WWW.DISS.SELUK.RU

БЕСПЛАТНАЯ ЭЛЕКТРОННАЯ БИБЛИОТЕКА
(Авторефераты, диссертации, методички, учебные программы, монографии)

 


Разработка и усовершенствование методик определения тепловой мощности и выгорания топлива в исследовательском реакторе мир.м1

На правах рукописи

Ижутов Алексей Леонидович

РАЗРАБОТКА И УСОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ МЕТОДИК ОПРЕДЕЛЕНИЯ ТЕПЛОВОЙ МОЩНОСТИ И ВЫГОРАНИЯ ТОПЛИВА В ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОМ РЕАКТОРЕ МИР.М1

Специальность: 05.14.03. Ядерные энергетические установки, включая

проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат диссертации на соискание ученой степени

кандидата технических наук

г. Димитровград – 2008г.

Работа выполнена в Государственном научном центре Российской Федерации «Научно-исследовательский институт атомных реакторов».

Научный руководитель – доктор технических наук, А.Ф.Грачёв.

Официальные оппоненты:

кандидат технических наук, В.А. Павшук (РНЦ «Курчатовский институт»);

доктор технических наук, О.Б. Самойлов (ФГУП «ОКБМ»).

Ведущая организация (предприятие): Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н. А. Доллежаля.

Защита состоится: «_____»__________2008г., в ____часов на заседании диссертационного совета Д 520.009.06 при РНЦ «Курчатовский институт»,

123182 г.Москва, пл.акад.Курчатова, 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке РНЦ «Курчатовский институт».

Автореферат разослан «_____»__________2008г.

Ученый секретарь

диссертационного совета,

д.т.н., профессор В.Г. Мадеев.

Актуальность темы. В числе главных задач «Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине ХХI века» определены:

- поддержание безопасного и эффективного функционирования действующих АЭС и их топливной инфраструктуры;

- постепенное замещение действующих АЭС энергоблоками повышенной безопасности III и IV поколений и осуществление на их основе в последующие 20-30 лет уверенного роста установленной мощности атомных энергоблоков и увеличение экспортного потенциала.

Для обеспечения более высокого уровня безопасности и надежности активных зон требуется дальнейшее совершенствование конструкции, технологии изготовления твэлов и ТВС, а также изучение влияния динамических характеристик реакторных установок на работоспособность твэлов. Реакторы ВВЭР-440 переведены на четырехгодичную кампанию, что позволило увеличить эффективность использования топлива на 12% относительно проектной. Проводятся работы по обеспечению 4-х и 5-и годичных кампаний в реакторах ВВЭР-1000 и ВВЭР-440, соответственно, что требует повышения эксплуатационной надежности топлива и снижения частоты разгерметизации твэлов, которая в настоящее время находится на уровне (2-3)10-5. Также необходимо решать задачи по улучшению технологии производства порошка диоксида урана, минимизации доспекания топливных таблеток, совершенствованию оболочечных циркониевых материалов, разработке твэлов с топливом, содержащим выгорающие поглотители [1].

В ближайшей перспективе необходимо развернуть широкомасштабные исследования по созданию более экономичных, надежных, безопасных и конкурентоспособных ядерно-энергетических установок (ЯЭУ) нового поколения.

Для экспериментального обоснования работоспособности твэлов в режимах нормальной эксплуатации, исследования поведения и обоснования их безопасности при отклонении параметров за рамки эксплуатационных пределов, а также определения параметров безопасной эксплуатации твэлов используются специализированные исследовательские реакторные установки и стенды. В настоящее время основным отечественным, испытательным, исследовательским реактором для обоснования работоспособности и безопасности топлива вновь создаваемых, а также совершенствования топлива существующих легководных ЯЭУ является реактор МИР.М1 [2].

При этом следует отметить, что на реакторной установке имеются петлевые экспериментальные установки со всеми перспективными типами теплоносителя. Экспериментальные возможности реактора позволяют проводить испытания элементов активных зон не только современных типов ЯЭУ, но и развернуть исследования по созданию реакторов следующего поколения. В настоящее время на реакторе МИР выполняются следующие программы исследований:

обоснование работоспособности топлива реакторов типа ВВЭР до глубины выгорания ~70 МВтсут/кгU и более, в том числе, в режимах с маневрированием и циклированием мощности;

испытания твэлов реакторов типа ВВЭР с модифицированным топливом и оболочечными материалами;

реакторные испытания топлива реакторов типа ВВЭР с моделированием проектных аварийных ситуаций;

исследования поведения негерметичного топлива реакторов типа ВВЭР;

сравнительные испытания макетов твэлов по выбору конструкции и материалов твэлов транспортных водо-водяных энергетических установок;

испытания полномасштабных ТВС с моделированием условий работы в штатных активных зонах новых типов транспортных ЯЭУ;

испытания топлива исследовательских реакторов на основе высокоплотного U-Мо топлива по российской и международной программе снижения обогащения топлива (RERTR).

Разрабатываются программы испытаний топлива с моделированием тяжелых аварий, а также модернизированных типов топлива для лицензирования усовершенствованных реакторов типа ВВЭР, испытания топлива реакторов типа КЛТ-40 для плавучих энергоблоков, топлива для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов типа ГТМГР.

Многопетлевой исследовательский реактор МИР.М1 был специально сконструирован для испытания топлива ядерных реакторов. Реактор МИР.М1 имеет 11 ячеек под экспериментальные петлевые каналы, в которых одновременно могут проводиться эксперименты по испытанию тепловыделяющих элементов ядерных реакторов с разными видами теплоносителя при различных заданных условиях облучения. В числе наиболее сложных задач при проведении испытаний является определение тепловой мощности и выгорания топлива в экспериментальных и рабочих каналах с учетом энерговыделения в замедлителе, конструкционных материалах и теплоносителе за счет ионизирующих излучений, сопровождающих процесс деления ядерного топлива, как в рабочих, так и экспериментальных каналах.





Представительность испытаний тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов, прежде всего, определяется обеспечением заданных параметров испытаний и достоверностью их значений. Одними из наиболее важных параметров испытаний являются мощность тепловыделения и глубина выгорания топлива. При этом следует отметить, что значительное количество испытаний твэлов проводятся с целью определения допустимой глубины выгорания топлива при заданном уровне мощности и/или определения допустимого значения мощности при достижении заданного значения глубины выгорания. Кроме этого, достоверность этих параметров определяющим образом влияет на теплотехническую надежность и безопасность испытаний. Таким образом, актуальность работы заключается в улучшении точности и представительности испытаний, а также в повышении безопасности проведения экспериментов в реакторе МИР.М1 при решении сложных и важных научно-технических задач по усовершенствованию и созданию топлива для ЯЭУ.

