Прогнозирование радиационного распухания выгородки реактора ВВЭР-1000 на период эксплуатации 30-60 лет
Построение прогнозной зависимости распухания от температуры и дозы облучения в широком интервале скоростей создания смещений. Прогнозирование по этим данным распухания по сечению выгородки реактора ВВЭР-1000 в процессе длительной эксплуатации 30-60 лет.
Подобные документы
Визначення основних конструктивних розмірів активної зони реактора ВВЕР-1000. Визначення розмножуючих властивостей середовища, робоче завантаження та витрата ядерного палива. Блоки ядерного палива або тепловиділяючі елементи, активна зона реакторів.
курсовая работа, добавлен 02.01.2014Значения собственных характеристик внутрикорпусной шахты реактора. Анализ параметров гидродинамической нестабильности потока теплоносителя. Распределение характеристик пульсаций давления по главному циркуляционному контуру реакторных установок АЭС.
статья, добавлен 15.01.2019Ознакомление 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 19.11.2018- 29. Исследование надежности оболочек тепловыделяющего элемента водо-водяного энергетического реактора
Анализ усредненного по тепловыделяющей сборке водо-водяного энергетического реактора мощностью 1000 МВт тепловыделяющего элемента. Поиск элементов, для которых вероятность разгерметизации оболочек после 4 лет эксплуатации Хмельницкой АЭС-2 наибольшая.
статья, добавлен 14.07.2016 Теплофизический 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 20.08.2018Влияние нейтронного облучения на свойства металла корпуса реактора. Процесс подогрева баков запаса раствора борной кислоты, требования к обеспечению безопасности при хранении жидких радиоактивных отходов. Пункты радиационного дозиметрического контроля.
курсовая работа, добавлен 06.05.2021- 32. 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 Общая 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 18.11.2010- 34. Расчетно-экспериментальное исследование опорной решетки ТВСА ВВЭР-1000 с фильтрующими свойствами
Анализ конструкций нижних опорных решеток и анти-дебрисных фильтров тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетического реактора. Расчет гидравлического сечения опорной решетки с фильтрующими свойствами, собственных частот и форм колебаний образцов ОРФ.
статья, добавлен 19.11.2018 Описание 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 18.11.2013Анализ объема виброиспытаний на методической модели реактора. Изучение данных для оптимизации состава контролируемых параметров и размещения измерительных средств пусконаладочного и эксплуатационного виброконтроля для проектируемой модели реактора.
статья, добавлен 15.01.2019Результаты испытаний на статическую трещиностойкость поковок. Анализ результатов испытаний тепловых образцов-свидетелей. Сдвиг критической температуры хрупкости тепловых образцов-свидетелей основного металла. Кинетика охрупчивания металла корпуса.
статья, добавлен 15.01.2019Исследование 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 03.10.2019Принципиальная 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 25.02.2016Результаты 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 19.11.2018Характеристика аэродинамической модели реактора. Установка аэродинамической модели реактора на стенде. Принципиальная гидравлическая схема малого аэродинамического контура. Измерение полей давления в опускном кольцевом канале на его входе и выходе.
статья, добавлен 15.01.2019Методика анализа данных номенклатурных испытаний при вводе энергоблоков с ВВЭР в эксплуатацию, для определения некоторых характеристик стратификации теплоносителя в горячих нитках петель 1-го контура. Использование ее в системе внутриреакторного контроля.
статья, добавлен 19.11.2018Технология 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 22.08.2013Экспериментальное 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 15.01.2019Методика 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 02.08.2018Применение "сухой" защиты для формирования потока тепловых нейтронов, необходимых для работы ионизационных камер системы управления и защиты реактора. Основные этапы возведения "сухой" защиты. Внедрение разработок по модернизации серпентинитового бетона.
статья, добавлен 19.11.2018История ядерной энергетики. Пути развития атомной энергетики в СССР. Создание и эксплуатации первых реакторов. Разработка ядерного реактора типа РБМК-1000. Конструкция и характеристики РБМК, его достоинства и недостатки. Аварии на энергоблоках с РБМК.
реферат, добавлен 09.10.2012Разработка мероприятий по управлению запроектными авариями на АЭС. Анализ тепловых нагрузок для тяжелых ЗПА. Оценка деформирования и повреждения корпуса реактора, реализация концепции внутрикорпусного удержания расплава за счет наружного охлаждения.
научная работа, добавлен 19.11.2018Дослідження підвищення стабільності енергорозподілу у енергетичному ядерному реакторі ВВЕР-1000, під час ксенонових перехідних процесів. Розроблено метод керування оснований на оптимізації перехідного процесу шляхом підтримки заданого аксіального офсету.
автореферат, добавлен 12.07.2014Аппроксимация зависимостей концентраций от глубины выгорания для каждого радионуклида с помощью полиномиальной функции. Расчет отклонения величин остаточного тепловыделения по аппроксимационной зависимости от результатов, рассчитанных по MCU-PD.
статья, добавлен 03.10.2019