Радіаційна стійкість обладнання ядерних енергоустановок
| dc.contributor.advisor | Сахно, Віктор Іванович | |
| dc.contributor.author | Остапенко, Іван Анатолійович | |
| dc.date.accessioned | 2026-06-01T08:23:49Z | |
| dc.date.available | 2026-06-01T08:23:49Z | |
| dc.date.issued | 2026 | |
| dc.description.abstract | Остапенко І.А. Радіаційна стійкість обладнання ядерних енергоустановок. – На правах рукопису. Дисертація на здобуття наукового ступеня кандидата технічних наук за спеціальністю 05.14.14 – Теплові та ядерні енергоустановки. Інститут ядерних досліджень Національної академії наук України та Національний технічний університет України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського», Київ, 2026. Дисертаційна робота присвячена підвищенню достовірності оцінки радіаційної стійкості обладнання ядерних енергоустановок на прикладі кабельної продукції систем, важливих для безпеки. У першому розділі обґрунтовано важливість випробувань і профілактичного обслуговування обладнання для безпеки АЕС та показано, що в умовах довгострокової експлуатації енергоблоків особливої ваги набуває достовірне підтвердження працездатності систем і елементів, важливих для безпеки, у тому числі в аварійних режимах. Проаналізовано сучасні підходи до кваліфікаційних випробувань обладнання АЕС, зокрема кабельної продукції, та показано, що традиційні методи радіаційних випробувань, які ґрунтуються переважно на застосуванні ізотопних γ-джерел, не повною мірою відтворюють реальні умови впливу на обладнання при аваріях. На підставі узагальнення міжнародних рекомендацій і наявної випробувальної практики зроблено висновок про необхідність розроблення фізично обґрунтованої методики випробувань кабельної продукції у керованих змішаних β-γ полях із забезпеченням інструментального контролю дозових параметрів і встановленням функціонально значущих критеріїв працездатності ізоляції. Завершує розділ постановка завдань дослідження, що випливають з аналізу сучасного стану проблеми. У другому розділі виконано аналіз існуючих методів кваліфікаційних випробувань обладнання АЕС та показано їх переваги й обмеження в можливості відтворення реальних умов впливу аварій на обладнання, розміщене в ГО реакторних установок типу ВВЕР. Розглянуто стандартну процедуру кваліфікації, підхід із застосуванням спеціальної LOCA-камери та запропоновано методику комплексних випробувань на радіаційній установці. На підставі аналізу нормативної та методичної бази встановлено, що традиційні підходи до радіаційних випробувань, які переважно базуються на використанні ізотопних джерел 60Co, мають виражений консервативний характер і не повною мірою відображають реальні фізичні умови аварійного опромінення під герметичною оболонкою. У розділі досліджено умови формування радіаційних полів у разі аварії з втратою теплоносія та показано, що під герметичною оболонкою радіаційне поле має змішаний β-γ характер, причому істотний внесок у нього роблять як короткоживучі інертні гази та ізотопи йоду, так і середньо- та довгоживучі продукти поділу. За результатами чисельного моделювання методом Монте-Карло отримано енергетичні спектри β-частинок і γ-квантів, характерні для аварій LOCA у реакторах типу ВВЕР, а також проаналізовано їх значення для механізмів радіаційної деградації кабельної ізоляції. У третьому розділі представлено результати розроблення та експериментальної апробації стенду для проведення прискорених радіаційних випробувань на базі радіаційної установки Інституту ядерних досліджень Національної академії наук України з лінійним прискорювачем електронів «Електроніка У-005». Наведено технічні характеристики установки, показано її придатність для формування інтенсивних полів опромінення та обґрунтовано можливість використання такого комплексу для відтворення умов, релевантних завданням кваліфікації обладнання атомних електростанцій. Встановлено, що застосована установка забезпечує широкий діапазон регулювання параметрів електронного пучка та дозволяє реалізувати експериментальні режими, необхідні для дослідження впливу інтенсивного іонізуючого випромінювання на кабельну продукцію та інші елементи обладнання, важливого для безпеки. У розділі обґрунтовано двоетапний принцип формування змішаних радіаційних полів у реакційній камері. На першому етапі вузький пучок прискорених електронів трансформується у широке рівномірне поле опромінення, придатне для досліджень і радіаційно-технологічних застосувань. На другому етапі реалізовано формування