Цель работы:

  • улучшение представительности экспериментальных исследований и повышение безопасности проведения экспериментов и эксплуатации реактора МИР.М1 за счет повышения точности определения тепловой мощности и глубины выгорания топлива.


Научная новизна:

  • усовершенствование уравнений баланса энергии для повышения точности определения мощности энерговыделения и тепловыделения в рабочих и экспериментальных ТВС реактора МИР.М1 за счет учета поглощенной энергии нейтронов и фотонов в конструкционных элементах каналов и облучательных устройств;
  • разработка усовершенствованных методик определения мощности энерговыделения и тепловыделения в рабочих и экспериментальных ТВС реактора МИР.М1 за счет уточнения эффектов переноса энергии нейтронами и фотонами, а также теплообмена между каналами и бассейном реактора;
  • разработка методики определения линейного накопления осколков деления в твэлах гамма-спектрометрическим методом с использованием специально изготовленных стандартных образцов, с учетом различного выхода Cs-137 при делении разных тяжелых ядер и самопоглощения фотонного излучения в твэлах.

Практическая ценность работы:

  • усовершенствование методик позволило снизить погрешности определения тепловой мощности твэлов и глубины выгорания топлива, соответственно улучшить представительность, теплотехническую надежность и безопасность проведения экспериментов и эксплуатации реактора МИР.М1;
  • разработанные методики использовались при выполнении комплекса работ по созданию и обоснованию работоспособности топлива для транспортных ядерно-энергетичеких установок III и IV поколений, продолжают использоваться в работах по обоснованию работоспособности до глубоких выгораний твэлов энергетических реакторов типа ВВЭР, а также при испытаниях топлива для атомных электростанций малой мощности и исследовательских реакторов;
  • внедрение алгоритмов расчета тепловой мощности и энерговыделения топлива в рабочих каналах в информационно-измерительной системе технологических параметров реактора позволяет рассчитывать, регистрировать, а также отображать эти параметры в цифровом и графическом виде в реальном масштабе времени операторам реактора, что улучшает условия проведения экспериментов и эксплуатации реактора.

Автор защищает:

  • методику определения тепловой мощности и выгорания топлива в рабочих ТВС реактора МИР.М1 с наиболее полным учётом всех компонент поглощенной энергии реакторного излучения, а также теплообмена между каналами и бассейном реактора;
  • усовершенствованную методику определения тепловой мощности экспериментальных ТВС при испытании топлива в петлевых установках реактора МИР.М1 с водяным теплоносителем с учётом энерговыделения за счет нейтронного и фотонного излучений в конструкционных материалах экспериментальных устройств и канала;
  • алгоритмы для автоматизированного расчета и регистрации мощности энерговыделения и тепловыделения в рабочих каналах в процессе работы реактора современной электроно- вычислительной техники;
  • методику определения выгорания и накопления осколков деления гамма-спектрометрическим методом с учетом различного выхода осколков при делении различных тяжелых ядер и самопоглощения фотонного излучения в твэлах;
  • автоматизированная установку гамма-спектрометрических исследований облученных твэлов разрешением по длине активной части ~1 мм и определения линейного накопления осколков деления (глубины выгорания топлива) в защитной камере реактора МИР.М1.

Апробация работы. Основные результаты работы доложены:

  • на V Российской конференции по реакторному материаловедению, г. Димитровград, Россия, май 1997г.;
  • на международной конференции «Теплофизика-2001», г. Обнинск, Россия, май 2001г.;
  • на XII ежегодной конференции Ядерного Общества России «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии», г. Димитровград, Россия, июнь 2001г.;
  • на 6-ой Международной тематической конференции по обращению с топливом исследовательских реакторов, Гент, Бельгия, март 2002г.;
  • на отраслевом совещании «Использование и эксплуатация исследовательских реакторов», г. Димитровград, Россия, июнь 2004г.

Публикации. Основное содержание диссертации изложено в 8 печатных работах, всего по тематике диссертации выпущено 18 научных публикаций.





Личный вклад:

  • автор разработал методические основы расчета тепловой мощности твэлов и ТВС в рабочих и экспериментальных каналах реактора МИР.М1 с наиболее полным учётом всех компонент поглощенной энергии реакторного излучения, а также теплообмена между каналами и бассейном реактора;
  • разработал и внедрил методики определения тепловой мощности и выгорания топлива в рабочих ТВС реактора МИР.М1, определения тепловой мощности и линейного энерговыделения в твэлах при испытании топлива в экспериментальных каналах водных петель реактора МИР.М1, определения выгорания и накопления осколков деления гамма-спектрометрическим методом с учётом самопоглощения гамма-квантов в твэлах;
  • разработал схему и участвовал в создании автоматизированной установки гамма-спектрометрических исследований твэлов;
  • разработал алгоритмы и осуществлял техническое руководство при внедрении алгоритмов автоматизированного расчета и регистрации мощности энерговыделения и тепловыделения в рабочих ТВС в информационно-измерительную систему реактора;
  • непосредственно участвовал в проведении реакторных испытаний и послереакторных исследований топлива различного типа в реакторе МИР с использованием созданных методик в качестве ответственного исполнителя, научного или технического руководителя экспериментов.

Совместно с автором в разработке и усовершенствовании методик принимали участие сотрудниками научно-исследовательского института атомных реакторов: Овчинников В.А., Лобин С.В., Бурукин А.В., Кушнир Ю.А., Ванеев Ю.Е. и др.

Структура и объем работы. Диссертация изложена на 123 страницах машинописного текста, включая 10 рисунков, 14 таблиц, список литературы из 91 наименования, состоит из введения, 5 глав и выводов.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении приводится обоснование актуальности работы, сформулирована её цель и сущность разрабатываемых методик.

В первой главе проведен литературный обзор испытательных исследовательских реакторов, методов определения энерговыделения и выгорания топлива.

Во второй главе представлены конструктивные особенности активной зоны и экспериментальных каналов реактора МИР.М1, предназначенных для испытаний топлива ЯЭУ. Описаны средства контроля основных технологических параметров реактора и петлевых установок, методы определения тепловой мощности и глубины выгорания топлива в экспериментальных и рабочих каналах реактора.

По физической сущности реактор МИР.М1 – тепловой гетерогенный реактор с замедлителем и отражателем из металлического бериллия. Поперечное сечение реактора с основными элементами активной зоны показано на рис.1.

