Анотація до роботи:

Дємьохін В.Л. Визначення радіаційного навантаження корпусу ядерного реактора на основі байєсівського підходу. – Рукопис.

Дисертація на здобуття наукового ступеня кандидата технічних наук за спеціальністю 01.04.16 – фізика ядра, елементарних частинок і високих енергій. – Інститут ядерних досліджень НАН України, Київ. 2003.

Дисертація присвячена вирішенню науково-технічної проблеми, що являє собою визначення радіаційного навантаження корпусу ядерного енергетичного реактора. Доведено, що задача визначення радіаційного навантаження є задачею статистичного рішення. Показано, що для її вирішення оптимальним є байєсівський підхід, на основі якого розроблено відповідний математичний апарат оцінювання функціоналів нейтронного потоку, що ліг в основу розрахунково-експериментальної системи визначення умов опромінення корпусу реактора. Показано, що при визначенні радіаційного навантаження корпусу необхідно враховувати вигоряння ядерного палива в процесі його експлуатації. Розроблено спеціальне устаткування для проведення дозиметричних вимірювань біля зовнішньої поверхні корпусу і проведено комплексний аналіз експериментальних результатів, отриманих на енергоблоках Южно-Української і Хмельницької АЕС.

У дисертації представлені теоретичне узагальнення і нове вирішення науково-технічної проблеми, що являє собою визначення радіаційного навантаження корпусу ядерного енергетичного реактора. Вирішення цієї проблеми зажадало створення оригінальної сучасної розрахунково-експериментальної системи визначення умов опромінення КР. Застосування цієї системи на діючих енергоблоках АЕС дозволяє отримувати дані про умови опромінення корпусу ВВЕР-1000, що відповідають вимогам сучасних підходів до визначення припустимого терміну експлуатації КР. Аналіз результатів дисертаційної роботи дозволяє зробити наступні основні висновки:

1. Вперше доведено, що задача визначення радіаційного навантаження корпусу ядерного енергетичного реактора є задачею статистичного рішення. Показано, що для її вирішення оптимальним є байєсівський підхід.

2. На основі байєсівського підходу розроблено математичний апарат оцінювання ФНП у БКП реактора. Він дозволяє отримувати дані про умови опромінення КР діючого енергоблоку, що відповідають вимогам сучасних підходів до визначення припустимого терміну експлуатації корпусу.

3. Вперше отримано формули для оцінювання максимального значення ряду скорельованих випадкових величин і доведено, що оцінка максимального значення флюєнсу нейтронів на КР більша за максимум оцінок.

4. Показана необхідність урахування зміни ізотопного складу ядерного палива в процесі його експлуатації при розрахунках переносу нейтронів у БКП реактора. Розроблено і програмно реалізовано методику підготовки джерел нейтронів з урахуванням глибини вигоряння палива.

5. Виконано розрахункові дослідження впливу технологічних допусків на виготовлення корпусу ВВЕР-1000 на результати визначення умов опромінення КР і отримані відповідні кореляційна матриця і матриця чутливості.

6. Створено спеціальне устаткування для встановлення активаційних детекторів біля зовнішньої поверхні корпусу ВВЕР-1000 діючого енергоблоку і розроблено оригінальну методику визначення азимутальних координат комплектів НАД, використовуваних для дозиметричних вимірів.

7. Проведено серію експериментальних досліджень по метрологічному забезпеченню активаційних вимірів, що включає калібрування HPGe-детектора по ефективності з отриманнєм коваріаційної матриці. Це дозволяє підвищити вірогідність порівняльного аналізу розрахункових даних і результатів дозиметричних експериментів біля зовнішньої поверхні КР.

8. Вперше проведено комплексний аналіз результатів дозиметричних експериментів, виконаних на діючих енергоблоках. Отримано величини ефективних порогів і ефективних перерізів реакцій активації ⁹³Nb(n,n’)^93mNb, ⁵⁸Ni(n,p)⁵⁸Co, ⁵⁴Fe(n,p)⁵⁴Mn, ^nat.Ti(n,x)⁴⁶Sc, ⁶³Cu(n,a)⁶⁰Co, ⁵⁸Ni(n,x)⁵⁷Co у спектрах нейтронів біля зовнішньої поверхні корпусу ВВЕР-1000. Показано, що для окремих паливних кампаній енергоблоку співвідношення швидкостей реакцій активації в межах похибки вимірів не залежать від місця розташування НАД на зовнішній поверхні КР. Це дозволяє зменшити кількість НАД, використовуваних при визначенні умов опромінення КР, без зниження вірогідності отримуваних даних.

Публікації автора:

1. Буканов В.Н., Васильева Е.Г., Демехин В.Л. Анализ результатов нейтронно-активационных измерений у внешней поверхности корпуса реактора типа ВВЭР-1000 // Материалы ежегодной научной конференции НЦ "ИЯИ" (сборник докладов). – Киев, 1997. – С.197–201.

2. Демехин В.Л., Буканов В.Н., Гаврилюк В.И., Алхадж-Али С. Расчет поправки на распад при облучении активационных детекторов на корпусе реактора ВВЭР-1000 / Атомная энергия. – 1998. – Т.85. – Вып.4. – С.334–335.

3. Дємьохін В.Л., Алхадж-Алі С., Буканов В.М., Недєлін О.В. Вплив умов опромінення детекторів біля зовнішньої поверхні корпусу реактора на величину поправки на розпад // Наукові вісті НТУУ "КПІ". – 1999. – №2. – С.21–25.

4. Демехин В.Л., Буканов В.Н., Васильева Е.Г. Эффективные сечения, рассчитанные по спектру нейтронов у внешней поверхности корпуса реактора ВВЭР-1000 // Збірник наукових праць Інституту ядерних досліджень. – Київ, 1999. – С.164–166.

5. Демехин В.Л., Буканов В.Н. Определение функционалов нейтронного потока, воздействующего на корпус реактора, как задача статистического решения // Збірник наукових праць Інституту ядерних досліджень. – 2000. – №1. – С.80–85.

6. Демехин В.Л., Буканов В.Н. Байесовский подход к оцениванию функционалов нейтронного потока, воздействующего на корпус ВВЭР // Ядерная и радиационная безопасность. – 2001. – №2. – С.53–57.

7. Демехин В.Л., Буканов В.Н., Васильева Е.Г. Исследование пространственных зависимостей некоторых дозиметрических характеристик поля нейтронов у внешней поверхности корпуса ВВЭР-1000 // Збірник наукових праць Інституту ядерних досліджень. – 2001. – №2 (4). – С.90–94.

8. Демехин В.Л., Буканов В.Н. Расчетно-экспериментальная методика оценивания функционалов нейтронного потока, воздействующего на корпус ВВЭР-1000 // Управление ресурсом АЭС. Сборник тезисов докладов международной конференции УкрЯО, Киев, 11–13 ноября 2002. – Одесса, 2002. – С.17–18.

9. Grytsenko O.V., Dyemokhin V.L., Bukanov V.N., Korennoj A.A. Researches of Influence of Some Neutron Source Parameters on WWER-1000 Type Reactor Pressure Vessel Neutron Fluence Evaluation // 11th Intern. Symp. on Reactor Dosimetry, Programme & Book of Abstract. – Mol, Belgium, 2002. – P.146.

10. Демехин В.Л., Гриценко А.В., Буканов В.Н., Пугач С.М. Исследование зависимости радиационной нагрузки корпуса ВВЭР-1000 от глубины выгорания ядерного топлива // Збірник наукових праць Інституту ядерних досліджень. – 2003. – №1 (9). – С.46–50.