змішаного β-γ поля з потрібним співвідношенням компонент шляхом використання напівпрозорої конверсійної вольфрамової мішені, встановленої на виході системи формування поля, що забезпечує генерацію гальмівного випромінювання та перехід від переважно електронного до змішаного опромінення. Таким чином створено фізично обґрунтовану експериментальну основу для проведення кваліфікаційних випробувань у режимах, наближених до реальних аварійних умов експлуатації обладнання під герметичною оболонкою. Окрему увагу приділено опису створення засобів контролю параметрів поля іонізуючих випромінювань у реакційній камері. Для вимірювань у полях високої інтенсивності запропоновано використання пропорційного лічильника СИ-5007 у струмовому режимі («обернене включення»), що дало змогу істотно зменшити вплив імпульсних перевантажень, паразитних ємностей довгих ліній зв’язку та електромагнітних завад від високочастотних систем прискорювача. Аналіз вольтамперних характеристик лічильника без радіаційного поля та в робочому режимі дозволив визначити діапазон напруг, придатний для його стабільного використання як елемента системи дозиметричного контролю. У результаті створено модернізовану систему вимірювання характеристик змішаного поля, придатну для реєстрації як електронної, так і γ компоненти в умовах інтенсивного опромінення. За результатами експериментальних досліджень отримано просторові розподіли потужності дози β- та γ-випромінювання в реакційній камері. Показано, що сформоване електронне поле забезпечує рівні потужності дози, достатні для проведення функціональних радіаційних випробувань і кваліфікації обладнання для використання на атомних електростанціях. Водночас для γ компоненти встановлено вищу проникну здатність порівняно з первинним електронним пучком і виражену кутову анізотропію, зумовлену діаграмою спрямованості гальмівного випромінювання. Отримані результати підтвердили можливість відтворення в реакційній камері контрольованого змішаного β-γ поля з просторовими характеристиками, придатними для подальших досліджень радіаційної стійкості кабельної продукції. У четвертому розділі представлено результати чисельного моделювання пучка прискорених електронів і процесів формування радіаційного поля в реакційній камері лінійного прискорювача електронів із застосуванням методу Монте-Карло в комп’ютерному коді TOPAS (GEANT4). Побудовано тривимірну модель реакційної камери, яка враховує випускне вікно прискорювача, повітряний проміжок, систему розсіювання та елементи формування широкого поля опромінення. Показано, що включення до моделі випускного вікна, розсіювачів, відбивачів і захисних екранів є принципово необхідним для коректного відтворення початкового розсіювання електронів, генерації вторинного гальмівного випромінювання та просторового розподілу енерговиділення в об’ємі реакційної камери. На основі розрахунків обґрунтовано конфігурацію елементів системи формування поля, зокрема використання тонких алюмінієвих розсіювачів, конверсійної мішені і алюмінієвих відбивачів, що забезпечують розширення пучка та підвищення однорідності поля опромінення. У розділі досліджено просторово-енергетичні характеристики пучка після виходу з прискорювача та в об’ємі реакційної камери. За результатами моделювання отримано траєкторії частинок, енергетичні спектри електронів і γ-квантів, а також залежності, що характеризують трансформацію пучка в процесі його проходження через повітряне середовище. Показано, що внаслідок багаторазового кулонівського розсіювання формується розширений пучок із вираженим градієнтом інтенсивності відносно осі, що потребує обґрунтованого вибору робочої зони опромінення. Окремо виконано аналіз статистичної збіжності розрахунків і визначено раціональний обсяг моделювання, достатній для отримання стійких оцінок поглинутої дози в контрольних точках. За результатами моделювання параметрів радіаційного поля в реакційній камері визначено просторові розподіли поглинутої дози за рахунок - та γ-складових, а також зміну середньої енергії частинок уздовж осі поширення пучка. Встановлено, що в режимі без конверсійної мішені основний внесок у поглинуту дозу дають прискорені електрони, тоді як γ-компонента має вторинний характер і формується переважно як гальмівне випромінювання. Разом з тим отримані розрахункові дані дозволили кількісно оцінити просторову неоднорідність поля, визначити межі робочої зони з прийнятним рівнем нерівномірності та підтвердити придатність розробленої моделі для