По конструктивному типу реактор МИР.М1 является канальным, который установлен в бассейне с водой. Каркас активной зоны сформирован из шестигранных бериллиевых блоков с размером под ключ 148,5 мм, установленных по треугольной решётке с зазорами между ними по 1,5 мм. В центральных осевых отверстиях блоков устанавливаются корпуса каналов для размещения рабочих ТВС (37шт); перемещаемых, комбинированных с поглотителем, рабочих ТВС (12шт); экспериментальных каналов (11шт). Направляющие трубы для размещения органов СУЗ расположены в отверстиях между соседними бериллиевыми блоками. Каждый экспериментальный канал окружён шестью каналами с рабочими ТВС и (35) органами регулирования. Варьированием выгорания рабочих ТВС при перегрузках и положением органов регулирования вокруг экспериментальных ячеек обеспечивается возможность одновременного поддержания условий испытаний практически во всех экспериментальных каналах.

Другой важной особенностью реактора МИР.М1 является то, что рабочие и экспериментальные ТВС располагаются в отдельных каналах и теплоноситель подается независимо в каждый канал. На подводящих и отводящих теплоноситель трубопроводах, как рабочих, так и петлевых каналов, установлены датчики измерения давления, температуры и расхода. Таким образом, для определения тепловой мощности экспериментальных и рабочих каналов при проектировании реактора конструктивно был заложен метод теплового баланса (МТБ), основанный на измерении параметров теплоносителя на входе и выходе в каналы. В связи с тем, что активная зона реактора с рабочими и экспериментальными каналами и их подводящими и отводящими трубопроводами расположена в бассейне с водой, в методе теплового баланса для определения мощности энерговыделения каналов учитывались тепловые потери в бассейн реактора от каналов с трубопроводами. При этом постулировалось, что энерговыделение в каналах полностью обусловлено поглощенной энергией излучений генерируемых делением топлива в этих каналах, а доля остального реакторного излучения пренебрежимо мала или компенсируется уносом части энергии из канала фотонами и нейтронами. Для частных случаев, когда мощность энерговыделения, а также физический и материальный состав каналов реактора подобен, мощность энерговыделения в каналах может отличаться не значительно от мощности тепловыделения твэлов в этих каналах. Так как при этих случаях обеспечиваются условия симметричного обмена энергией между каналами за счет фотонов и нейтронов. Известно, что при делении одного ядра урана 235 выделяется ~204 МэВ энергии из них: ~165 МэВ – кинетическая энергия осколков деления, ~9 МэВ – энергия -частиц, ~5 МэВ – энергия нейтронов, ~15 МэВ – энергия мгновенного и запаздывающего излучений, ~10 МэВ – энергия нейтрино. Длина свободного пробега осколков деления и заряженных - и -частиц в топливной композиции значительно меньше размеров твэлов ядерных реакторов, соответственно, их энергия полностью выделяется в объеме твэла. Нейтроны и фотоны имеют значительно большую длину свободного пробега чем размеры твэлов, поэтому они теряют энергию в пределах всей активной зоны, включая отражатель. Как видим, доля энерговыделения приходящаяся на фотоны и нейтроны составляет ~ 10 % на акт деления, поэтому в случае значительного отличия материального и физического состава каналов необходимо учитывать взаимное энерговыделение в каналах за счет проникающих компонент поглощаемой энергии реакторного излучения с учетом геометрических и физических особенностей каналов. Для наглядности можно привести следующий пример – исследование поведения топлива при глубоких выгораниях в экспериментах с моделированием режимов с циклическим изменением мощности или аварийных ситуаций, как правило, проводится в специальных инструментованных облучательных устройствах с единичными количествами твэлов с остаточным содержанием топлива при этом масса конструкционных материалов может превосходить массу делящихся изотопов на два порядка и более, поэтому в таких случаях мощность энерговыделения за счет фотонного и нейтронного реакторного излучения может существенно превосходить мощность энерговыделения за счет деления топлива в экспериментальном канале.

На рис. 2 представлена принципиальная схема проведения петлевых испытаний экспериментальных тепловыделяющих сборок (ЭТВС) в реакторе МИР на которой показан а функциональная роль и место этих методик.

Рис. 2 - Схема проведения петлевых испытаний в реакторе МИР

В третьей главе диссертации изложена усовершенствованная методика расчета тепловой мощности твэлов в экспериментальных петлевых каналах (ПК) реактора МИР.М1 на основе метода теплового баланса. Методика определения суммарной тепловой мощности твэлов в ЭТВС учитывает:

- изменение энтальпии, определяемую по значениям расхода и термодинамических параметров теплоносителя,на входе и выходе в канал;

- тепловые потери на гидравлическом тракте между точками контроля параметров на входе и выходе из ПК, которые включают конвективную и излучательную составляющие теплопередачи от канала в окружающую среду, а также изменение энтальпии за счет трения и потери давления в канале;

- радиационное тепловыделение в конструкционных материалах ПК и ОУ.

Схема метода теплового баланса представлена на рис. 3.

Рис. 3 Схема МТБ

NЭТВС определяется по следующей формуле:

,

где: – мощность, определяемая с использованием показаний приборов ПУ для контроля параметров теплоносителя;

i = f (T, P) – приращение энтальпии;

Р – давление теплоносителя на выходе из ПК;

T – подогрев теплоносителя;

– фактический расход теплоносителя через ПК:

Q* – значение расхода по прибору;

– поправка на отличие плотности воды при фактических значениях температуры и давления от расчетной для расходомерного устройства;

– мощность тепловых потерь в ПК на участке между термометрами сопротивления на входе и выходе из ПК;

где: Т=Твх + T/2, Тб- температура воды в бассейне реактора;

Nпкрад = к3Nртвс - мощность радиационного тепловыделения в ПК, обусловленная -n излучением рабочих ТВС (РТВС) реактора;

Nоурад = к4Nртвс – мощность радиационного тепловыделения в конструкционных материалах ОУ, обусловленная -n излучением РТВС реактора;

Nтврад = к5Nптвс – мощность радиационного тепловыделения в элементах конструкции ОУ и ПК за счет -n излучения от твэлов;

где:

к1, к2, к3, к4 – эмпирические коэффициенты, определяемые экспериментально);

к5 - расчетный коэффициент, определяемый с использованием программы MCU.

Относительная погрешность суммарной мощности твэлов (Nптвс) в общем случае определяется как среднеквадратичное значение погрешностей составляющих величин по формуле:

,

где: ;

;

Тртвс, Qртвс - перепад температуры и расход теплоносителя в РТВС реактора, окружающих данный ПК.

Определить коэффициенты к1, к2, к3 можно путем статистической обработки экспериментальных данных. Ниже рассмотрен частный случай, в котором для упрощения принято, что к1=0 (как показывает опыт проведения экспериментов, такое допущение приемлемо).

Для получения массива первичной информации могут использоваться различные варианты стационарных режимов по мощности окружения и по температуре теплоносителя. Также возможны режимы с изменяющимися параметрами.

