ОБОСНОВАНИЕ КЛАССИФИКАЦИИ ИСХОДНЫХ СОБЫТИЙ ПО ЧАСТОТЕ ИХ ВОЗНИКНОВЕНИЯ ДЛЯ АНАЛИЗА БЕЗОПАСНОСТИ РУ АЭС-2006

Save this PDF as:

Размер: px
Начинать показ со страницы:

Download "ОБОСНОВАНИЕ КЛАССИФИКАЦИИ ИСХОДНЫХ СОБЫТИЙ ПО ЧАСТОТЕ ИХ ВОЗНИКНОВЕНИЯ ДЛЯ АНАЛИЗА БЕЗОПАСНОСТИ РУ АЭС-2006"

Транскрипт

1 Введение ОБОСНОВАНИЕ КЛАССИФИКАЦИИ ИСХОДНЫХ СОБЫТИЙ ПО ЧАСТОТЕ ИХ ВОЗНИКНОВЕНИЯ ДЛЯ АНАЛИЗА БЕЗОПАСНОСТИ РУ АЭС-2006 Руководитель темы: В.М. Рогов Автор доклада: А.Л. Глазунов АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия В данной работе представлены методики обоснования классификации исходных событий по частоте их возникновения. Исходное событие единичный отказ в системах (элементах) АС, внешнее событие или ошибка персонала, которые приводят к нарушению нормальной эксплуатации и могут привести к нарушению пределов и/или условий безопасной эксплуатации. Исходное событие включает все зависимые отказы, являющиеся его следствием [1]. В рамках обоснования безопасности согласно ТЗ на РУ АЭС-2006 рассматриваются следующие категории исходных событий: условия отказов (проектные режимы категории 2); проектные аварии (проектные режимы категории 3 и 4); запроектные аварии (режимы условий расширенного проектирования). Категория 1 - нормальная эксплуатация, т.е. эксплуатация АЭС в определенных проектом эксплуатационных пределах и условиях в настоящем анализе не рассматривается. Нормальная эксплуатация представляет основной технологический процесс, который включает стационарные режимы на разных уровнях мощности, переходные процессы, связанные с изменением нагрузки, режимы останова для перегрузки ядерного топлива и ремонта оборудования, пуски из различных состояний, предусмотренных проектом, испытания систем и оборудования. Работа АЭС в эксплуатационных пределах обеспечивается системами нормальной эксплуатации. Проектные режимы категории 2 реализуются без нарушений пределов и условий безопасной эксплуатации. Проектным режимам категории 2 соответствуют такие состояния атомной станции, которые могут возникать с частотой более /(реактор год). В худшем случае они могут приводить к останову реактора, после которого работа станции может быть возобновлена. Такого рода состояния не имеют тенденции к распространению, создающему угрозу возникновения более тяжелых отказов, т.е. проектных состояний категорий 3 или 4. Проектным режимам категории 3 соответствуют такие состояния атомной станции, которые могут возникать c частотой от 10-2 до /(реактор год). В этих состояниях возможна разгерметизация только ограниченной части топливных стержней (не более 1 % от общего количества твэлов). Проектным режимам категории 4 соответствуют такие состояния атомной станции, вероятность возникновения которых в течение срока службы АЭС от 10-4 до /(реактор год), но которые постулируются, поскольку они, в числе прочих последствий, влекут за собой выброс большого количества радиоактивных материалов. Проектные режимы категории 4 наиболее тяжелые из всех проектных режимов, против которых проект должен предусматривать защитные меры. В этих состояниях возможно повреждение только части топливных стержней (не более 10 % от общего количества твэлов). Запроектная авария авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализации ошибочных решений персонала. Методы обоснования отнесения исходных событий по категориям При выполнении обоснования учитывается статистика по возникновению ИС, непосредственно связанных с непреднамеренным срабатыванием исполнительных механизмов, а не следствие работы управляющих систем, вызывающих их автоматическое срабатывание. При этом, исходные события, повлекшие автоматическое срабатывание исполнительных механизмов с целью ограничения последствий данных исходных событий, рассматриваются как самостоятельные ИС. Отказы, которые устранены организационно-техническими мероприятиями, как правило, в статистике не учитываются.

