Сравнение кодов ТЕЧЬ-М-97, КОРСАР/ГП и СОКРАТ/В1 при анализе начальной стадии тяжелой аварии на РУ ВВЭР-1200
Результаты 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.
Подобные документы
Классификация теплоэлектроцентралей на органическом топливе. Принцип работы паротурбинных установок. Проектная авария – мгновенный, полный, местный разрыв главного циркуляционного трубопровода между реактором и парогенератором атомной электростанции.
контрольная работа, добавлен 05.02.2016Модернизация 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 15.01.2019Использование расчетных кодов на базе двухжидкостной модели теплогидравлики, адекватно описывающих теплогидравлические процессы в контурах реакторных установок. Стандартные задачи повторного залива для реакторов ВВЭР, эксперименты на установке NEPTUN.
статья, добавлен 19.11.2018- 4. Методы расчетного обоснования прочности и динамика конструкций реакторных установок для АЭС с ВВЭР
Расчет прочности реакторных установок для АЭС с водо-водяным энергетическим реактором. Динамические нагрузки на элементы реакторных установок при нормальной эксплуатации, при возникновении нарушений и аварий, при экстремальных внешних воздействиях.
автореферат, добавлен 14.02.2018 Определение теплофизических параметров безопасности активных зон водоохлаждаемых ядерных реакторов. Расчет величин неопасности реакторных установок, которые снабжаются на основе применения современных версий теплогидравлических кодов улучшенной оценки.
статья, добавлен 25.03.2016Значения собственных характеристик внутрикорпусной шахты реактора. Анализ параметров гидродинамической нестабильности потока теплоносителя. Распределение характеристик пульсаций давления по главному циркуляционному контуру реакторных установок АЭС.
статья, добавлен 15.01.2019Анализ 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
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 15.01.2019Основной 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 15.01.2019Расчёт ядерной энергетической установки с реактором типа ВВЭР-1200 с увеличенной топливной кампанией. Ключевые показатели и расчётные данные, обосновывающие рентабельность увеличения длительности кампании. T-S диаграмма турбинного цикла в реакторе.
статья, добавлен 20.08.2018Сквозное 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 19.11.2018Анализ известных случаев каскадных аварий в электроэнергетических системах зарубежных стран. Блок-схема обобщенного сценария аварий и анализ причин развития каскадной аварии. Разработка вероятного сценария каскадных аварий при сильных землетрясениях.
статья, добавлен 20.01.2018Определение напряженно-деформированного состояния элементов конструкций и узлов реакторных установок в реальных условиях эксплуатации, допускающих нестационарные температурные воздействия на оборудование с применением программного комплекса "Inverse".
статья, добавлен 15.01.2019- 14. Анализ аварии типа ННУЭ "Неконтролируемое извлечение рабочей группы ОР СУЗ ВВЭР - 1200 на мощности"
Рассмотрение реактивностной аварии RIA, ознакомление с программным комплексом ATHLET/BIPR8. Изучение основных подходов к обоснованию безопасности и нахождение консервативного состояния для рассматриваемой аварии. Возможные состояния атомной станции.
статья, добавлен 20.08.2018 Исследование результатов испытаний режима подключения одного главного циркуляционного насоса к трем работавшим. Изучение модели пространственной кинетики и межпетлевого перемешивания в реакторе. Расчет пространственного поля остаточных тепловыделений.
статья, добавлен 15.01.2019Разработка устройства для исследования процессов пульсаций температур при смешении горячей и холодной воды и трещинообразования в элементах оборудования водоохлаждаемых реакторных установок. Методика проведения расчетно-экспериментальных исследований.
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 05.10.2019Исследование гидродинамики проточной части первого контура парогенератора и моделирования проектных и запроектных аварий АЭС с реакторами типа водно-водяного энергетического реактора. Расчет полей давления и скорости турбулентного движения теплоносителя.
статья, добавлен 15.01.2019Исследования повторного залива при имитации максимальной проектной и запроектной аварий на модельных ТВС ВВЭР и PWR стендов RBHT, СВД и ПАРАМЕТР. Балансовая методика расчета длительности расхолаживания твэлов в диапазоне температур до 1200 градусов.
статья, добавлен 19.11.2018Определение 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 19.11.2018Результаты моделирования изгибных возмущений струй расплава в бассейне охладителя и распада струй на капли. Растекание расплава кориума в подреакторном бассейне с водой. Разработка методов улучшения систем пассивной защиты от тяжелых аварий на АЭС.
статья, добавлен 24.09.2013Исследование аппроксимационных зависимостей, которые могут быть использованы при решении задач по оценке радиационных и теплофизических характеристик отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР-1200. Рассмотрение изменений нуклидного состава топлива.
статья, добавлен 03.10.2019Назначение ускоренной предупредительной защиты. Анализ причин срабатывания аварийной защиты по уменьшению периода разгона реактора энергоблока, возможности аппаратуры контроля нейтронного потока правильно оценивать показания его уровня и периода реактора.
статья, добавлен 15.01.2019Выявлены внутренние резервы в энергоблоках с ВВЭР–1000 (1200) по расширенному использованию естественной циркуляции теплоносителя первого контура (ЕЦТ). Показана работа реакторной установки при неработающих главных циркуляционных насосах на ЕЦТ.
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 19.11.2018