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
Результаты 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 19.11.2018Описание водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР-1000): общий вид, структура (корпус, шахта, шаговый электромагнитный привод), принципы работы. Определение критического радиуса реактора. Распределение потока нейтронов в сферической активной зоне.
контрольная работа, добавлен 02.12.2012Проведение работ по обнаружению течей, оборудование для диагностики. Оценка состояния трубопровода с помощью коэффициента аварийности. Перенапряжения, обусловленные провисанием трубопровода. Зависимость уровня перенапряжений от температуры теплоносителя.
статья, добавлен 27.02.2017Характеристика 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 15.01.2019Динамика 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 19.11.2018Эксперимент 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 15.01.2019Моделирование 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 15.01.2019Типовые зависимости изменения во времени нейтронного потока и реактивности в экспериментах со сбросом аварийной защиты. Результаты моделирования эксперимента по измерению эффективности аварийной защиты в начале загрузки, оценки изменения реактивности.
статья, добавлен 19.11.2018Анализ синхронизирующих свойств групповых кодов. Пространство кодовых векторов. Кодовые комбинации двоичного кода. Вычисление мощности пространств векторов. Предельные значения мощности пространства пересечений. Определение совокупности кодовых векторов.
статья, добавлен 06.05.2018Характер 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 15.01.2019Комплексное изучение работы ядерной энергоустановки с реактором ВВЭР-1000 при поломке главных циркуляционных насосов и происходящего при этом переходного процесса. Закрытие главного парового запорного клапана. Уменьшение теплоотдачи во 2-ой контур.
лабораторная работа, добавлен 22.05.2020- 37. 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 Анализ корпусных материалов реактора типа ВВЭР-1000 с использованием методологии Мастер кривой. Критическая температура хрупкости для сварных швов. Оценка вязкости разрушения сварных соединений корпусных сталей реактора. Продление срока его службы.
статья, добавлен 08.10.2013Основные технические характеристики реактора атомной электростанции. Описание главного циркуляционного насоса. Анализ процессов, происходящих в турбине. Описание компоновки оборудования. Характеристика организационной структуры атомной электростанции.
отчет по практике, добавлен 13.06.2016Расчет перемешивания теплоносителя в корпусе реактора. Учет пространственных эффектов в камерах реактора, в сочетании с использованием моделей расчета пространственной нейтронной кинетики. Анализ моделирующего межпетлевого перемешивания теплоносителя.
статья, добавлен 15.01.2019Экспериментальное исследование свойств жидкосолевых композиций и конструкционных материалов в реакторных установках топливного цикла. Разработка концепция гомогенного жидкосолевого ядерного реактора сжигателя актиноидов из отработаного ядерного топлива.
автореферат, добавлен 15.02.2018Стадии приготовления твердого топлива. Использование теории цепей Маркова в качестве математической основы моделирования. Тепломассообмен между потоком воздуха и стохастически движущейся в нем бинарной смеси частиц. Двумерный реактор кипящего слоя.
статья, добавлен 02.12.2018Выяснение причин понижения значений коэффициента использования установленной мощности на АЭС. Определение значений среднегодовой КИУМ 9-ти энергоблоков. Оценка мероприятий для достижения и превышения лучших мировых значений на реакторных установках.
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 19.11.2018Тепловая мощность реактора по требования регламентов безопасной эксплуатации энергоблоков АЭС с ВВЭР как один из основных контролируемых параметров. Тепловая мощность реактора как параметр определения технико-экономических показателей работы энергоблока.
статья, добавлен 15.01.2019Основные результаты измерений и расчетов флюенса и спектра нейтронов для последних топливных загрузок реакторов с новыми видами ядерного топлива. Пути совершенствования методики учета флюенса быстрых нейтронов на корпусах реакторов, его обоснование.
статья, добавлен 19.11.2018Теоретическое изучение равновесия, устойчивости и переносов в плазме новых оптимизированных стеллараторных конфигураций с использованием трехмерных численных кодов. Определение пределов по равновесию и устойчивости плазмы в компактных стеллараторах.
автореферат, добавлен 02.03.2018Совершенствование моделирования и анализа условий возникновения парогазовых взрывов в процессе развития тяжелых аварий для повышения эффективности их управления. Методическое обеспечение моделирования "энергетических" взрывов в корпусных реакторах.
статья, добавлен 19.11.2018Расчет 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 25.03.2016- 50. Ядерный реактор
История создания и принцип действия ядерного реактора - устройства, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Описание конструкции и управления реактором. Крупнейшие аварии на АЭС и их причины.
презентация, добавлен 23.01.2013