Верификация кода RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4 на экспериментах с повторным заливом моделей ТВС. Альтернативный анализ по коду КОРСАР/BR
Использование 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.
Подобные документы
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
статья, добавлен 19.11.2018Результаты 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 15.01.2019- 3. 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 Сквозное 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 19.11.2018Моделирование пространственных нейтронно-физических и теплогидравлических процессов в водо-водяных реакторах в сопряженной постановке (НФТГ/3D). Особенности расчетного кода КОРСАР/ГП. Расчет нейтронной кинетики в трехмерном пространственном приближении.
статья, добавлен 15.01.2019Определение 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 25.03.2016Технология 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 22.08.2013Описание 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 15.01.2019Определение 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 15.01.2019Воздействие на изотопный состав отработавшего ядерного топлива ВВЭР-1000, вызванное концентрацией борной кислоты, растворенной в воде, температурой топлива и других. Использование топливных сборок поставщиков ТВЭЛ и американской компании Westinghouse.
статья, добавлен 05.08.2020Описание 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.
статья, добавлен 18.11.2013Эксперимент по конденсации пара в присутствии азота внутри труб горизонтального парогенератора на стенде ОКБ "Гидропресс". Краткое описание экспериментальной установки и сценария эксперимента. Анализ результатов численного моделирования эксперимента.
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 19.11.2018Анализ спектральных свойств линеаризованной задачи, нелинейным образом зависящей от спектрального параметра. Выбор математической модели (моделей) исследования, адекватно описывающей реальные физические процессы (на примере переноса излучения (нейтронов).
автореферат, добавлен 17.12.2017Отраслевой фонд алгоритмов и программ для расчета ядерных реакторов. Построение матрицы верификации, ориентированной на явления в УЛР. Расчетный код, количественно описывающий поведение устройства локализации расплава на стадии удержания и охлаждения.
статья, добавлен 19.11.2018Основные способы расчета коэффициента размножения нейтронов для устройства локализации расплава. Программный комплекс TDMCC как информационная система для решения задачи оценки критичности и ядерной безопасности активных зон реакторных установок.
статья, добавлен 19.11.2018Значения собственных характеристик внутрикорпусной шахты реактора. Анализ параметров гидродинамической нестабильности потока теплоносителя. Распределение характеристик пульсаций давления по главному циркуляционному контуру реакторных установок АЭС.
статья, добавлен 15.01.2019Разработка и реализация в коде ANCOR моделей и численных алгоритмов для расчета теплового состояния твэлов и внутрикорпусных конструкций с учетом высокотемпературного деформирования оболочки и топлива. Анализ описания течения однофазного теплоносителя.
автореферат, добавлен 31.07.2018Модернизация 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 15.01.2019Методика описания гидравлического сопротивления и отклоняющего воздействия на поток теплоносителя перемешивающей решетки. Изучение трехмерных теплогидравлических процессов в активной зоне ВВЭР-1000 в эксплуатационных режимах с разными уровнями мощности.
автореферат, добавлен 02.08.2018Верификация расчетной модели на эксперименте в начале топливного цикла. Моделирование эксперимента по возбуждению аксиальных ксеноновых колебаний в конце топливного цикла. Анализ параметров нестационарного ксенонового процесса в начале и конце цикла.
статья, добавлен 15.01.2019Характер протекания режимов и изменения нагруженности узлов оборудования реакторных установок. Анализ прочности патрубков подпитки-продувки на главном циркуляционном трубопроводе. Прогрев тупиковых участков трубопроводов системы аварийного охлаждения.
статья, добавлен 15.01.2019Изучение перспектив развития ядерной генерации на основе открытого ядерно-топливного цикла и легководных реакторных установок. Оценка динамики накопления отработанного ядерного топлива. Разработка модели энергетической системы для кода МАГАТЭ MESSAGE.
статья, добавлен 30.01.2016Разработка 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 19.11.2018Рассмотрение устройства и принципа работы различных типов ядерных реакторов и атомных энергетических установок. Характеристика принципов работы реакторов и изучение процессов, происходящие в них. Физическое описание цепной реакции в атомном реакторе.
курсовая работа, добавлен 05.04.2016