Применение кода RELAP5-3D в поддержку анализа безопасности энергоблоков АЭС Украины
Описание нодализационной схемы RELAP5-3D модели корпуса реактора ВВЭР-1000, определение его мощности. Проведение расчетных анализов переходных и аварийных режимов энергоблоков атомных электростанций Украины при помощи входной модели кода RELAP5-3D.
Подобные документы
Количественная оценка динамической валидации теплогидравлической модели реакторной установки для кода RELAP5/mod3.2. Выбор сценария выполнения валидационного расчета. Оценка результатов валидации модели с помощью методики быстрого преобразования Фурье.
статья, добавлен 30.01.2016Описание водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР-1000): общий вид, структура (корпус, шахта, шаговый электромагнитный привод), принципы работы. Определение критического радиуса реактора. Распределение потока нейтронов в сферической активной зоне.
контрольная работа, добавлен 02.12.2012Рассмотрение вопроса целесообразности применения методов Data mining и предиктивной аналитики при прогнозировании аварийных ситуаций в работе энергоблоков атомных электростанций. Важность неструктурированных данных на производстве при прогнозировании.
статья, добавлен 29.06.2020Тепловая мощность реактора по требования регламентов безопасной эксплуатации энергоблоков АЭС с ВВЭР как один из основных контролируемых параметров. Тепловая мощность реактора как параметр определения технико-экономических показателей работы энергоблока.
статья, добавлен 15.01.2019Изменения напряженно-деформированного состояния выгородки и стенки шахты в процессе эксплуатации. Моделирование процессов нагрева и распухания под действием радиационного облучения. Обоснования продления ресурса действующих энергоблоков ВВЭР-1000.
статья, добавлен 19.11.2018Физические основы ядерной энергетики. Состав основного оборудования энергоблоков атомных электростанций. Типы, устройство и принципы работы ядерных реакторов, источник энергии. Обеспечение безопасности и экологичности работы АЭС: регламент и контроль.
реферат, добавлен 03.11.2011Методические 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 18.11.2013Анализ состояния энергетики и развития топливно-энергетического комплекса Украины. Оценка уровней изношенности энергоблоков тепловых и атомных электростанций. Задачи энергосбережения в Днепропетровской области. Снижение энергоемкости продукции региона.
статья, добавлен 02.11.2018История развития атомной энергетики, ее роль для обеспечения энергетической независимости Украины. Характеристика топливно-энергетического комплекса Украины, особенности экологичности и безопасности атомных электростанций. Чернобыльская проблема.
реферат, добавлен 31.03.2014Механизмы повреждаемости сварных соединений в парогенераторах энергоблоков. Исследование с помощью современных экспериментальных методов и оборудования особенностей повреждаемости и механизма разрушения сварных соединений при длительной эксплуатации.
статья, добавлен 19.11.2018Аварийное отключение генератора от электрической сети и удержание блоков на нагрузке собственных нужд при сбросе нагрузки. Особенности переходных и частичных нагрузок энергоблоков. Регулирование мощности блока скользящим начальным давлением пара.
лекция, добавлен 27.10.2014Основные требования к работе тепловых и атомных электростанций. Процесс преобразования энергии на ТЭС. Показатели тепловой экономичности, понятие условного топлива. Выбор начальных и конечных параметров пара. Выбор мощности электростанций и энергоблоков.
методичка, добавлен 30.07.2017Возникновение ядерной энергетики в мире, ее мировой лидер по установленной мощности. Степень безопасности атомных электростанций в США. Строительство ядерных установок по всему миру, их общее количество и мощность. Строительство энергоблоков в Индии.
доклад, добавлен 16.12.2015Сквозное моделирование физических процессов на всех этапах развития аварии: от исходного события до выхода расплава за пределы корпуса реактора с учетом конструктивных особенностей ВВЭР. Физико-математические модели и расчетные модули кода СОКРАТ/В1.
доклад, добавлен 19.11.2018Методика анализа данных номенклатурных испытаний при вводе энергоблоков с ВВЭР в эксплуатацию, для определения некоторых характеристик стратификации теплоносителя в горячих нитках петель 1-го контура. Использование ее в системе внутриреакторного контроля.
статья, добавлен 19.11.2018Анализ влияния секционирования на величину дисконтированных затрат в полуторной схеме на напряжении 220 кВ и 500 кВ электростанций с подключением энергоблоков мощностью 300 МВт и 500 МВт. Проведение исследования результатов расчета частотного ущерба.
статья, добавлен 15.04.2018Шкала проектных пределов для состояний атомной электростанции при работе на энергетических уровнях мощности. Система представления параметров безопасности - метод повышения экономической эффективности работы энергоблоков по выработке электроэнергии.
статья, добавлен 19.11.2018Выяснение причин понижения значений коэффициента использования установленной мощности на АЭС. Определение значений среднегодовой КИУМ 9-ти энергоблоков. Оценка мероприятий для достижения и превышения лучших мировых значений на реакторных установках.
статья, добавлен 19.11.2018Процесс облучения внутрикорпусных устройств реактора ВВЭР-1000. Сущность выгородки и шахты внутрикорпусной, для топливных кампаний. Распределения функционалов нейтронного потока на поверхностях внутрикорпусных устройств для разных топливных кампаний.
статья, добавлен 18.11.2013Особенности пусконаладочной документации для энергоблоков новых и модернизируемых проектов. Преимущества от использования автоматизированного рабочего места инженера-наладчика физика с возможностью моделирования физических и динамических испытаний.
статья, добавлен 19.11.2018Описание проектов реакторных установок большой, средней и малой мощностей, инновационных водоохлаждаемых РУ, их параметров. Структура систем безопасности атомных электростанций. Особенности реализации принципа концепции глубокоэшелонированной защиты.
статья, добавлен 15.01.2019Анализ корпусных материалов реактора типа ВВЭР-1000 с использованием методологии Мастер кривой. Критическая температура хрупкости для сварных швов. Оценка вязкости разрушения сварных соединений корпусных сталей реактора. Продление срока его службы.
статья, добавлен 08.10.2013Построение прогнозной зависимости распухания от температуры и дозы облучения в широком интервале скоростей создания смещений. Прогнозирование по этим данным распухания по сечению выгородки реактора ВВЭР-1000 в процессе длительной эксплуатации 30-60 лет.
статья, добавлен 02.09.2013Изучение понятия реактора АЭС. Использование реактора на быстрых нейтронах для получения тепла и электроэнергии, а также для воспроизводства ядерного горючего. Строение реактора. Рассмотрение деятельности АЭС России. Технические проблемы безопасности.
реферат, добавлен 25.03.2014Анализ 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 25.03.2016