Возможны два метода получения экспериментальных данных:

проводить эксперименты с пустым каналом, в случае, если основная доля энерговыделения - в корпусе канала; при этом доля вклада в энерговыделение в конструкционных материалах ОУ, определяется расчетным методом;

проводить эксперименты с устройствами без твэлов, в случае если в ОУ большое количество конструкционных материалов, то есть энерговыделение в конструкционных материалах ОУ соизмеримо с энерговыделением в массивном корпусе канала.

В последнем случае для получения значения энерговыделения в конструкционных материалах ОУ можно изготовить имитатор ОУ, в котором будет сымитировано распределение материалов. Затем полученные экспериментальные данные по соотношению мощностей энерговыделения в корпусе ПК и материалах ОУ сравниваются с расчетом по программе МСU. Если совпадение будет удовлетворительным, то в дальнейшем допускается отказаться от дорогостоящих экспериментов и значение энерговыделения в конструкционных материалах ОУ получать путем расчетов.

При проведении экспериментов ИИС петель регистрируются температуры входа и выхода, давление и расход теплоносителя. Значения мощности РТВС окружения ПК в настоящее время регистрируются ИИС реактора.

Данные, полученные в ходе эксперимента с ОУ без твэлов аппроксимируются методом наименьших квадратов эмпирической зависимостью вида:

, где i- разность энтальпий на входе в канал и на выходе из канала, кДж/кг; Q- расход теплоносителя через канал, кг/с; k3- коэффициент пропорциональности между мощностью энерговыделения и мощностью окружения, кВт/МВт; Nртвс – средняя мощность окружения, МВт; k2 - коэффициент пропорциональности между мощностью тепловых потерь и разностью между средней температурой теплоносителя и температурой воды в бассейне, кВт/0С; T - средняя температура теплоносителя Т=(Твх+Твых)/2, 0С.

Принимается : P ==Pmin.

Находятся частные производные функции P по коэффициентам k3 и k2 и приравниваются к нулю:

Решая полученную систему уравнений, находятся искомые коэффициенты.

Погрешности определения мощности тепловых потерь и энерговыделения в конструкционных материалах находят как среднеквадратичные отклонения расчетных от значений, определяемых с помощью показаний приборов (hG), на массиве зарегистрированных параметров при проведении эксперимента.

В данной методике кроме измеряемых параметров для определения фотонной и нейтронной составляющих энерговыделения, в качестве переменной величины используется Nртвс ( средняя мощность рабочих ТВС, окружающих этот канал), которая определяется расчетно-экспериментальным методом

В четвертой главе представлена усовершенствованная методика определения мощности реактора МИР.М1, мощности каждой рабочей ТВС и глубины выгорания топлива в них, также основанная на использовании усовершенствованного метода теплового баланса.

По измеренным значениям теплотехнических параметров теплоносителя (воды) в каждом из каналов рассчитывают тепловую мощность канала Nп.пп (где: п.пп – индекс канала), используя разность энтальпий на выходе из канала iп.пп и на входе в него i(o), a также массовый расход Gп.пп теплоносителя через канал. Так как штатная точка измерения температуры теплоносителя на выходе из канала отнесена от непосредственного выхода на заметное расстояние, причем, трубопровод контура погружен в бассейн реактора, часть тепла контура Nп.пп теряется в бассейне., Указанную потерю части тепла учитывают при помощи коэффициента К1 тепловых потерь, численное значение которого устанавливают в специальном эксперименте.

В отличие от раннее использовавшихся методик, расчет тепловых потерь производится для каждого канала индивидуально с учетом температуры на выходе из этого канала и кроме этого мощность энерговыделения Nп.пп в канале рассчитывается, с учетом уноса энергии нейтронами и гамма-излучением за пределы канала.

Тепловую мощность Nп.пп канала в кВт рассчитывают по формуле:

,

где: С1 – пересчетный коэффициент, численное значение которого принимают равным С1=1,163 [1]; при этом значение Nп.пп получают в киловаттах (кВт);

Ср(t) –  среднее значение удельной теплоемкости теплоносителя (воды) в диапазоне изменения его рабочих параметров (температура, давление). При расчёте принимают Ср(t) = 1,002 ккал/кг.град = (4,195 кДж/кг.град).

Допускаемая при использовании указанного значения погрешность не превышает 0,5% [1];

tп.пп – значение температуры теплоносителя на выходе из канала с индексом п.пп, °С, измеренное в штатной точке измерения;

t(0) – значение температуры теплоносителя на входе в каналы после холодного коллектора (ХК), °С;

Gп.пп – массовый расход теплоносителя через канал, кч/ч;

Nп.пп  – мощность тепловых потерь в бассейне аппарата от трубопроводов с теплоносителем канала п.пп на участке от штатной точки измерения температуры на входе в канал до штатной точки измерения температуры на выходе из канала, кВт.

Значение температуры t(0) рассчитывают по измеренным в штатных точках измерения значениям температуры tхк и объемного расхода Qхк теплоносителя на входных "нитках" холодного коллектора пo формуле:

,

где: индексы 1 и 2 обозначают, соответственно, 1-ю и 2-ю "нитки" коллектора.

Значение расхода Gп.пп рассчитывают по формуле:

Gп.пп = р(t)Qп.пп,

где:p(t) – среднее значение плотности теплоносителя (воды) в рабочих диапазонах изменения.температуры и давления в каналах, указанных в разд. 1;

Значение Nп.пп мощности тепловых потерь рассчитывают, используя соотношение,

Nп.пп=К1п.пп(tп.пп -tб),

где: К1п.пп – koэффициeнт тепловых потерь от трубопровода канала в бассейн реактора на участке между штатными точками измерения температуры теплоносителя на входе и выходе из канала п.пп, кВт/град; численные значения коэффициентов Klп.пп определяют в специальном реакторном эксперименте при метрологической аттестации методики;

tп.пп – средняя температура теплоносителя в канале, °С значение которой рассчитывают по формуле:

tп.пп = ;

tб – средняя температура теплоносителя в бассейне аппарата, оС, значение которой рассчитывают по формуле:

tб = ,

где: tвх.б1, tвх.б2 – измеренные в штатных тачках измерения значения температуры теплоносителя на входе в бассейн аппарата соответственно в 1й и 2-й "нитках" трубопровода, °С;

Qвх.б1, Qвх.б2 – измеренные в штатных точках намерения значения расходов теплоносителя на входе в бассейн соответственно по 1-й и 2-й "ниткам" трубопровода, м3/ч;

tвых.б – значение температуры теплоносителя на выходе из бассейна, измеренное в штатной точке измерения, оС.

