Вопросы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов при внедрении новых видов ядерного топлива на АЭС Украины с реакторами ВВЭР-1000
Рассмотрение критериев радиационного контроля на атомной станции. Определение количества негерметичных (поврежденных) твэлов в активной зоне разного типа неплотности, пределов безопасной эксплуатации по активности теплоносителя по реперным радионуклидам.
Подобные документы
Основная характеристика ядерного реактора, его мощности и цепной реакции. Проведение исследования активной зоны энергетических устройств и их окружения отражателем нейтронов. Главные особенности изучения тепловыделяющих элементов, содержащих топливо.
реферат, добавлен 01.05.2017Применение 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 19.11.2018Ознакомление с параметрами экспериментов, полученных на импульсных реакторах. Исследование изменения температуры в центре сердечника выгоревшего твэла. Анализ зависимости газовыделения от максимальной температуры и максимальной энтальпии топлива.
статья, добавлен 19.11.2018Последовательный сброс с последующим извлечением симметрично расположенных относительно центра активной зоны органов регулирования - причина возникновения азимутальных ксеноновых колебаний. Анализ изменения относительных энерговыделений в кассетах.
статья, добавлен 15.01.2019Основные этапы развития Нововоронежской АЭС. Технические характеристики блоков НВАЭС. Изменения внесенные в процессе эксплуатации. Система аварийного электроснабжения. Оценка безопасности: проектный уровень безопасности реактора ВВЭР-1000 (В-187).
статья, добавлен 15.01.2019Правила безопасной эксплуатации АЭС. Обеспечение высокой чистоты воды контура парогенератора, проведение его гидравлических испытаний. Удаление отложений на тепловыделяющих элементах. Причины загрязнения теплоносителя. Выбор водного режима реактора.
доклад, добавлен 03.03.2015Место строительства атомной теплоэлектроцентрали. Оборудование блока, его характеристики. Тепловая схема блока, теплогидравлический и нейтронно-физический расчеты активной зоны. Компоновка силового оборудования и показатели работы АЭС, охрана труда.
дипломная работа, добавлен 24.02.2015Краткая характеристика реактора МИР и его возможностей. Формирование условий безопасного проведения экспериментов, моделирующих нестационарные режимы с изменением мощности твэлов, снижением расхода и давления теплоносителя в контуре петлевой установки.
автореферат, добавлен 13.02.2018Теплофизический 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 20.08.2018Критерии 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 15.01.2019Расчет максимального уровня потребления органического топлива с помощью гауссовской модели. Рассмотрение процесса воспроизводства ядерного топлива, который заключается в образовании в ядерном реакторе вторичных делящихся нуклидов из ядерного сырья.
контрольная работа, добавлен 08.04.2014Общая характеристика энергетического ядерного реактора, общий и опреративный запас его реактивности. Уменьшение запаса реактивности с выгоранием ядерного топлива и за счет его шлакования. Рост запаса реактивности с воспроизводством ядерного топлива.
реферат, добавлен 18.11.2010Расчет параметров безопасности водоохлаждаемых ядерных реакторов. Определение локальных теплогидравлических величин потока теплоносителя в стержневых сборках тепловыделяющих элементов. Суть критического теплового потока с двумерными компьютерными кодами.
статья, добавлен 25.03.2016Технические 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 19.09.2013Результаты 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 19.11.2018Рассмотрение электрической изоляции токоведущих частей как одного из наиболее важных элементов электрооборудования, ограничивающих его работоспособность. Некачественная изоляция и отсутствие контроля за состоянием сетей как причина возникновения пожаров.
статья, добавлен 20.04.2019Переработка высокоуровневых отходов ядерного топлива, проблема утилизации и захоронения РАО атомных электростанций. Стратегия складирования облученного топлива. Регенерация неиспользованного урана и плутония в отработанных тепловыделяющих элементах.
реферат, добавлен 02.05.2012Рассмотрение 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 09.11.2020Доработка технологической схемы и конструкции оборудования для улучшения условий массопереноса и формирования отложений в активной зоне. Внедрение высокотемпературного сорбента с улучшенными гидродинамическими характеристиками в реакторных установках.
статья, добавлен 19.11.2018Принципиальная тепловая схема и особенности функционирования горизонтального парогенератора типа ПГВ-1000. Реализация модели парогенератора в виде компьютерной программы расчета и компонента автоматизированных программных комплексов в составе АСУ ТП.
статья, добавлен 25.02.2016Характер 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 15.01.2019Анализ 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 05.10.2019- 48. 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 Формирование и распространение пленочного режима кипения применительно к реальным топливным элементам. Функция переходной проводимости от нейтронного потока к энтальпии теплоносителя на выходе из активной зоны для пузырькового и пленочного режима кипения.
статья, добавлен 12.05.2018Использование системы внутриреакторного контроля температурного поля для обеспечения надежности и безопасности эксплуатации тепловыделяющих сборок в активных зонах. Анализ изменения показаний термоэлектрических преобразователей и энерговыделения в ТВС.
доклад, добавлен 19.11.2018