2 Частота события Возникновение события в результате действия управляющих систем Возникновение события в результате внутренних причин Учет в статистике рассматриваемого исходного события Учет как самостоятельного ИС Для обоснования отнесения исходных событий к той или иной категории используются статистические и аналитические методы. 1. Статистический метод 1.1 Статистический метод основан на анализе нарушений в работе АЭС с ВВЭР. Источниками информации при подготовке статистических данных служат: - станционные и цеховые отчёты о нарушениях в работе АЭС ВВЭР-440, ВВЭР-1000; - технические отчёты о работе АЭС; - перечни учитываемых проектных режимов на АЭС с ВВЭР-1000; - информационные сообщения ВНИИАЭС и ВАО АЭС о нарушениях в работе АЭС. Правомерность использования обобщённых статистических данных по количеству зафиксированных ИС на рассмотренных блоках АЭС с ВВЭР-440, ВВЭР-1000 для оценки частоты ИС применительно к проекту АЭС-2006 обусловлена сходством схемных решений, применением аналогичного оборудования, использованием одинаковых материалов, подобными подходами в организации технологического процесса и условиями эксплуатации АЭС. 1.2 Частота ИС, входящих в перечень проектных режимов и учитываемых на АЭС с ВВЭР-1000, рассчитывалась методом статистического оценивания по формулам [2]: = (2 R +1)/2 Т К (1), = R/Т К (2), где средняя частота ИС, 1/ год; R - суммарное количество зафиксированных ИС за время Т К ; Т К - суммарная календарная продолжительность эксплуатации блоков АЭС, год. Формула (1) используется для расчёта частоты ИС в случае R = 0. Формула (2) используется для расчёта частоты ИС в случае R > 0. Вероятность возникновения ИС, обусловленных отказами оборудования на срабатывание по требованию (например, отказ на открытие/ закрытие арматуры), рассчитывалась методом статистического оценивания по формулам [2]: Р = (R +0,5)/(D+1) (3), Р = R/D (4), где Р вероятность возникновения ИС (отказ оборудования на срабатывание по требованию), 1/ требование; R - количество зафиксированных ИС (отказов); D - суммарное количество требований на срабатывание оборудования. Формула (3) используется для расчёта вероятности ИС в случае R = 0. Формула (4) используется для расчёта вероятности ИС в случае R > 0. Суммарная календарная продолжительность эксплуатации блоков АЭС, полученная по опыту эксплуатации 28 блоков АЭС с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 по 2010 г., составляет Т К 1200 лет.

3 1.3 Рассмотрим классификацию исходного события на примере ИС «Снижение расхода пара на турбину (вследствие неисправной работы или отказа регулятора давления пара)». Исходное событие вызывается отказом регулятора давления пара или его средств управления, приводящим к уменьшению проходного сечения и, соответственно, расхода пара на работающую турбину. Это приводит к уменьшению теплоотвода вторым контуром и росту давления в парогенераторах. Оценка частоты исходного события проведена статистически на основании опыта эксплуатации АЭС России с реакторами ВВЭР-1000 по 2010 г. и приведена в таблице 1. Таблица 1 Оценка частоты исходного события Наименование исходного события Количество событий по АЭС Частота, 1/(реактор год) Снижение расхода пара на турбину (вследствие неисправной работы или отказа регулятора давления пара). 5 5, За исследуемый период на АЭС России произошли следующие отказы: - произошел ложный отказ регулятора давления пара, 2001 г.; - произошел ложный отказ пневмоарматуры, 2001 г.; - произошло отключение работающего маслонасоса, 2007 г.; - снижение расхода пара на турбину вследствие некорректной работы алгоритма системы регулирования ТГ, 2010 г.; - отключение энергоблока защитной турбины от понижения вакуума в конденсаторе вследствие подсоса воздуха через гидравлическую петлю защиты конденсатного тракта на всасе конденсатных насосов второй ступени, 2002 г. В результате анализа данных рассматриваемого исходного события получаем следующее, т.к. R > 0, то по формуле (2) λ=5, /(реактор год). Данный режим рассматривается в рамках требований к режимам категории 2. По частоте возникновения исходного события, составляющей 5, /(реактор год), событие «Снижение расхода пара на турбину (вследствие неисправной работы или отказа регулятора давления пара)» соответствует проектным режимам категории 2 2. Аналитический метод 2.1 Если нарушений, соответствующих какому-либо ИС не было зафиксировано (статистика нулевая) и очевидно, что частота вследствие малого Т К завышена, то для оценки частоты данного ИС используется аналитический метод, основанный на результатах вероятностных методов механики разрушения, вероятностного анализа безопасности и анализов надежности. Расчетный анализ вероятности на примере разрушения трубопровода выполняется в следующей последовательности: - анализ исходной информации; - выбор структурной модели; - подготовка исходных данных; - расчет вероятности разрушения элементов трубопровода (прямолинейные участки труб, гибы, сварные соединения); - определение вероятности разрушения трубопровода в целом. 2.2 Рассмотрим классификацию исходного события на примере ИС «Большие течи теплоносителя в результате разрыва трубопроводов первого контура эквивалентным диаметром более 100 мм, включая разрыв главного циркуляционного трубопровода». Исходное событие большой течи теплоносителя первого контура эквивалентным диаметром более 100 мм возникает при частичном или гильотинном разрыве трубопроводов ГЦТ (Ду 850) и присоединенных к ГЦТ трубопроводов, имеющих диаметр более 100 мм, при нахождении реакторной установки на номинальных параметрах. Рассматриваемое исходное событие относится к группе исходных событий, приводящих к уменьшению количества теплоносителя первого контура. С учётом срока эксплуатации всех действующих блоков АЭС с ВВЭР-1000, включая Темелин-1,2 и Тяньвань-1,2 и блоков АЭС с ВВЭР-440 на год R=0, ТК = 1183 год, то по формуле (1) λ1=4, /(реактор год). Согласно данным вероятностного анализа разрушений λ2=4, /(реактор год). Данный режим рассматривается в рамках требований к режимам категории 4. Т.к. значение частоты, полученное с использованием статистического метода, завышено вследствие малого Т К, то для оценки частоты данного ИС используются результаты аналитического метода. Следовательно, по частоте возникновения исходного события, составляющей λ2=4, /(реактор год), событие «Большие течи