Мощность энерговыделения Nп.пп в канале (как в рабочем, так и в канале с догрузкой) рассчитывают, учитывая унос энергии нейтронами и гамма-излучением за пределы канала. Для расчета используют соотношение

N3п.пп = К2·Nп.пп,

где: К2 – коэффициент поправки на радиационные потери, отн.ед., численное значение коэффициента К2 определяют в специальном реакторном эксперименте.

Энерговыработку в канале Wп.пп рассчитывают нарастающим итогом в виде суммы

Wп.пп(t) = С2,

где: С2 – расчетная константа, численное значение которой зависит от периодичности расчета значений N3п.пп; при длительности периода  = 10 минут (отрезок времени между предыдущим и последующим расчетами) С2=10-2 (отн.ед.), при этом энерговыработка, рассчитываемая по формуле (10), получается в МВт.мин.

j – индекс суммированиям j=1,2,…m;

m  – количество периодов с длительностью с момента выхода реактора на мощность до момента текущего времени t.

Количество выгоревшего в ТВС канала п.пп топлива Мп.пп с момента выхода реактора на мощность до момента времени t рассчитывают по значению энерговыработки Wп.пп, используя соотношение:

Мп.пп=С3·Wп.пп

где: С3 – расчетная константа, численное значение которой зависит от длительности периода.

Интегральную балансовую тепловую мощность реактора Nрб (в дальнейшем, балансовую ТМР) рассчитывают по тепловому балансу в 1м контуре охлаждения а.з. и в контуре охлаждения бассейна (КОБ) реактора.

Рис.4. Блок-схема расчета энерговыделения и выгорания топлива в ТВС РУ МИР

Мощность теплосъема NIK 1-м контуром реактора рассчитывают по формуле:

NIK=С5 [{tгк1-t(0)}Qгк1+{tгк2-t(0)} Qгк2}],

где: tгк1, tгк2 – измеренные в штатных точках измерения значения температуры теплоносителя соответственно в 1-м и 2-м горячих коллекторах, оC;

Qгк1, Qгк2 – значения объемных расходов теплоносителя соответственно через 1-й и 2-й горячие коллекторы, м3/ч, измеренные в штатных точках измерения расхода;

С5 – расчетная константа, учитывающая плотность и теплоемкость теплоносителя с упрощающими допущениями, указанными в разд.4, п.4.1; при расчете принимают С5=1,13310-3 Дж/м3.град, при этом значение NIK получают в МВт.

Мощность теплосъема КОБ Nкоб рассчитывают по формуле:

Nкоб= С6[(tвых.б- tвх.б1) Qвх.б1+(tвых.б- tвх.б2)Qвх.б2],

где: С6 – расчетная константа; С6=1,15410-3 Дж/м3;

tвых.б – значение температуры теплоносителя на выходе из бассейна реактора, измеренное в штатной точке измерения, оС;

tвх.б1, tвх.2 – значения температуры теплоносителя на входе в бассейн реактора соответственно по 1-й и 2-й "ниткам" контура, измеренные в штатных точках измерения, °С;

Qвх.б1, Qвх.б2 – значения объемного расхода теплоносителя соответственно по 1-й и 2-й входным "ниткам" контура бассейна, измеренные в штатных точках измерения расхода, м3/ч.

При использовании указанного выше значения константы С6 значение Nкоб получают в МВт.

Значение интегральной балансовой TМР Nрб рассчитывают как сумму

Nрб=NIK+Nкоб, МВт.

При оценке погрешностей расчета принимают во внимание не только не исключенные остатки систематических погрешностей при измерении теплотехнических параметров теплоносителя (расход, температура), а также погрешности, обусловленные упрощенными усреднениями значений теплоемкости и плотности теплоносителя (воды) в рабочих диапазонах температур и давлений. Последние из упомянутых погрешностей также рассматривают как систематические.

Проведена оценка и анализ погрешностей определения энерговыделения в каналах и мощности реактора и показано, что случайные погрешности при измерении параметров теплоносителя малы по сравнению с систематическими. Поэтому погрешности, в основном, определяются точностью регистрации основных технологических параметров теплоносителя, соответственно, для снижения погрешностей необходимо улучшение характеристик измерительных каналов, повышение качества технического обслуживания. Кроме этого постоянная составляющая систематической погрешности может быть определена в подготовительных реакторных экспериментах и впоследствии учтена в виде поправок к значениям измеряемых параметров.

Пятая глава посвящена установке и методике гамма-спектрометических исследований облученных твэлов для определения распределений продуктов деления и выгорания топлива в твэлах. Приводится описание разработанной в рамках диссертационной работы автоматизированной гамма-спектрометрической установки с программным управлением от ЭВМ. Гамма-сканирование твэлов, включая перемещение твэлов, проведение измерений, обработку и хранение спектрометрической информации, производится в автоматическом режиме по заданной программе, причем управляющие параметры программы доступны для корректировки оператором.

Регистрация гамма-излучения от коллимированного участка твэла с минимальной шириной щели 1 мм проводится с помощью спектрометра с полупроводниковым детектором, энергетический диапазон анализируемого излучения от 50 кэВ до 2800 кэВ, максимальная длина активной части твэлов не более 1800 мм. Результаты распределения продуктов деления по длине активной части используются для расчетного определения энерговыделения и глубины выгорания топлива на единичной длине твэлов по известным значениям энерговыделения и мощности, определяемым по методикам, изложенным во 2 и 3 разделах.

Для определения абсолютных значений накоплений осколков деления на единичной длине твэлов была разработана методика, основанная на измерении интенсивности гамма-квантов с энергией 661,6 кэВ, испускаемых при радиоактивном распаде Ва-137m (дочернего изотопа в цепочке распада Cs-137), в стандартном образце с известным накоплением осколков и в исследуемом твэле. В отличие от ранее использовавшихся методик, были изготовлены стандартные образцы для различных типов твэлов и была разработана процедура учета эффекта самопоглощения гамма излучения в различных типах твэлов.

Интенсивность гамма-квантов с энергией 661,6 кэВ, обусловленных твэлами или СОП, рассчитывают по следующей формуле:

,

где SТВ(СОП)  – площадь ППП гамма-квантов с энергией 661,6 кэВ при измерении, соответственно, твэла или СОП, имп;

SгенТВ(СОП) – площадь генераторного пика при измерении, соответственно, твэла или СОП, имп;

Sф – площадь ППП гамма-квантов с энергией 661,6 кэВ при измерении фона, имп;

Sфген – площадь генераторного пика при измерении фона, имп;

fген – частота генераторного пика, Гц.

