Система хранения отработанного ядерного топлива предназначена для хранения и охлаждения отработанного топлива в течение нескольких лет с учётом плановых перегрузок и выгрузки всей активной зоны, накопленного после использования в ядерном реакторе. Она состоит из специальных бассейнов или контейнеров, где отработанное топливо помещается для временного хранения перед его окончательной обработкой или захоронением. Эти системы обеспечивают безопасное и эффективное хранение отработанного топлива, чтобы предотвратить утечку радиоактивных материалов в окружающую среду и минимизировать риски для здоровья людей и окружающей природы. События, произошедшие во время ядерной катастрофы в Фукусиме 11 марта 2011 года, подчеркнули важность безопасного хранения отработанного топлива в бассейне выдержки. Поэтому обеспечение безопасности хранения стало ключевым аспектом в данной области. Данная статья описывает расчеты потери теплоотвода для аналитического обоснования инструкций, по обслуживанию оборудования при аварийном реагировании в период останова реактора энергоблока №2 Армянской АЭС с помощью компьютерного кода RELAP5/Mod3.2. Рассмотрено исходное событие при потере теплоотвода от бассейна выдержки. Проведен анализ ядерной безопасности в ходе развития запроектной аварии с длительным обесточиванием АЭС применительно к бассейну выдержки энергоблока с реакторной установкой (РУ) ВВЭР-440 (проект В-270). Oценены радиационные последствия. В статье предоставлены расчеты следующих аварий для определения необходимых действий оператора: потеря теплоотвода от бассейна выдержки без действия оператора и потеря теплоотвода из бассейна выдержки с организаций последующей подпитки бассейна выдержки насосом борной очистки 2НБО-2. Выполнение расчетов основано на граничных и начальных условиях, соответствующих предположениям «улучшенной оценки».

В настоящее время реализуется энергетическая стратегия, одной из черт которой является развитие атомной энергетики и увеличение доли энергоблоков атомных станций в составе генерирующих объектов энергосистемы страны. В связи со сложностью борьбы с последствиями аварий, безопасности эксплуатации атомных станций уделяется значительное внимание. Для поддержания работы систем безопасности в условиях потери внешнего энергоснабжения используются автономные источники питания – дизель-генераторные установки, однако их использование сопряжено с рядом трудностей эксплуатации и обслуживания, а развивающиеся в настоящее время технологии позволяют реализовывать новые процессы преобразований энергии. В статье выполнено сравнение современных систем накопления и преобразования энергии, основанных на различных физических принципах, а также выполнен анализ ключевых преимуществ и недостатков, присущих каждой технологии. Описаны эксплуатационные преимущества современных электрохимических систем накопления и их влияние на безопасность и оптимизацию циклов технического обслуживания и повышения степени интегрируемости в цифровые системы контроля и управления, а также повышение экономической эффективности генерации электроэнергии и маневренность при эксплуатации атомных энергоблоков. Сделаны выводы о возможности перспективного использования систем накопления электрической энергии в качестве экономически эффективной альтернативы существующим автономным источникам с учетом диверсификации и развития производств, а также их замыкания внутри предприятий государственной корпорации «Росатом».

Современные информационно-измерительные и управляющие системы – ИИУС – обычно имеют модульную структуру. Удобными средствами организации межмодульного взаимодействия являются интерфейсы CAN (CAN FD) и протокол CANopen. Стандартные средства, предусмотренные спецификацией CANopen, ориентированы на описание отдельных модулей и не обеспечивают целостность и непротиворечивость конфигурации ИИУС в целом. В данной статье рассматриваются причины возможных ошибок конфигурирования и предлагается метод описания ИИУС на базе протокола CANopen, обеспечивающий согласованную настройку модулей системы. Цель достигается за счёт дополнения стандартного описания модулей явным описанием сообщений, передаваемых модулями друг другу, с указанием источника, приёмников и перечня параметров. Разработана схема информационных потоков в модульной ИИУС, предложена общая структура описания системы, включающая параметры модулей и параметры сообщений. Подробно рассмотрены структуры данных, описывающие модули и сообщения, особое внимание уделено обеспечению целостности межмодульных информационных связей. Показано, что предлагаемый метод позволяет обнаружить или исключить такие ошибки конфигурирования, как сообщения без источника или без получателей, дублирование передачи параметров, попытка передачи несуществующего параметра, отсутствие передачи некоторых параметров, отсутствие источника у принимаемого параметра. Предложено использование языка XML для реализации метода описания ИИУС, обеспечивающее автоматическую проверку конфигурации системы стандартными средствами языка на основе схемы документа. Отмечено, что использование метода в программе моделирования и конфигурирования модульной системы вибромониторинга обеспечило выявление ошибок несогласованной или неполной настройки отдельных модулей на самых ранних этапах проектирования.

