фізичні характеристики, динаміка ядерного реактора, показники безпеки ядерних установок, система представлення параметрів безпеки, підкритичність.