Содержание осколков деления в исследуемом твэле без учета изменения коэффициента самопоглощения гамма-квантов с энергией 661,6 кэВ из-за деления тяжелых атомов рассчитывается по следующему соотношению:

,

где: эфф = i (iт g iт + iб g iб)  – эффективный массовый выход Cs-137 на 1 акт деления тяжелых атомов, отн.ед.;

iт, iб – кумулятивный выход атомов Cs-137 на 1 акт деления i-го тяжелого атома (U-235, U-238, Pu-239, Pu-241), отн.ед. (таблица 8.2.);

g iт, g iб – доля делений i-го тяжелого атома соответственно тепловыми (т) или быстрыми (б) нейтронами, которые рассчитываются с помощью программ типа MCU;

Аi – массовое число разделившегося тяжелого элемента;

mоСОП  – содержание Cs-137 на единичной длине активной части СОП на момент аттестации, г/см;

k1 = е-(tизм - tсоп)  – коэффициент поправки на распад Cs-137 в СОП с момента аттестации (tсоп) до момента измерения (tизм);

(tизм – tсоп)  – период времени с момента аттестации до момента измерения, сут;

 = 6,2902710-5 сут-1 – постоянная распада Cs-137, сопровождаемая вылетом гамма-квантов с энергией 661,6 кэВ [3];

k2=ТN /  – поправка на распад Сs-137 в измеряемом твэле, отн. ед.;

ТN – суммарное время работы на мощности измеряемого твэла, сут:

,

 = 1 при Nj >0;

 = 0 при Nj =0;

k – количество кусочно-постоянных по мощности энерговыделения участков твэла во время испытаний;

j={1,…,k} – индекс соответствующий этапу испытаний;

tj – момент времени, соответствующий завершению j-го и началу j+1 этапа испытаний;

 – относительная мощность твэла на измеряемом участке на i-ом этапе испытаний, отн.ед.;

Ni – погонная тепловая мощность твэла на измеряемом участке на i-ом этапе, кВт/м;

 – средняя во время испытаний погонная мощность твэла на измеряемом участке, кВт/м;

КсСОП – фактор самопоглощения гамма-квантов с энергией 661,6 кэВ в СОП;

(Кств)о  – фактор самопоглощения гамма-квантов с энергией 661,6 кэВ в исследуемом твэле при глубине выгорания тяжелых атомов 0%.

Факторы самопоглощения гамма-квантов с энергией 661,6 кэВ в СОП и твэле рассчитываются, как отношение интенсивности данного излучения в месте установки детектора с учетом ослабления к интенсивности – без учета ослабления его материалами, входящими в состав СОП и твэла. В общем виде фактор самопоглощения для цилиндрического источника можно представить следующим выражением:

,

где:

Табл.1. Кумулятивный выход атомов Сs-137 на 1 акт деления основных делящихся нуклидов в %

Нуклид Выход атомов Сs-137 на 1 акт деления тепловыми (т) и быстрыми (б) нейтронами
т б
U-233 6.8194 6.6381
U -235 6.2685 6.2032
U -236 - 6.1288
U -238 - 6.0907
Nр-237 - 6.3049
Рu-239 6.7274 6.5049
Рu-240 - 6.4928
Рu-241 6.9346 6.6277
Рu-242 - 6.4304

По полученному значению отв рассчитывается фактор самопоглощеия (kств)1 и уточняется содержание осколков деления в твэле:

,

Доверительную границу результата измерений определяют по формуле

(Р)=k[(P)+(P)],

где: k – коэффициент, зависящий от доверительной вероятности Р и от отношения систематической и случайной погрешностей;

(P), (P)  – соответственно границы случайной погрешности и не исключенных остатков систематических погрешностей.

В результате метрологической аттестации методики гамма-
спектрометрического определения линейной плотности продуктов
деления установлено, что в диапазоне линейной плотности от 63 до
213 мг/см доверительные границы относительной погрешности не превышают 7%. Основной вклад в погрешность линейной плотности вносит погрешность констант эффективного выхода продуктов деления, которая составляет 5%.

Основные результаты и выводы

  1. Обоснована необходимость учета всех компонент поглощающей энергии в расчетах энерговыделения и тепловыделения в активной зоне реактора МИР.1. Предложен усовершенствованный метод определения мощности тепловыделения и энерговыделения твэлов в экспериментальных и рабочих каналах реактора МИР.М1 с учётом взаимного влияния фотонного и нейтронного излучений, создаваемых рабочими тепловыделяющими сборками (ТВС) реактора и самими экспериментальными твэлами.
  2. Разработана усовершенствованная методика определения тепловой мощности и линейного энерговыделения твэлов в экспериментальных каналах водных петель реактора МИР.М1 с учетом эффектов нейтронного и фотонного излучений. Проведен анализ систематических и случайных погрешностей и определены их доверительные границы. Разработаны способы поверки измерительных каналов контроля основных технологических параметров водяных петлевых установок. и способы минимизации систематических составляющих погрешностей измерений.
  3. Создана усовершенствованная методика определения тепловой мощности и выгорания топлива в рабочих ТВС реактора МИР.М1 с более точным учетов теплообмена с бассейном реактора и элементами активной зоны за счет фотонного и нейтронных излучений. Разработаны алгоритмы расчетов этих параметров и реализован их контроль в режиме реального времени в модернизированной информационно- измерительной системе реактора. Внедрение методики позволило повысить точность контроля указанных параметров и улучшить эксплуатационные характеристики рабочих ТВС., а также точность определения энерговыделения в ТВС в экспериментальных каналах.
  4. Разработана и создана автоматизированная установка гамма-сканирования облученных твэлов для исследований распределений энерговыделения и осколков деления с разрешением по длине активной части ~ 1 мм, а также для определения линейного накопления осколков деления (глубины выгорания топлива) в защитной камере реактора МИР.М1. Разработана методика определения линейного накопления осколков деления в твэлах гамма-спектрометрическим методом с учетом самопоглощения фотонного излучения в твэлах.
  5. Внедрение методик позволило снизить погрешности определения тепловой мощности твэлов и глубину выгорания топлива при проведении испытаний в реакторе МИР.М1, улучшить представительность исследований и повысить безопасность испытаний и эксплуатации реактора МИР.М1.