4 теплоносителя в результате разрыва трубопроводов первого контура эквивалентным диаметром более 100 мм, включая разрыв главного циркуляционного трубопровода» соответствует проектным режимам категории Для классификации исходных событий, сопровождающихся множественными отказами (например, системы аварийной защиты), используется комбинированный метод, при котором частота исходного события, определенная статистическим путем, умножается на вероятность дополнительного отказа. 3. Результаты классификации исходных событий 3.1 Результаты классификации исходных событий, рассмотренных в ПООБ НВАЭС-2, показали, что по частоте возникновения некоторые ИС должны быть отнесены к другой категории, нежели изначально это было предусмотрено в ТЗ на РУ. 3.2 В случае если по частоте ИС относится к более высокой категории, чем это было предусмотрено в ТЗ на РУ, данное ИС консервативно рассматривается в рамках той категории, как в ТЗ на РУ с целью ужесточения требований к оборудованию и системам, предназначенным для ограничения последствий ИС. При таком консервативном подходе для рассматриваемых исходных событий устанавливаются более жесткие критерии приемки с точки зрения ограничения их последствий, выполнение которых обеспечивает удовлетворение критериям приемки в случае отнесения этих исходных событий к более высокой категории. В качестве примера рассмотрим ИС «Увеличение расхода пара на турбину (вследствие неисправной работы или отказа регулятора давления пара)». Режим увеличения расхода пара на турбину возможен при нарушениях в работе регулятора давления пара перед турбиной. При номинальном уровне мощности РУ возможно увеличение расхода пара на турбину на 10 % от его номинального значения в результате полного открытия регулирующего клапана турбины. В результате исходного события происходит снижение давления во втором контуре. При этом может иметь место увеличение мощности реактора. Оценка частоты исходного события проведена статистически на основании опыта эксплуатации АЭС России с реакторами ВВЭР-1000, и приведена в таблице 2. Таблица 2 Оценка частоты исходного события Наименование исходного события Увеличение расхода пара на турбину (вследствие неисправной работы или отказа регулятора давления пара) Количество событий по АЭС Частота, 1/(реактор год) 0 5, В результате анализа данных рассматриваемого исходного события получаем следующее, т.к. R=0, то по формуле (1): λ=5, /(реактор год). Данный режим рассматривается в рамках требований к режимам категории 2. По частоте возникновения исходного события, составляющей 5, /(реактор год), событие «Увеличение расхода пара на турбину (вследствие неисправной работы или отказа регулятора давления пара)» соответствует проектным режимам категории 3. При этом, с целью ужесточения требований к оборудованию и системам, предназначенным для ограничения последовательности данной аварии, принимается, что «Увеличение расхода пара на турбину» относится к категории В случае, если по частоте ИС относится к более низкой категории, чем это было предусмотрено в ТЗ на РУ, данное ИС переводится в более низкую категорию с ужесточением приемочных критериев. Рассмотрим ИС «Компенсируемая течь внутри контайнмента», которое может быть вызвано следующими событиями: - Течи, связанные с повреждениями прокладок и сальников. - Течи, связанные с повреждениями сварных швов и других соединений. - Течи, выявленные в период работ по обслуживанию оборудования. - Неопределенный отказ. Принятая суммарная календарная продолжительность эксплуатации блоков АЭС с ВВЭР-1000, кроме Темелин-1, 2 и Тяньвань-1, 2: ТК = 374,2 год. В результате анализа данных рассматриваемого исходного события получаем следующее: т.к. R > 0, то по формуле (2) λ=2, /(реактор год). Количество отказов (исходных событий) и расчет частот соответствующих отказов приведены в таблице 3.