подальшого перенесення результатів на завдання моделювання випробувань кабельної продукції в змішаних β-γ полях. У п’ятому розділі наведено результати експериментального дослідження радіаційної стійкості кабельної продукції в умовах інтенсивного змішаного β-γ поля, сформованого в реакційній камері лінійного прискорювача електронів. У якості інтегрального електрофізичного показнику стану ізоляції використано струм витоку між центральною жилою та екраном кабелю, що відповідає практиці кваліфікації кабельної продукції систем керування і контролю, де критичним є не сам факт пробою, а збереження достатньо високого опору ізоляції при робочій напрузі. У роботі застосовано схему вимірювання з шунтуючим опором 1 МОм, що забезпечила реєстрацію струму витоку через ізоляцію за різних режимів зміни потужності дози. Вимірювання проводилися без прикладеної напруги, а також при напрузі 2 кВ у режимах зростання та зменшення потужності дози, що дало можливість окремо простежити внесок радіаційно-індукованої провідності та необоротної деградації ізоляційного матеріалу. Основний масив експериментальних результатів отримано для коаксіального кабелю РК 75-9-13 з поліетиленовою ізоляцією. Для цього кабелю встановлено нелінійний характер залежності струму витоку від потужності поглиненої дози, а також наявність гістерезису при зміні режиму опромінення, що свідчить про накладання оборотної радіаційно-індукованої провідності та накопичувальних деградаційних процесів. Показано, що в області потужностей дози приблизно 130-160 кГр/год відбувається якісна зміна характеру залежності, яка інтерпретується як перехід до режиму, де визначальним стає внесок накопичувальної деградації полімерної ізоляції. Також досліджено коаксіальний кабель з мінеральною ізоляцією, для якого залежність струму витоку від потужності дози також має нелінійний характер, однак порогова область зміщена в зону значно вищих потужностей дози – близько 230–260 кГр/год, а максимальне значення струму витоку при потужності дози близько 300 кГр/год не перевищує 0,13 мкА. При цьому гістерезис для кабелю з мінеральною ізоляцією виражений значно слабше, що узгоджується з відсутністю радіаційно-хімічної деструкції, характерної для полімерних матеріалів. На підставі аналізу отриманих результатів у роботі запропоновано функціональний критерій втрати ізоляційної здатності кабелю, що базується на допустимому струмі витоку при робочій напрузі. За критичний прийнято рівень Iкр = 1 мкА при напрузі 2 кВ, що відповідає еквівалентному опору ізоляції 2⋅109 Ом для зразка довжиною 5 м. Такий підхід дозволив перейти від якісної оцінки деградації ізоляції до кількісного визначення критичних режимів опромінення. Показано, що запропонований критерій безпосередньо пов’язує результати радіаційних випробувань із працездатністю кабельної лінії як елемента системи, важливої для безпеки АЕС, а також створює основу для практичного використання результатів у завданнях кваліфікації та оцінювання залишкового ресурсу кабельної продукції. Отримані залежності узгоджуються з результатами розрахунково-експериментального моделювання, виконаного у попередньому розділі, та підтверджують визначальну роль сумісної дії потужності дози й механізмів радіаційно-індукованої та накопичувальної деградації ізоляції. | |
| dc.description.abstractother | Ostapenko I.A. Radiation Resistance of Nuclear Power Plant Equipment. – Qualifying scientific work as a manuscript. Dissertation for the degree of Candidate of Technical Sciences in specialty 05.14.14 – Thermal and Nuclear Power Installations. Institute for Nuclear Research National Academy of Sciences of Ukraine and National Technical University of Ukraine “Igor Sikorsky Kyiv Polytechnic Institute”, Kyiv, 2026. The dissertation addresses an important scientific and technical problem of improving the reliability of the assessment of radiation resistance of nuclear power plant (NPP) equipment, using safety-related cable systems as a case study. Chapter 1 substantiates the importance of equipment testing and preventive maintenance for the safety of Nuclear Power Plants (NPPs). It demonstrates that under long-term operation, the reliable confirmation of the operability of safety-critical systems and components, particularly during accident conditions, becomes paramount. The chapter analyzes current approaches to the qualification testing of NPP equipment, specifically cables. It shows that traditional radiation testing methods, which rely primarily on