Список опубликованных работ по теме диссертации:

  1. А.Л. Ижутов, Ю.А. Кушнир. Методика расчета энерговыделения и выгорания топлива в каналах реактора МИР.М1. Рег. №74-94 ЦСМ, НИИАР, Димитровград, 1994. Государственный регистр методик «Информрегистр» под №0229804912.
  2. А.Л. Ижутов, Н.П. Матвеев, В.А. Овчинников. Методика расчета тепловой мощности твэлов в экспериментальных каналах водяных петель реактора МИР.М1. Рег. №41-95, НИИАР, Димитровград, 1995. ЦСМ. Государственный регистр методик «Информрегистр» под №0229804912.
  3. А.Л. Ижутов, С.В. Лобин, В.А. Овчинников и др. Методика определения содержания продуктов деления на единичной длине активной части облученных твэлов гамма-спектрометрическим способом. МВИ №72-91, НИИАР, Димитровград, 1991. Государственный регистр методик «Информрегистр» под №0229804912.
  4. А.В. Бурукин, А.Л. Ижутов, А.А. Кашкиров и др. Совершенствование методик петлевых испытаний твэлов в реакторе МИР. Сборник докладов отраслевого координационного научно-технического совета (КНТС) по радиационному материаловедению. ГНЦ РФ НИИАР, Димитровград, 1999.
  5. А.Л. Ижутов, Ю.Н. Исаев, А.В. Туктабиев. «Устройство для облучения в ядерном реакторе». Патент на полезную модель №17815, 2000 г.
  6. А.Л. Ижутов, В.А. Овчинников. «Основные направления работ и технико-методические возможности для испытаний топливных элементов на реакторе МИР», XII ежегодная конференция Ядерного Общества России «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии», Димитровград, Россия, 25-29 июня 2001г.
  7. А.В. Бунаков, А.Л. Ижутов «Верификация расчетной модели реактора МИР.М1 по коду улучшенной оценки RELAP5/MOD3.2», Труды конференции «Теплофизика-2001» Обнинск, Россия, май 2001 г.
  8. A.F.Grachev, A.L.Ijoutov, A.E.Novoselov et al. "The MIR reactor fuel assemblies operating experience", 6th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management, Ghent, Belgium, March 17-21, 2002.
  9. A.F. Grachev, A.L. Ijoutov, A.L. Malkov et al. “Experimental capabilities of the MIR reactor for testing and qualification of research reactors fuel”, 7th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management, Ex-an-Provence, France, March 9-12, 2003.
  10. А.Л. Ижутов, В.В. Калыгин, В.М. Махин, М.Н. Святкин. «Испытания в реакторе МИР твэлов водоохлаждаемых реакторов в режимах аварий с потерей теплоносителя (методические вопросы)». Доклад на VII Российской конференции по реакторному материаловедению, Димитровград, Россия, 8-12 сентября 2003г.
  11. A.F. Grachev, A.L. Ijoutov, V.V. Kalygin et al. “Core safety increase and the MIR reactor operating life prolongation”, 8th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management, Munchen, Germany, March 21-2 4, 2004.
  12. A.L. Izhutov, N.G. Gataulin et al. “Conditions and preliminary results of low enrichment U-Mo pin type fuel testing in the MIR reactor” Proceedings of the 2003 International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Testing Reactors”, Chicago, USA, October 5-10, 2003.
  13. А.Л. Ижутов, В.В. Калыгин, А.П. Малков. Способ эксплуатации исследовательского реактора.Патент на изобретение №2292093. Заявка №2005101868. Приоритет от 26.01.05.
  14. А.Л. Ижутов, С.А. Ильенко, В.В. Калыгин и др. Методы испытаний топлива реакторов типа ВВЭР в переходных и аварийных режимах. «Известия вузов. Ядерная энергетика», 2007, №3, вып.1, стр. 83-91.


 


Похожие работы:

«Скундин Матвей Александрович Изменение механических свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР -1000 под действием длительных выдержек при рабочих температурах Специальность 05.14.03. – Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Москва, 2012 Работа выполнена в Национальном...»

«РЫЖКИНА Александра Юрьевна АНАЛИЗ И СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ ХРОМАТОГРАФИЧЕСКИХ МЕТОДОВ ДИАГНОСТИКИ ВЫСОКОВОЛЬТНОГО МАСЛОНАПОЛНЕННОГО ЭЛЕКТРООБОРУДОВАНИЯ Специальность 05.14.12 – Техника высоких напряжений АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Новосибирск – 2012 Работа выполнена в Федеральном государственном бюджетном образовательном учреждении высшего профессионального образования Новосибирский государственный технический университет Научный...»

«Василенко Владимир Александрович РАЗРАБОТКА МЕТОДИК РАСЧЕТА НЕСТАЦИОНАРНОЙ ГАЗОДИНАМИКИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕЙ В ТЕПЛОТЕХНИЧЕСКИХ УСТАНОВКАХ И СИСТЕМАХ Специальность 05.14.04 – Помышленная теплоэнергетика АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Краснодар – 2009 Работа выполнена в Кубанском государственном технологическом университете Научный руководитель: доктор технических наук, профессор Трофимов Анатолий Сергеевич Официальные оппоненты:...»

«УДК 621.039.5 Федосов Александр Михайлович ОБОСНОВАНИЕ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ УРАН-ЭРБИЕВОГО ТОПЛИВА РБМК И СОПРОВОЖДЕНИЕ ЕГО ВНЕДРЕНИЯ НА АЭС Специальность 05.14.03 Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук МОСКВА-2008 Работа выполнена в Институте ядерных реакторов Российского Научного Центра Курчатовский...»

«Луконин Алексей Валерьевич Р елейная защита закрытых электроустановок напряжением 0,4-10 кВ с распознаванием повреждений, сопровождаемых электрической дугой Специальность 05.14.02 – Электростанции и электроэнергетические системы Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Новочеркасск 2009 г. Работа выполнена в ГОУ ВПО Южно-Российский государственный технический университет (Новочеркасский политехнический институт) на кафедре Электрические...»

«БУШУЕВ Евгений Николаевич ИССЛЕДОВАНИЕ И МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ХИМИКО-ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ ВОДООБРАБОТКИ НА ТЭС Специальность: 05.14.14 – Тепловые электрические станции, их энергетические системы и агрегаты АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук Иваново 2010 Работа выполнена на кафедре Химия и химические технологии в энергетике Государственного образовательного учреждения высшего профессионального образования Ивановский...»

«ЯРУНИНА Наталья Николаевна оптимизаци я термо динам ич е ских параметров в теплотехническом процессе компримирования газа Специальность 05.14.04 – Промышленная теплоэнергетика Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Иваново 2009 Работа выполнена в Государственном образовательном учреждении высшего профессионального образования Ивановский государственный энергетический университет имени В.И. Ленина. Научный руководитель: кандидат...»

«ГРИНЬ Евгений Алексеевич Повышение рабочего ресурса э лементов тепло сило вого оборудования электроста н ций с учетом макроповреждаемости ме т алла (экспериментально-теоретические о с новы и метод о логия расчета) Специальность:05.14.14 – Тепловые электрические станции, их энергетические системы и агрегаты...»