5 Количество отказов Таблица 3 Отказ Количество отказов, R, год Частота отказа, 1/(реактор год) Течи, выявленные при работе на мощности: 62 0,17 - течи, связанные с повреждением прокладок и сальников; 16 0,04 - течи, связанные с повреждением сварных швов и других 8 0,03 соединений; - течи, выявленные в период работ по обслуживанию оборудования; 6 0,02 - течи, связанные с повреждением вспомогательных систем; 16 0,04 - неопределенные отказы. 16 0,04 Течи, выявленные в период ППР после останова блока; 18 0,05 Течи, выявленные перед пуском блока (как правило, во время ГИ) 5 0,01 Итого R=85 =0,23 Данный режим рассматривается в рамках требований к режимам категории 3. По частоте возникновения исходного события, составляющей 2, /(реактор год), событие «Компенсируемая течь внутри контайнмента» соответствует проектным режимам категории 2. По результатам анализов безопасности показано выполнение приемочных критериев, установленных для второй категории, в данном ИС. Заключение Согласно вышеописанным методикам обоснования классификации ИС на основе статистических данных по нарушениям в работе АЭС с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 мною были определены частоты ИС и обосновано отнесение ИС к категориям, установленным в ТЗ на РУ. Учитывая универсальность методики определения частот ИС, опыт, полученный в процессе разработки документов для проектов НВАЭС-2 и ЛАЭС-2, позволит ее использовать и для будущих проектов на базе АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ. При этом, учитывая накопление статистических данных в процессе эксплуатации АЭС с ВВЭР (за календарный год примерно 30 лет), необходимо проводить актуализацию полученных частот ИС. Список литературы 1. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97. НП (ПНАЭ Г ), Москва, PRA Procedures Guide. A Guide to the Performance of Probabilistic Risk Assessments for Nuclear Power Plants, NUREG/CR-2300, Vol.1, Rev.1, Руководитель темы: Автор доклада:


Системы безопасности АЭС с реактором ВВЭР-1000

Системы безопасности АЭС с реактором ВВЭР-1000 ТОМСКЙ ПОЛТЕХНЧЕСКЙ УНВЕРСТЕТ Томский политехнический университет Теплоэнергетический факультет Кафедра Атомных и тепловых электрических станций Сергей Александрович Беляев Системы безопасности АЭС с реактором

Подробнее

СОЧЕТАНИЕ ДЕТЕРМИНИСТИЧЕСКИХ И ВЕРОЯТНОСТНЫХ ПОДХОДОВ ПРИ ОЦЕНКЕ РЕАЛИСТИЧНЫХ КРИТЕРИЕВ УСПЕХА СИСТЕМЫ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ РУ ВВЭР

СОЧЕТАНИЕ ДЕТЕРМИНИСТИЧЕСКИХ И ВЕРОЯТНОСТНЫХ ПОДХОДОВ ПРИ ОЦЕНКЕ РЕАЛИСТИЧНЫХ КРИТЕРИЕВ УСПЕХА СИСТЕМЫ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ РУ ВВЭР СОЧЕТАНИЕ ДЕТЕРМИНИСТИЧЕСКИХ И ВЕРОЯТНОСТНЫХ ПОДХОДОВ ПРИ ОЦЕНКЕ РЕАЛИСТИЧНЫХ КРИТЕРИЕВ УСПЕХА СИСТЕМЫ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ РУ ВВЭР С.Г. Лаптев, А.Н. Козлачков (к. т. н) АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» ВВЕДЕНИЕ Безопасность

Подробнее

Роль экспертизы в повышении безопасности атомных станций

Роль экспертизы в повышении безопасности атомных станций Роль экспертизы в повышении безопасности атомных станций М.И. Мирошниченко, И.о. начальника управления по регулированию безопасности атомных станций и исследовательских ядерных установок IХ Международный

Подробнее

Возможные пути оптимизации систем безопасности РУ ВВЭР-600 с использованием

Возможные пути оптимизации систем безопасности РУ ВВЭР-600 с использованием Возможные пути оптимизации систем безопасности РУ ВВЭР-6 с использованием расчетного кода КОРСАР/ГП Руководитель темы В. В. Щеколдин Автор доклада И. А. Черемисов Введение При проектировании РУ требуется

Подробнее

ФЕДЕРАЛЬНЫЙ НАДЗОР РОССИИ ПО ЯДЕРНОЙ И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (ГОСАТОМНАДЗОР РОССИИ) ПОСТАНОВЛЕНИЕ. 18 сентября 2000 г МОСКВА 4

ФЕДЕРАЛЬНЫЙ НАДЗОР РОССИИ ПО ЯДЕРНОЙ И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (ГОСАТОМНАДЗОР РОССИИ) ПОСТАНОВЛЕНИЕ. 18 сентября 2000 г МОСКВА 4 ФЕДЕРАЛЬНЫЙ НАДЗОР РОССИИ ПО ЯДЕРНОЙ И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (ГОСАТОМНАДЗОР РОССИИ) ПОСТАНОВЛЕНИЕ 18 сентября 2000 г МОСКВА 4 Об утверждении и введении в действие федеральных норм и правил в области

Подробнее

Требования по готовности РУ для АЭС-2006 и способы их выполнения в проекте

Требования по готовности РУ для АЭС-2006 и способы их выполнения в проекте Требования по готовности РУ для АЭС-2006 и способы их выполнения в проекте 1 Требования технических заданий на разработку проектов АЭС-2006 и РУ по готовности реакторных установок В технических заданиях

Подробнее

2 Основные положения обоснования допускаемой периодичности

2 Основные положения обоснования допускаемой периодичности РАЗРАБОТКА ПОДХОДА К ОЦЕНКЕ ОПТИМАЛЬНОЙ ПЕРИОДИЧНОСТИ ВИХРЕТОКОВОГО КОНТРОЛЯ ТЕПЛООБМЕННЫХ ТРУБ ГОРИЗОНТАЛЬНЫХ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ В.А. Григорьев, А.А. Шубин, Н.Б. Трунов, С.Е. Давиденко, В.В. Денисов ФГУП

Подробнее

Энергоблок с реакторной установкой БН-1200

Энергоблок с реакторной установкой БН-1200 ПРОЕКТНОЕ НАПРАВЛЕНИЕ «ПРОРЫВ»: результаты реализации новой технологической платформы ядерной энергетики 3-4 апреля 2015 Аширметов Марат Рахимович, главный инженер проекта БН-1200, АО «АТОМПРОЕКТ» Энергоблок

Подробнее

АНАЛИЗ КОНТУРОВ ТЕПЛООТВОДА РУ МБИР В АВАРИЙНЫХ И ПЕРЕХОДНЫХ РЕЖИМАХ

АНАЛИЗ КОНТУРОВ ТЕПЛООТВОДА РУ МБИР В АВАРИЙНЫХ И ПЕРЕХОДНЫХ РЕЖИМАХ АНАЛИЗ КОНТУРОВ ТЕПЛООТВОДА РУ МБИР В АВАРИЙНЫХ И ПЕРЕХОДНЫХ РЕЖИМАХ Д.А. Афремов, В.Е. Радкевич, Д.В. Сафронов, Е.С. Хижняк (АО «НИКИЭТ», Москва, Россия) Реакторная установка (РУ) МБИР многоцелевая исследовательская

Подробнее

Подход к применению ВАБ при проектировании АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения

Подход к применению ВАБ при проектировании АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения Подход к применению ВАБ при проектировании АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения Г.В.Токмачев ФГУП «Атомэнергопроект», Москва, Россия 1. ВВЕДЕНИЕ Развитие атомной энергетики базируется на применении энергоблоков

Подробнее

АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ

АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ Тема. Режимы работы АЭС АЭС 2009/2010 уч.г. 1 Особенности режимов работы оборудования на АЭС Наличие ионизирующего излучения Принципиальная возможность цепной реакции Наличие

Подробнее

Обоснование безопасности проекта АЭС-2006 для условий площадки Нововоронежской АЭС-2 методами вероятностного анализа безопасности

Обоснование безопасности проекта АЭС-2006 для условий площадки Нововоронежской АЭС-2 методами вероятностного анализа безопасности AES-2006 Design Safety Justification for Novovoronezh Plant-2 Site Using Probabilistic Safety Assessment Methodology Yu.V. Svyriaev, V.B. Morozov, G.V. Tokmachev, E.V.Baykova, V.R. Chulukhadze, M.V. Fedulov

Подробнее

ОЦЕНКА ВЕРОЯТНОСТИ ОТРЫВА КРЫШКИ КОЛЛЕКТОРА ПГВ-1000 С ПРИМЕНЕНИЕМ ВЕРОЯТНОСТНЫХ МЕТОДОВ МЕХАНИКИ РАЗРУШЕНИЯ

ОЦЕНКА ВЕРОЯТНОСТИ ОТРЫВА КРЫШКИ КОЛЛЕКТОРА ПГВ-1000 С ПРИМЕНЕНИЕМ ВЕРОЯТНОСТНЫХ МЕТОДОВ МЕХАНИКИ РАЗРУШЕНИЯ ОЦЕНКА ВЕРОЯТНОСТИ ОТРЫВА КРЫШКИ КОЛЛЕКТОРА ПГВ-000 С ПРИМЕНЕНИЕМ ВЕРОЯТНОСТНЫХ МЕТОДОВ МЕХАНИКИ РАЗРУШЕНИЯ Стобецкий А.А., Григорьев В.А., Уланов В.В ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС», г. Подольск, Московская область,

Подробнее

Реакторная установка для АЭС ВВЭР

Реакторная установка для АЭС ВВЭР ВВЭР - 1000 2008 Ключевые моменты в пользу стратегического выбора Действующие и строящиеся АЭС с реакторными установками типа ВВЭР (ВВЭР-440,, ВВЭР-1200) Эволюционная и безопасная конструкция ÔÔРУ реакторная

Подробнее

АНАЛИЗ НЕСООТВЕТСТВИЙ БЛОКА АТОМНОЙ СТАНЦИИ ТРЕБОВАНИЯМ ДЕЙСТВУЮЩИХ НОРМАТИВНЫХ ДОКУМЕНТОВ

АНАЛИЗ НЕСООТВЕТСТВИЙ БЛОКА АТОМНОЙ СТАНЦИИ ТРЕБОВАНИЯМ ДЕЙСТВУЮЩИХ НОРМАТИВНЫХ ДОКУМЕНТОВ Анализ несоответствий блока атомной станции требованиям действующих нормативных документов ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО АТОМНОМУ НАДЗОРУ ПОСТАНОВЛЕНИЕ от 25 мая 2004 г. 5 ОБ УТВЕРЖДЕНИИ И ВВЕДЕНИИ В ДЕЙСТВИЕ

Подробнее

Разработка и обоснование допустимых в эксплуатации размеров несплошностей сварных швов 23 патрубков Ду1100 ПГВ440

Разработка и обоснование допустимых в эксплуатации размеров несплошностей сварных швов 23 патрубков Ду1100 ПГВ440 Разработка и обоснование допустимых в эксплуатации размеров несплошностей сварных швов 23 патрубков Ду1100 ПГВ440 Г.В.Аркадов, Гетман А.Ф, А.И.Усанов, А.Ю.Кузьмичевский (ВНИИАЭС), Н.Б.Трунов, В.А.Пиминов,

Подробнее

Ключевые моменты в пользу стратегического выбора

Ключевые моменты в пользу стратегического выбора Ключевые моменты в пользу стратегического выбора Эволюционная и безопасная конструкция ÔÔРУ с ВВЭР-1000 реакторная установка с водо-водяным энергетическим реактором для блоков АЭС мощностью 1000 МВт (электрических).

Подробнее

мощности. Аварийный процесс с разрывом ГЦТ условно можно разделить на две стадии: первую - характеризующуюся резким падением давления в первом

мощности. Аварийный процесс с разрывом ГЦТ условно можно разделить на две стадии: первую - характеризующуюся резким падением давления в первом ВЫПОЛНЕНИЕ РАСЧЕТОВ РАДИАЦИОННЫХ ПОСЛЕДСТВИЙ НА ГРАНИЦЕ САНИТАРНО-ЗАЩИТНОЙ ЗОНЫ ПРИ АВАРИИ С РАЗРЫВОМ 1-ГО КОНТУРА ДУ500 НА ЭНЕРГОБЛОКЕ КОЛЬСКОЙ АЭС А.Д.Косов, А.А.Орехов, С.С. Полянцев, Р.А. Абуталипов

Подробнее

База нормативной документации: ПОСТАНОВЛЕНИЕ от 25 мая 2004 г. 5

База нормативной документации:  ПОСТАНОВЛЕНИЕ от 25 мая 2004 г. 5 ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО АТОМНОМУ НАДЗОРУ ПОСТАНОВЛЕНИЕ от 25 мая 2004 г. 5 ОБ УТВЕРЖДЕНИИ И ВВЕДЕНИИ В ДЕЙСТВИЕ РУКОВОДСТВА ПО БЕЗОПАСНОСТИ «АНАЛИЗ НЕСООТВЕТСТВИЙ БЛОКА АТОМНОЙ СТАНЦИИ ТРЕБОВАНИЯМ ДЕЙСТВУЮЩИХ

Подробнее

Ключевые моменты в пользу стратегического выбора

Ключевые моменты в пользу стратегического выбора Ключевые моменты в пользу стратегического выбора Эволюционная и безопасная конструкция Проект реакторной установки с реактором ВВЭР мощностью 1200 МВт эл. (АЭС-2006) основан на многолетнем опыте, полученном

Подробнее

КОНСТ С РУ Р К У ЦИЯ Я С И С СТ С ЕМЫ

КОНСТ С РУ Р К У ЦИЯ Я С И С СТ С ЕМЫ КОНСТРУКЦИЯ СИСТЕМЫ УДЕРЖАНИЯ РАСПЛАВА И ОХЛАЖДЕНИЯ КОРПУСА ДЛЯ НОВЫХ ПРОЕКТОВ РУ ВВЭР. Тишин Р.Е. 1. Введение Содержание 2. Проектирование системы удержания расплава в корпусе реактора для проектов ВВЭР-600

Подробнее

ОБОСНОВАНИЕ ПРОЧНОСТИ ОБОРУДОВАНИЯ И ТРУБОПРОВОДОВ, ВЫПОЛНЕННОЕ В РАМКАХ ПРОДЛЕНИЯ СРОКА СЛУЖБЫ ЭНЕРГОБЛОКА 5 АЭС «КОЗЛОДУЙ»

ОБОСНОВАНИЕ ПРОЧНОСТИ ОБОРУДОВАНИЯ И ТРУБОПРОВОДОВ, ВЫПОЛНЕННОЕ В РАМКАХ ПРОДЛЕНИЯ СРОКА СЛУЖБЫ ЭНЕРГОБЛОКА 5 АЭС «КОЗЛОДУЙ» ОБОСНОВАНИЕ ПРОЧНОСТИ ОБОРУДОВАНИЯ И ТРУБОПРОВОДОВ, ВЫПОЛНЕННОЕ В РАМКАХ ПРОДЛЕНИЯ СРОКА СЛУЖБЫ ЭНЕРГОБЛОКА 5 АЭС «КОЗЛОДУЙ» И.Ф. АКБАШЕВ, ОКБ ГИДРОПРЕСС Болгарский атомный форум, Varna, 7-9 июня 2017

Подробнее

Опытная эксплуатация режима суточного регулирования мощности на бл. 2 ХАЭС

Опытная эксплуатация режима суточного регулирования мощности на бл. 2 ХАЭС Опытная эксплуатация режима суточного регулирования мощности на бл. 2 ХАЭС 20.04 11.05.2015 Режим суточного регулирования мощности энергоблока АЭС с РУ ВВЭР-1000/В320 При выполнении суточного регулирования

Подробнее

Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности (Госатомнадзор России)

Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности (Госатомнадзор России) Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности (Госатомнадзор России) ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ ТРЕБОВАНИЯ К ОБОСНОВАНИЮ ВОЗМОЖНОСТИ ПРОДЛЕНИЯ

Подробнее

МЕТОДОЛОГИЯ И РЕЗУЛЬТАТЫ АНАЛИЗОВ ДИНАМИЧЕСКОЙ УСТОЙЧИВОСТИ РУ ВВЭР

МЕТОДОЛОГИЯ И РЕЗУЛЬТАТЫ АНАЛИЗОВ ДИНАМИЧЕСКОЙ УСТОЙЧИВОСТИ РУ ВВЭР МЕТОДОЛОГИЯ И РЕЗУЛЬТАТЫ АНАЛИЗОВ ДИНАМИЧЕСКОЙ УСТОЙЧИВОСТИ РУ ВВЭР В.Н.Камнев, А.К.Подшибякин, М.А.Подшибякин, Н.П.Коноплев 1. Общие положения Под динамической устойчивостью реакторной установки (РУ)

Подробнее

РАЗРАБОТКА БАЗЫ ДАННЫХ ПРИ ПРОВЕДЕНИИ ВЕРОЯТНОСТНОГО АНАЛИЗА БЕЗОПАСНОСТИ АЭС

РАЗРАБОТКА БАЗЫ ДАННЫХ ПРИ ПРОВЕДЕНИИ ВЕРОЯТНОСТНОГО АНАЛИЗА БЕЗОПАСНОСТИ АЭС РАЗРАБОТКА БАЗЫ ДАННЫХ ПРИ ПРОВЕДЕНИИ ВЕРОЯТНОСТНОГО АНАЛИЗА БЕЗОПАСНОСТИ АЭС Введение Е.С. Шишина, ОАО «Атомэнергопроект», Москва ОАО «Атомэнергопроект» проводит вероятностные анализы безопасности (ВАБ)