В настоящее время для безопасного использования АЭС необходимо внедрять системы раннего диагностирования состояния реакторных установок. Поскольку вибрации всегда были угрозой безопасного использования АЭС, решение вопросов повышения точности виброшумовой диагностики реакторных установок АЭС, особенно в области ультранизких частот, является актуальной задачей. Наиболее перспективным направлением решения проблемы гибких направляющих в электромеханических вибропреобразователях является эффект левитации, который позволяет полностью исключить механический контакт и, соответственно, уменьшить порог чувствительности преобразователя. В статье проведен анализ существующих вибропреобразователей и предложена аналоговая и цифровая математическая модели системы магнитной левитации, учитывающие тот факт, что электромагнитная сила, воздействующая на чувствительный элемент вибродатчика, изменяется в зависимости от перемещения этого элемента и тока в катушке по нелинейному закону. Изучены характеристики такой нелинейной системы с использованием метода гармонической линеаризации, позволяющего получить эквивалентную линейную систему. При этом учтены слагаемые третьего порядка разложения электромагнитной силы в ряд Тейлора, что позволило получить более точную аналоговую модель вибропреобразователя. Для разработанной цифровой модели вибропреобразователя при помощи метода z-форм получена системная функция и соответствующее разностное уравнение. Как для аналоговой, так и для цифровой модели вибропреобразователя выведены выражения и построены графики переходной, импульсной и частотных характеристик, которые позволяют сделать вывод о точности и адекватности разработанной цифровой модели. Использование полученных цифровых моделей вибропреобразователя позволит более просто моделировать его работу и обоснованно выбирать исходные параметры вибропреобразователя.

Экспериментально доказано, что главной причиной возбуждения вибраций оборудования и внутрикорпусных устройств главного циркуляционного контура (ГЦК) являются акустические стоячие волны (АСВ), которые образуются, как результат сложения двух бегущих в противоположных направлениях волн и главные циркуляционные насосы (ГЦН). Использование междисциплинарного подхода позволило создать цифровую акустическую модель системы компенсации давления (КД) с присоединёнными к нему трубопроводами и доказать, что он представляет собой автоколебательную систему, генерирующую акустические стоячие волны (АСВ) подобно одновременному функционированию нескольких резонаторов Гельмгольца. Каждый резонатор Гельмгольца в КД способен подавить определенную частоту АСВ, генерируемых реактором, которая зависит от температуры теплоносителя. Расчёт частот акустических волн, иначе говоря, собственных частот колебаний давления теплоносителя (СЧКДТ), в системе компенсации давления проведенный по формуле Томсона основан на методе электроакустической аналогии. Акустическая податливость КД и акустическая масса различных сочетаний подключаемых к нему трубопроводов позволяют рассчитать СЧКДТ, в рассматриваемой системе, по формуле, представленной в виде акустических аналогов индуктивности и емкости. Рассчитаны акустические параметры системы резонаторов Гельмгольца образованных КД и соединительным трубопроводом с горячей ниткой третьей петли в номинальном режиме эксплуатации АЭС с ВВЭР-1000. Разработана и верифицирована технология, преимуществом которой является использование КД, для демпфирования АСВ, частоты которых попадают в полосу пропускания вибрации конструктивных элементов первого контура. Приведено расчётное и экспериментальное доказательство ранее неизвестной способности КД демпфировать в широком диапазоне частот АСВ генерируемые реактором и обоснована возможность предотвращать резонансы с вибрациями оборудования и конструкциями АЭС.

. В настоящее время развивается комплексный подход по контролю герметичности оболочек твэлов ТВС на реакторных установках типа ВВЭР. Одним из главных этапов является этап достоверной регистрация наличия негерметичного твэла(ов) ТВС в составе активной зоны реактора при работе энергоблока на мощности. В представленной работе рассмотрены общие тенденции изменения активностей радионуклидов-продуктов деления в теплоносителе 1‑го контура реакторных установок типа ВВЭР разных поколений и проектов. Рассмотрен опыт Нововоронежской АЭС по способу отбора и выделению инертны радиоактивных газов из теплоносителя первого контура. Проведено сравнение методов измерения инертных радиоактивных газов в теплоносителе первого контура: методом прямой спектрометрии, криогенным методом и методом вакуумного увода. Рассмотрен вопрос достоверной регистрации момента разгерметизации твэла во время работы реакторной установки на мощности на примере энергоблока №5 Нововоронежской АЭС. Приведены сравнительные результаты анализа состояния активной зоны на герметичность твэлов ТВС по основным реперным радионуклидам. Наиболее достоверные результаты, свидетельствующие о факте разгерметизации твэла, были получены по результатам контроля удельных активностей и анализа изменения соотношения инертных радиоактивных газов, выполненного с применением метода вакуумного увода ИРГ. Контроль удельной активности инертных радиоактивных газов в теплоносителе первого контура позволяет с высокой достоверностью оценивать состояние физических барьеров. Предложенный метод отбора и выделения ИРГ, имеет высокую достоверность и сходимость результата, что является дополнительным инструментом при проведении контроля герметичности оболочек твэлов при работе энергоблока на мощности. Имея представительные данные по удельным активностям инертных радиоактивных газов, можно достоверно говорить о состоянии твэлов ТВС в активной зоне реактора.