isotopic -sources, do not fully replicate the actual environmental conditions during accidents. Based on a synthesis of international recommendations and existing testing practices, the study concludes that it is necessary to develop a physically grounded methodology for testing cable products in controlled mixed - fields, ensuring instrumental control of dose parameters and establishing functionally significant insulation operability criteria. The chapter concludes by defining the research objectives derived from the analysis of the current state of the problem. Chapter 2 provides an analysis of existing qualification testing methods for NPP equipment, highlighting their advantages and limitations in replicating the actual impact of accidents on equipment located within the containment (VVER-type reactors). The standard qualification procedure and the approach using a specialized LOCA (Loss-ofCoolant Accident) chamber are considered, and a methodology for integrated testing at a radiation facility is proposed. Analysis of the regulatory and methodological framework reveals that traditional radiation testing approaches, based largely on 60Co isotopic sources, are inherently conservative and do not fully reflect the actual physical conditions of emergency irradiation under containment.The chapter investigates the conditions for radiation field formation during a LOCA and demonstrates that the radiation field within the containment has a mixed - character. Significant contributions are made by shortlived noble gases and iodine isotopes, as well as medium- and long-lived fission products. Based on numerical modeling results using the Monte Carlo method, energy spectra for -particles and -quanta characteristic of LOCA accidents in VVER reactors were obtained, and their significance for the mechanisms of radiation-induced cable insulation degradation was analyzed. Chapter 3 presents the results of the development and experimental validation of a test stand for accelerated radiation testing based on the radiation facility of the Institute for Nuclear Research of the National Academy of Sciences of Ukraine, utilizing the "Elektronika U-005" linear electron accelerator. The technical characteristics of the facility are provided, demonstrating its suitability for generating intensive irradiation fields and justifying the possibility of using such a complex to replicate conditions relevant to NPP equipment qualification. It was established that the facility provides a wide range of adjustment for electron beam parameters, allowing for the experimental regimes necessary to study the impact of intense ionizing radiation on cable products and other safety-important components.The chapter justifies a two-stage principle for forming mixed radiation fields in the reaction chamber. Stage I: A narrow beam of accelerated electrons is transformed into a wide, uniform irradiation field suitable for research and industrial applications. Stage II: A mixed - field with the required component ratio is generated using a semi-transparent tungsten conversion target installed at the output of the field-forming system. This ensures the generation of bremsstrahlung and the transition from predominantly electron to mixed irradiation.Special attention is paid to the development of monitoring tools for ionizing radiation parameters within the reaction chamber. For measurements in high-intensity fields, the use of a SI-5007 proportional counter in current mode ("reverse connection") is proposed. This significantly reduced the impact of pulse overloads, parasitic capacitance of long communication lines, and electromagnetic interference from the accelerator's high-frequency systems. Spatial distributions of and dose rates were obtained, confirming the ability to replicate a controlled mixed field with characteristics suitable for further radiation stability studies of cable products. Chapter 4 presents the results of numerical modeling of the accelerated electron beam and radiation field formation processes in the reaction chamber using the Monte Carlo method via the TOPAS (GEANT4) code. A three-dimensional model of the reaction chamber was constructed, accounting for the accelerator exit window, air gap, scattering system, and elements forming the wide irradiation field.The study demonstrates that including the exit window, scatterers, reflectors, and shielding in the model is fundamental for correctly replicating