Анализ аварий с плавлением активной зоны РУ ВВЭР по кодам СОКРАТ/В1 И RELAP/SCDAPSIM
Анализ внутрикорпускной стадии тяжелой аварии с оценкой времени наступления характерных событий. Основные параметры реакторной установки. Исследование поведения кориума в напорной камере реактора. Отличительные особенности кода RELAP/SCDAPSIM/MOD3.2
Подобные документы
Анализ экспериментов FEBA/SEFLEX на установке FEBA без блокировки и с частичной блокировкой проходного сечения ТВС. Описание нодализационных схем. Снижение температуры оболочки "раздутых" имитаторов твэлов за счет увеличения теплоотводящей поверхности.
статья, добавлен 15.01.2019Инструмент для анализа сценариев запроектных аварий с плавлением активной зоны. Исследование переноса и осаждения продуктов деления в первом контуре и контейнменте реакторной установки. Исследование столкновений частиц многокомпонентной аэрозоли.
статья, добавлен 19.11.2018Основной инструмент для анализа сценариев запроектных аварий с плавлением активной зоны. Оценка радиационных последствий запроектных аварий с плавлением активной зоны на АЭС. Состав несущей среды, продуктов деления, материалов топлива и поглотителя.
статья, добавлен 15.01.2019Определение 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 19.11.2018Критерии и принципы обеспечения безопасности для атомной электростанции. Учёт режимов проектных аварий в анализах циклической прочности реакторной установки. Оценка вероятности событий, связанных с разрушениями, приводящими к течам теплоносителя.
статья, добавлен 15.01.2019Результаты моделирования запроектных аварий для реакторных установок, выполненных с использованием компьютерных кодов, для сценария – мгновенный гильотинный разрыв главного циркуляционного трубопровода на входе в реактор с полным обесточиванием АЭС.
статья, добавлен 15.01.2019Геометрические 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 23.02.2016Сквозное 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 19.11.2018Описание 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 02.12.2012Обзор особенности физики явлений связанных с плавлением блоков внутри расплава высокотемпературного кориума. Исследование динамики протекания процесса охлаждения бассейна расплавленного кориума. Изучение эволюции поля температурных фронтов системы.
статья, добавлен 24.09.2013Методические 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 18.11.2013Возможность использования реактора ВВЭР-СКД в замкнутом топливном цикле и решение проблемы с ОЯТ. Анализ установки в реакторе безчехловых ТВС для экономии топлива и улучшения физических характеристик активной зоны. Распределение энерговыделений по твэлам.
статья, добавлен 19.11.2018Модернизация активной зоны реакторных установок. Анализ сценариев аварий в режимах: с разрывом паропровода, с пробкой конденсата в холодном состоянии при пуске главного циркуляционного насоса, с выбросом органов регулирования системы управления и защиты.
статья, добавлен 15.01.2019Количественная 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 30.01.2016Основные 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 20.11.2018Результаты имитационных нейтронно-физических расчетов, выполненных для исследуемой топливной загрузки активной зоны реактора. Расчет изменений во времени аксиального офсета и концентрации борной кислоты в реакторе при выгорании топливной загрузки.
статья, 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 02.05.2010Экспериментальное исследование аварий с большой течью. Сценарий эксперимента "Гильотинный разрыв "холодного" трубопровода". Сравнение результатов эксперимента с претестовыми расчетами. Матрица верификации системных теплогидравлических кодов для аварий.
статья, добавлен 15.01.2019Применение комбинированных дистанционирующих решеток, состоящих из ячейковой и пластинчатой перемешивающей решеток с размещением дефлекторов по схеме "закрутка" в конструкции ТВСА–Т. Анализ уровня межкассетного взаимодействия теплоносителя реактора.
статья, добавлен 19.11.2018Рассмотрение вопроса о подборе материалов трубопроводов, оболочек твэл, ТВС, выбор топлива и типа реактора. влияния состава различных топлив и материалов активной зоны на длительное время работы ЯППУ при стопроцентной мощности, её экономическая выгода.
статья, добавлен 09.11.2020Общая характеристика реакторной установки ВВЭР-1000, знакомство с конструктивными особенностями. Способы выбора начального давления пара. Анализ основных процессов рабочего цикла устройства: адиабатическое расширение в турбине, сжатие жидкости насосом.
презентация, добавлен 24.08.2013Программное средство, реализующее метод Монте Карло и позволяющее выполнять расчеты изотопного состава отработавшего ядерного топлива. Моделирование загрузки реактора с возможностью описания каждого отдельного элемента, канала или ячейки активной зоны.
статья, добавлен 19.11.2018Анализ мощности нейтронного излучения для различных источников облученного ядерного топлива реактора ВВЭР-1200 для высоких выгораний и времени выдержки до 100 лет. Аппроксимационные зависимости для проведения расчета мощности нейтронного излучения.
статья, добавлен 05.10.2019Система управления и защиты реакторной установки БН-600. Требования во время отвода остаточных тепловыделений. Расчёт допустимого времени перерыва циркуляции питательной воды. Режим работы основного оборудования при отводе остаточного тепловыделения.
дипломная работа, добавлен 06.09.2016Определение 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