В статье анализируется проблема диагностики электроприводной арматуры АЭС. Выход из строя данного вида оборудования может стать исходным событием для проектной или запроектной аварии. Поэтому в период планово-предупредительных ремонтов на АЭС проводится диагностирование до 2000 единиц арматуры в основном путем регистрации и анализа сигнала тока двигателя в процессе открытия и закрытия. Однако применяемые статистические и частотные методы анализа не всегда обеспечивает необходимое качество диагностирования. В статье указывается на недостаток применяемых методов – нечувствительность к динамике электромеханического оборудования с точки зрения нелинейных проявлений дефектов. В качестве инструмента анализа указанных проявлений предложен фазово-плоскостной метод и изложены его теоретические основы. Диагностический сигнал описывается как векторная диаграмма гармонического ряда, подвергаемого амплитудной и фазовой модуляции. Показаны наиболее характерные формы фазовых траекторий – кардиоиды, нефроиды, эпициклоиды. Основные преимущества фазово-плоскостного метода перед традиционными частотными методами, – чувствительность, возможность идентификации вида модуляции, сдвига фаз, динамических и хаотических проявлений, – продемонстрированы примерами обработки диагностических сигналов оборудования АЭС. Немаловажным преимуществом, которое дает представление сигнала в виде фазового портрета является наглядность отображения динамических особенностей сигнала. Результатом работы является новый метод, позволяющий извлекать дополнительную информацию о состоянии объекта за счет анализа нестационарной составляющей исходных данных. Предложено внедрение фазово-плоскостного метода в практику обработки диагностических сигналов электроприводной арматуры и другого электромеханического оборудования, эксплуатируемого на АЭС.

В силу того, что современная теория автоматического управления накладывает ограничения на математические модели объекта управления, дальнейшее развитие и верификация математических моделей ядерных энергетических установок, пригодных для синтеза системы автоматического регулирования мощности, является актуальной задачей. В статье рассматривается модель динамики низкого порядка со сосредоточенными параметрами водо-водяного энергетического реактора российского дизайна, а также проводится ее верификация с экспериментальными данными полноразмерного тренажера реактора ВВЭР-1200 в двух тестах, связанных с изменением положения 12 группы ОР СУЗ и изменением входной температуры теплоносителя. Для этого полученная модель была создана в программном пакете MATLAB в качестве S-function lv.2 для возможности обработки любых входных сигналов. В рамках предложенного подхода уравнение для описания процесса нагрева теплоносителя представлено в виде модели двух последовательно соединенных узлов. В представленной работе показано преимущество данного подхода по сравнению с традиционным, где среднее значение температуры теплоносителя определено как полусумма входной и выходной температур на примере теста с резким изменением входной температуры теплоносителя в активную зону. В частотной области авторы приводят анализ устойчивости модели в форме пространства состояний по отношению к различным внешним возмущениям. Сделаны выводы о возможность использования предложенной модели как объекта управления пятого порядка для параметрического синтеза регулятора системы автоматического регулирования мощности ядерной энергетической установки.

При написании данной статье была поставлена цель идентифицировать проблемы, опосредующие дефицит специалистов в энергетической отрасли в России. Проведен анализ ситуации, связанный с недостаточной популярностью у абитуриентов инженерного образования, что приводит к риску недобора вузами обучающихся в рамках контрольных цифр бюджетного набора, что опосредует сложности по обеспечению количественного параметра необходимых специалистов. Снижение вузами баллов для поступления на технические профили приводит к привлечению абитуриентов, которые не демонстрируют осознанного выбора будущей профессии и, с высокой долей вероятности, могут отказаться работать по специальности, что демонстрируется присутствием в энергетическом секторе всего 23% специалистов в возрасте до 35 лет, что ниже среднего показателя по стране. В результате проведенного исследования определено, что в ходе совместных усилий со стороны государства, университетов и самих энергетических компаний по привлечению молодежи к получению инженерной профессии и работе в энергетическом секторе, наиболее активная роль должна принадлежать работодателям. В данной связи авторами рассматривается целесообразность использования
HR-брендинга в формате расширения целевой аудитории потенциальных сотрудников энергетических компаний с внесением в нее дошкольников, школьников и студентов, которым делается материальное и моральное ценностное предложение. Расширение аудитории HR-бренда компании на дошкольников, школьников и студентов, применение для них реальных моральных и материальных мотиваторов будет способствовать росту популярности данного направления подготовки и осознанному выбору профессии, что, в пролонгированной перспективе, позволит решить вопрос дефицита квалифицированных кадров в энергетическом секторе России.