initial electron scattering, secondary bremsstrahlung generation, and the spatial distribution of energy deposition. Based on calculations, the configuration of the field-forming system elements was justified, specifically the use of thin aluminum scatterers, a conversion target, and aluminum reflectors to expand the beam and improve dose uniformity.The modeling results determined the spatial distributions of the absorbed dose due to and components, as well as the change in average particle energy along the beam propagation axis. In the mode without a conversion target, accelerated electrons provide the primary contribution to the absorbed dose, while the -component is secondary. The calculated data allowed for a quantitative assessment of spatial non-uniformity and confirmed the model's suitability for simulating cable testing in mixed - fields. Chapter 5 provides the results of an experimental study on the radiation stability of cable products in intensive mixed - fields. The leakage current between the central conductor and the cable shield was used as an integral electrophysical indicator of insulation state. This aligns with the qualification practices for control and monitoring systems, where the critical factor is not insulation breakdown itself, but the maintenance of sufficiently high insulation resistance at operating voltage. Key findings include:Coaxial cable RK 75-9-13 (Polyethylene insulation): A non-linear relationship between leakage current and absorbed dose rate was established, along with hysteresis during irradiation changes. At dose rates of approximately 130–160 kGy/h, a qualitative shift occurs, where the contribution of cumulative polymer degradation becomes dominant.Mineral-insulated coaxial cable: The non-linear relationship persists, but the threshold region is shifted to significantly higher dose rates (230–260 kGy/h), with a maximum leakage current not exceeding 0.13 μA at 300 kGy/h. Hysteresis is much less pronounced, consistent with the absence of radio-chemical destruction typical of polymers.Based on the results, a functional criterion for the loss of cable insulation capacity is proposed, centered on the permissible leakage current at operating voltage. A critical level of Icr = 1 μA at a voltage of 2 kV was adopted, corresponding to an equivalent insulation resistance of 2109 Ω for a 5-meter sample. This approach enables a transition from qualitative assessment to the quantitative determination of critical irradiation regimes, providing a basis for evaluating the residual life of cable products in NPP safety systems. | |
| dc.format.extent | 197 с. | |
| dc.identifier.citation | Остапенко, І. А. Радіаційна стійкість обладнання ядерних енергоустановок : дис. … канд. техн. наук : 05.14.14 - Теплові та ядерні енергоустановки / Остапенко Іван Анатолійович. – Київ, 2026. – 197 с. | |
| dc.identifier.uri | https://ela.kpi.ua/handle/123456789/81378 | |
| dc.language.iso | uk | |
| dc.publisher | КПІ ім. Ігоря Сікорського | |
| dc.publisher.place | Київ | |
| dc.subject | ядерна енергоустановка | |
| dc.subject | атомна електростанція | |
| dc.subject | безпека АЕС | |
| dc.subject | радіаційна стійкість | |
| dc.subject | кваліфікація обладнання | |
| dc.subject | кабельна продукція | |
| dc.subject | кабельна ізоляція | |
| dc.subject | змішане β–γ поле | |
| dc.subject | потужність дози | |
| dc.subject | струм витоку | |
| dc.subject | лінійний прискорювач електронів | |
| dc.subject | Монте-Карло | |
| dc.subject | TOPAS | |
| dc.subject | GEANT4 | |
| dc.subject | nuclear power plant | |
| dc.subject | NPP safety | |
| dc.subject | radiation resistance | |
| dc.subject | equipment qualification | |
| dc.subject | cable products | |
| dc.subject | cable insulation | |
| dc.subject | mixed beta-gamma field | |
| dc.subject | dose rate | |
| dc.subject | leakage current | |
| dc.subject | linear electron accelerator | |
| dc.subject | Monte-Carlo | |
| dc.subject.udc | 621.039 | |
| dc.title | Радіаційна стійкість обладнання ядерних енергоустановок | |
| dc.title.alternative | Radiation Resistance of Nuclear Power Plant Equipment | |
| dc.type | Thesis Doctoral |
Файли
Контейнер файлів
1 - 1 з 1
Вантажиться...
- Назва:
- Ostapenko_dys.pdf
- Розмір:
- 5.07 MB
- Формат:
- Adobe Portable Document Format
Ліцензійна угода
1 - 1 з 1
Ескіз недоступний
- Назва:
- license.txt
- Розмір:
- 8.98 KB
- Формат:
- Item-specific license agreed upon to submission
- Опис: