Экспериментально-расчетные исследования охлаждения корпуса водо-водяного энергетического реактора при тяжелой аварии в условиях высоких тепловых нагрузок
Определение 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.
Подобные документы
- 101. Нелинейная задача теплопроводности для радиационно-теплового экрана реактора атомной электростанции
Стационарная задача теплопроводности для радиационно-теплового экрана реактора атомной электростанции с учетом внутренних источников тепловыделения. Оценка температурного поля оборудования. Зависимость коэффициента теплопроводности бетона от температуры.
статья, добавлен 28.07.2017 Кинематический расчет привода и выбор электродвигателя. Расчет и проектирование червячной передачи. Уточненный расчет тихоходного и червячного валов. Выбор и проверка шпоночных соединений. Описание конструктивных элементов корпуса. Подбор и проверка муфт.
дипломная работа, добавлен 18.04.2012Динамика изменения параметров парогазовой среды в защитной оболочке энергоблока Балаковской АЭС. Мощность остаточного тепловыделения продуктов деления в процессе их осаждения. Применение системы аварийного фильтруемого сброса газов на АЭС с ВВЭР-1000.
статья, добавлен 19.11.2018Кинетические и теплогидравлические процессы, происходящие в ядерных реакторах. Численные методы расчета состояния активной зоны реактора, их категории. Задачи, решаемые методом оперативного моделирования. Интеллектуальные методы обработки информации.
статья, добавлен 21.03.2015Рассмотрение 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 09.11.2020Технические и правовые аспекты вывоза основной партии высокообогащенного отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) с исследовательского реактора ВВР-М Института ядерных исследований НАН Украины в Российскую Федерацию для последующей переработки в ПО "Маяк".
статья, добавлен 19.09.2013- 107. Оцінка в’язкості руйнування корпусних сталей реактора ВВЕР-1000: досвід дослідження зразків-свідків
Визначення в’язкості руйнування корпусних матеріалів реактора ВВЕР-1000 в процесі експлуатації. Вплив нікелю на чутливість корпусних сталей до опромінення. Закономірності руйнування феритних сталей в температурному діапазоні крихко-в’язкого переходу.
автореферат, добавлен 22.07.2014 Анализ расчетных величин собственных частот колебаний давления пара в парогенераторе. Методы идентификации акустических резонансов в арматуре. Особенности стационарного течения теплоносителя в корпусе парогенератора при номинальной мощности реактора.
статья, добавлен 19.11.2018Программное 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 19.11.2018Проверочный анализ пуска асинхронного двигателя. Характеристика проверки правильности выбора сдвоенного реактора по условию разгона разновременного электродвигателя. Определение возможности группового самозапуска всех электрических машин двух секций.
курсовая работа, добавлен 16.09.2015- 111. Нижний концентрационный предел существования стационарной волны фильтрационного горения углерода
Исследование влияния концентрации горючего, скорости подачи окислителя, уровня тепловых потерь реактора на макрокинетические характеристики процесса. Определение зависимости макрокинетических характеристик и условий затухания стационарной волны.
автореферат, добавлен 29.10.2018 Значения собственных характеристик внутрикорпусной шахты реактора. Анализ параметров гидродинамической нестабильности потока теплоносителя. Распределение характеристик пульсаций давления по главному циркуляционному контуру реакторных установок АЭС.
статья, добавлен 15.01.2019Численное моделирование пленочного охлаждения пластины с системой цилиндрических отверстий на входном цилиндрическом участке. Расчет эффективности пленочного охлаждения, возможность адаптации SST-модели турбулентности путем корректировки её констант.
статья, добавлен 25.02.2016Теплофизический и нейтронно-физический расчет ядерной энергетической установки реактора при использовании альтернативных тепловыделяющих сборок повышенной ураноемкости. Особенности ядерных энергетических установок с водо-водяным энергетическим реактором.
статья, добавлен 20.08.2018Совершенствование технических средств-манипуляторов для контроля и ремонта дистанционным способом как направление дальнейшего развития технологий сервисного обслуживания парогенераторов исследуемых реакторов. Современные достижения данного процесса.
статья, добавлен 19.11.2018Исследование трансмутации минорных актинидов в классической ТВС водяного реактора под давлением с смешанным оксидным топливом. Расчёт выгорания, реализованный с помощью встроенного кода DEPTH. Полугомогенная загрузка (237)Np в смешанное оксидное топливо.
реферат, добавлен 22.05.2019Физические механизмы удержания плазмы. Столкновительный и неоклассический перенос частиц. Волны в плазме и связанные с ними неустойчивости. Потоки частиц и тепла при флуктуациях. Эффект "жестких" профилей. Подавление турбулентного движения широм вращения.
презентация, добавлен 29.08.2015- 118. 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 Решение задачи повышения энергоэффективности установки охлаждения газа после компримирования. Алгоритм и схема системы оптимального распределения нагрузки между вентиляторами установки воздушного охлаждения газа с учетом их энергетической эффективности.
статья, добавлен 28.01.2020Анализ роли подстанции в энергосистеме, ее схема и характеристики. Особенности выбора оборудования, силовых и измерительных трансформаторов. Устройства защиты, проектирование заземления. Конструкция жестких шин, реактора. Комплектация силового щита.
курсовая работа, добавлен 17.03.2017Причины аварии на Чернобыльской АЭС. Грубые нарушения правил эксплуатации АЭС. Технические аспекты аварии. Удар по мировой атомной энергетике. Относительный вклад различных изотопов в радиоактивное загрязнение. Влияние аварии на здоровье людей.
реферат, добавлен 19.05.2011Моделирование 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 15.01.2019Схема электроснабжения корпуса. Выбор мощности электродвигателей. Расчет электрических нагрузок. Метод расчета. Исходные данные. Расчет электрических нагрузок РП. Выбор плавкого предохранителя для защиты асинхронного двигателя. Выбор предохранителя.
курсовая работа, добавлен 02.10.2008- 124. Ядерный реактор
Ядерный реактор (атомный реактор) как устройство для осуществления управляемой ядерной цепной реакции деления, история и основные этапы его разработки, ученые, их вклад. Типы и отличительные особенности установок. Схема энергетического ядерного реактора.
реферат, добавлен 26.04.2011 Введение понятия "поколение нейтронов", эффективный коэффициент размножения и реактивность реактора. Рождение свободных нейтронов в реакциях деления ядер топлива. Нейтронный цикл в тепловом ядерном реакторе и характеристики его физических процессов.
реферат, добавлен 18.11.2010