Основные особенности обоснования элементов системы образцов-свидетелей проекта АЭС-2006
Обеспечение безопасной эксплуатации ядерных установок. Оценка состояния свойств металла корпуса реактора в процессе эксплуатации в районе активной зоны и получение надежного прогноза служебных характеристик металла корпуса до конца срока службы.
Подобные документы
Ознакомление с требованиями правил по безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Изучение фрактографии поверхности разрушения образцов с помощью растровой микроскопии. Исследования отработавшего металла.
статья, добавлен 06.02.2015Анализ отраслевых программ по продлению сроков эксплуатации атомных станций Украины. Безопасность ядерных энергоустановок. Предотвращение термоудара на корпус реактора в процессе эксплуатации. Влияние термических нагрузок на продления сроков эксплуатации.
статья, добавлен 25.03.2016Зависимость сдвига критической температуры хрупкости основного металла от флюенса быстрых нейтронов и от продолжительности температурного старения. Результаты визуального, ультразвукового и вихретокового контроля цилиндрической части корпуса реактора.
статья, добавлен 15.01.2019Влияние нейтронного облучения на свойства металла корпуса реактора. Процесс подогрева баков запаса раствора борной кислоты, требования к обеспечению безопасности при хранении жидких радиоактивных отходов. Пункты радиационного дозиметрического контроля.
курсовая работа, добавлен 06.05.2021Технология реконструкции образцов-свидетелей металла корпусов реакторов ВВЭР, внедренная на базе "горячих" камер ИЯИ НАН Украины. Основные положения методик мониторирования радиационной нагрузки корпусов реакторов и дозиметрии образцов-свидетелей.
статья, добавлен 22.08.2013Определение роли возможности удержания расплавленных фрагментов активной зоны в корпусе реактора и сохранения его целостности в течение запроектной тяжелой аварии. Анализ эффективности охлаждения корпуса реактора при интенсивном тепловом воздействии.
статья, добавлен 19.11.2018Основные этапы развития Нововоронежской АЭС. Технические характеристики блоков НВАЭС. Изменения внесенные в процессе эксплуатации. Система аварийного электроснабжения. Оценка безопасности: проектный уровень безопасности реактора ВВЭР-1000 (В-187).
статья, добавлен 15.01.2019Система улавливания и охлаждения топливного расплава, расположенная под корпусом реактора - пассивных устройств безопасности атомной электростанции. Распределение вкладов в частоту повреждений активной зоны для стояночных режимов эксплуатации блока.
статья, добавлен 15.01.2019Учет особенностей расчетов на прочность элементов конструкций ядерных реакторов. Тестирование напряжений в полом цилиндре. Накопление зародышевых субмикротрещин. Расчет кинетики роста трещин в трубопроводах по механизму водородного охрупчивания.
автореферат, добавлен 16.02.2018Результаты исследований деформационно-прочностных свойств образцов-свидетелей армированных полиэтиленовых труб со средним технологическим (адгезионным) слоем, вырезанных из трубы опытно-промышленного участка газопровода через десять лет эксплуатации.
статья, добавлен 29.07.2017Технические характеристики теплоизоляции цилиндрической части корпуса реактора и сильфона разделительного. Теплоизоляция зоны патрубков реактора. Защита биологическая. Теплоизоляция верхнего блока, а также механизм перемещения ионизационных камер.
контрольная работа, добавлен 02.08.2013Методические основы системы мониторирования радиационной нагрузки корпуса реактора ВВЭР-440. Разработка расчетной модели реакторной установки. Описание специального оборудования для проведения дозиметрических измерений у внешней поверхности корпуса.
статья, добавлен 18.11.2013Строительство реактора бассейнового типа с тепловой мощностью 20-30 МВт и с потоком нейтронов в активной зоне. Оптимизация активной зоны подкритического реактора. Зависимость усиления и параметров системы от соотношения ядерных концентраций замедлителя.
статья, добавлен 03.10.2013Разработка мероприятий по управлению запроектными авариями на АЭС. Анализ тепловых нагрузок для тяжелых ЗПА. Оценка деформирования и повреждения корпуса реактора, реализация концепции внутрикорпусного удержания расплава за счет наружного охлаждения.
научная работа, добавлен 19.11.2018Технические основы ядерной энергетики. Особенности ядерного реактора как источника теплоты. Устройство энергетических ядерных реакторов. Основные требования к конструкциям активной зоны реактора и ее характеристики. Общие сведения о радиоактивности.
реферат, добавлен 02.05.2010Основные проектные характеристики активной зоны третьей модернизации и возможность ритмичной работы реактора в новом режиме перегрузок. Технические показатели работы реактора БН-600. Пути повышения эффективности использования топлива на атомных станциях.
статья, добавлен 20.11.2018Геометрические параметры активной зоны, корпуса реактора и внутрикорпусных устройств. Подвижность напора давления столбов жидкости на опускном и подъемном участках. Рост точности вычислений путем нахождения корня уравнения естественной циркуляции.
курсовая работа, добавлен 23.02.2016Мониторирование радиационной нагрузки корпуса реактора. Дозиметрические измерения у внешней поверхности КР. Определение удельных активностей НАД. Процедура метрологического обеспечения спектрометрических измерений НАД. Максимальная степень полинома.
статья, добавлен 07.10.2013Информационная технология прогнозирования с оценкой риска временных рядов, обеспечивающая реализацию материаловедческо-прогнозного подхода к выбору корпуса водоводяного ядерного реактора. Программная реализация и апробация информационной технологии.
статья, добавлен 29.06.2016Особенностей технологической системы разгрузки космического астрономического зеркала. Обеспечение разгруженного состояния зеркала в процессе его контроля и обеспечение технологических условий с условиями эксплуатации зеркала в космическом пространстве.
дипломная работа, добавлен 17.12.2014Рассмотрена УЛР ЛАЭС-2 - ловушка тигельного типа, размещаемая в подреакторном пространстве бетонной шахты и предназначенная для приема и захолаживания расплава активной зоны. Способы повышения безопасности при тяжелых авариях на атомных электростанциях.
статья, добавлен 15.01.2019Исследование напряженно-деформированного состояния и ползучести корпуса клапана паровой турбины К-325 на стационарном режиме роботы. Определение температурного поля и давления на стенки корпуса на основе численного решения осредненных уравнений.
статья, добавлен 25.02.2016Основная характеристика ядерного реактора, его мощности и цепной реакции. Проведение исследования активной зоны энергетических устройств и их окружения отражателем нейтронов. Главные особенности изучения тепловыделяющих элементов, содержащих топливо.
реферат, добавлен 01.05.2017Концепция повышения безопасности блоков первого поколения. Системы аварийного электроснабжения. Технические средства управления запроектными авариями. Повышение надёжности систем, обеспечивающих охлаждение активной зоны при аварии с потерей теплоносителя.
статья, добавлен 19.11.2018Определение основных параметров теплоносителя, а также топлива и конструкционных материалов. Объем активной зоны реактора. Расчет толщины торцевого экрана. Площадь сечения и число ячеек активной зоны. Гидравлический периметр и диаметр бокового экрана.
контрольная работа, добавлен 23.12.2015