«Губский Сергей Олегович КРАТКОСРОЧНОЕ ПРОГНОЗИРОВАНИЕ ЭЛЕКТРОПОТРЕБЛЕНИЯ В ОПЕРАЦИОННОЙ ЗОНЕ РЕГИОНАЛЬНОГО ДИСПЕТЧЕРСКОГО УПРАВЛЕНИЯ С УЧЕТОМ ФАКТОРА ОСВЕЩЕННОСТИ Специальность 05.14.02 – Электростанции и электроэнергетические системы АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Новочеркасск – 2012 Работа выполнена в ФГБОУ ВПО Южно-Российского государственного технического университета (Новочеркасский политехнический институт) на кафедре...»

«АГЕЕВ Михаил Александрович ОПТИМИЗАЦИЯ СХЕМ И РАБОЧИХ ПАРАМЕТРОВ СИСТЕМ ГЛУБОКОЙ ОЧИСТКИ ДЫМОВЫХ ГАЗОВ ПРИ МОДЕРНИЗАЦИИ ТВЕРДОТОПЛИВНЫХ ПРОМЫШЛЕННЫХ ЭНЕРГОУСТАНОВОК Специальность 05.14.04 – Промышленная теплоэнергетика Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Саратов – 2010 Работа выполнена в Государственном образовательном учреждении высшего профессионального образования Саратовский государственный технический университет Научный...»

«БЕЛОГЛАЗОВ Алексей Владимирович Разработка адаптивных средств выявления неисправностей и стратегии обслуживания гидроагрегатов Специальность 05.14.02 – Электрические станции и электроэнергетические системы АВТОРЕФЕРАТ диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук Новосибирск – 2011 Работа выполнена в Федеральном государственном бюджетном образовательном учреждении высшего профессионального образования Новосибирский государственный технический университет...»

«Тутундаева Дарья Викторовна МОНИТОРИНГ ДОПУСТИМОСТИ ПОСЛЕАВАРИЙНЫХ РЕЖИМОВ ЭЛЕКТРОЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ СИСТЕМ Специальность 05.14.02 – Электрические станции и электроэнергетические системы АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Новосибирск – 2011 Работа выполнена в Федеральном государственном бюджетном образовательном учреждении высшего профессионального образования Новосибирский государственный технический университет

«ТОМИН Никита Викторович АНАЛИЗ И ПРОГНОЗИРОВАНИЕ РЕЖИМНЫХ ПАРАМЕТРОВ И ХАРАКТЕРИСТИК ДЛЯ СУБЪЕКТОВ РОЗНИЧНОГО РЫНКА ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ НА БАЗЕ ТЕХНОЛОГИЙ ИСКУССТВЕННОГО ИНТЕЛЛЕКТА Специальность 05.14.02 – Электростанции и электроэнергетические системы АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание учёной степени кандидата технических наук Иркутск - 2007 Работа выполнена в ГОУ ВПО Братский государственный университет на кафедре Систем электроснабжения Научный руководитель: доктор...»

«Тутундаев Михаил Леонидович МОНИТОРИНГ ПОТЕРЬ И КОЛИЧЕСТВА ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ В РАСПРЕДЕЛИТЕЛЬНЫХ ЭЛЕКТРИЧЕСКИХ СЕТЯХ НА ОСНОВЕ БАЛАНСОВЫХ ЗОН ПО ДАННЫМ АИИС КУЭ Специальность 05.14.02 – Электростанции и электроэнергетические системы АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Новосибирск – 2009 Работа выполнена в Государственном образовательном учреждении высшего профессионального образования Новосибирский государственный технический...»

«МЯТЕЖ аЛЕКСАНДР ВЛАДИМИРОВИЧ РЕГУЛИРОВАНИЕ НАПРЯЖЕНИЯ В СИСТЕМАХ ЭЛЕКТРОСНАБЖЕНИЯ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ НЕЧЕТКОЙ ЛОГИКИ Специальность 05.14.02 – Электростанции и электроэнергетические системы АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Новосибирск – 2009 Работа выполнена в Государственном образовательном учреждении высшего профессионального образования Новосибирский государственный технический университет Научный руководитель: доктор технических...»

«БОРУШ Олеся Владимировна Эффективность применения парогазовых установок в условиях топливно-энергетического баланса реги о на Специальность 05.14.14 – тепловые электрические станции, их энергетические системы и агрегаты АВТОРЕФЕРАТ Диссертации на соискание учёной степени кандидата технических наук Новосибирск – 2008 Работа выполнена в Государственном образовательном учреждении высшего профессионального образования Новосибирский государственный технический университет Научный...»

«Латыпов Руслан Назымович ТЕПЛОПРОВОДНОСТЬ БЕРИЛЛИЯ ПОСЛЕ ОБЛУЧЕНИЯ ДО ВЫСОКОЙ ПОВРЕЖДАЮЩЕЙ ДОЗЫ Специальность: 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации. Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Москва, 2012 Работа выполнена в отделении реакторного материаловедения ОАО Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов (ОАО ГНЦ НИИАР) Научный...»

«Чернобаева Анна Андреевна Обоснование моделей радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов и процедуры их применения для оценки состояния эксплуатирующихся корпусов реакторов Специальность 05.14.03- ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание степени доктора технических наук Автор Москва 2009 Работа выполнена в Институте реакторных материалов и технологий Российского научного...»

«Косов Андрей Викторович ПОВЫШЕНИЕ ЭНЕРГОЭФФЕКТИВНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО ПАРА НА ОСНОВЕ РАЗРАБОТКИ НОВЫХ КОНДЕНСАТООТВОДЧИКОВ Специальность: 05.14.04 - Промышленная теплоэнергетика А В Т О Р Е Ф Е Р А Т диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Саратов 2012 Работа выполнена в Федеральном государственном бюджетном образовательном учреждении высшего профессионального образования Саратовский государственный технический университет имени...»

«КАСОБОВ Лоик Сафарович ПРЕДОТВРАЩЕНИЕ НАРУШЕНИЙ УСТОЙЧИВОСТИ РЕЖИМА ЭНЕРГОСИСТЕМЫ С ПРЕОБЛАДАНИЕМ ГИДРОГЕНЕРАЦИИ (НА ПРИМЕРЕ ЭНЕРГОСИСТЕМЫ ТАДЖИКИСТАНА) Специальность 05.14.02 – Электростанции и электроэнергетические системы АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание учёной степени кандидата технических наук Новосибирск – 2009 Работа выполнена в Государственном образовательном учреждении высшего профессионального образования Новосибирский государственный технический университет...»







Загрузка...



 
2014 www.avtoreferat.seluk.ru - «Бесплатная электронная библиотека - Авторефераты диссертаций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.