Подробнее

РАСЧЕТНО-ТЕХНИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ ПРОТИВОАВАРИЙНЫХ ПРОЦЕДУР АЭС С ВВЭР-1000 Копьев Ю.В., Шкаровский А.Н. Введение

РАСЧЕТНО-ТЕХНИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ ПРОТИВОАВАРИЙНЫХ ПРОЦЕДУР АЭС С ВВЭР-1000 Копьев Ю.В., Шкаровский А.Н. Введение РАСЧЕТНО-ТЕХНИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ ПРОТИВОАВАРИЙНЫХ ПРОЦЕДУР АЭС С ВВЭР-1000 Копьев Ю.В., Шкаровский А.Н. Введение В настоящее время в России находятся в эксплуатации ряд АС с реакторами ВВЭР первого, второго

Подробнее

УТВЕРЖДАЮ Руководитель Федеральной службы по экологическому, технологическому

УТВЕРЖДАЮ Руководитель Федеральной службы по экологическому, технологическому УТВЕРЖДАЮ Руководитель Федеральной службы по экологическому, технологическому План реализации Концепции совершенствования нормативно- правового регулирования безопасности и стандартизации в области использования

Подробнее

ВОПРОСЫ ПРОДЛЕНИЯ РЕСУРСА ПАРОГЕНЕРАТОРОВ АЭС с ВВЭР-440

ВОПРОСЫ ПРОДЛЕНИЯ РЕСУРСА ПАРОГЕНЕРАТОРОВ АЭС с ВВЭР-440 ВОПРОСЫ ПРОДЛЕНИЯ РЕСУРСА ПАРОГЕНЕРАТОРОВ АЭС с ВВЭР-440 С.Е. Давиденко, Н.Б. Трунов, В.А. Григорьев, В.В. Дружинин ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС», г. Подольск В 2001 году был завершен проектный срок службы энергоблоков

Подробнее

Новые технические решения, направленные на повышение безопасности, в проекте РУ БН-800

Новые технические решения, направленные на повышение безопасности, в проекте РУ БН-800 Новые технические решения, направленные на повышение безопасности, в проекте РУ БН-800 Б.А. Васильев, В.Е Воронцов, А.И. Староверов, В.И. Шкарин, А.Г. Смирнов Семинар CORDEL г. Москва, 25-26 октября 2016г.

Подробнее

Продление срока эксплуатации АЭС с ВВЭР

Продление срока эксплуатации АЭС с ВВЭР Продление срока эксплуатации АЭС с ВВЭР Сорокин Н.М., Концевой А.А., Давиденко Н.Н., Медведев П.Г. Краткое описание текущей ситуации Установленный в проекте 30-летний срок эксплуатации действующих АЭС

Подробнее

Проект «ВВЭР-ТОИ»: Краткая характеристика основных технологических новаций

Проект «ВВЭР-ТОИ»: Краткая характеристика основных технологических новаций Проект «ВВЭР-ТОИ»: Краткая характеристика основных технологических новаций Проектно-конструкторский филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом» Д.В. Бугаев 02.10.2014 Цели Проекта «ВВЭР-ТОИ» Создать конкурентоспособный

Подробнее

Результаты проверки усовершенствованного алгоритма расчета расхода теплоносителя в системе внутриреакторного контроля энергоблока 2 Ростовской АЭС

Результаты проверки усовершенствованного алгоритма расчета расхода теплоносителя в системе внутриреакторного контроля энергоблока 2 Ростовской АЭС Результаты проверки усовершенствованного алгоритма расчета расхода теплоносителя в системе внутриного контроля энергоблока Ростовской АЭС В.М.Васин, С.А.Еремеев, Н.П.Коноплев, М.А.Подшибякин ОКБ «ГИДРОПРЕСС»,

Подробнее

Авторы Мигло В.Н., Горбаев В.А., Лузанова Л.М. НИЦ «Курчатовский институт»,

Авторы Мигло В.Н., Горбаев В.А., Лузанова Л.М. НИЦ «Курчатовский институт», Зависимость пределов по активности продуктов деления в теплоносителе первого контура ВВЭР-1200, устанавливаемых для режимов НЭ и категории 2, от предельных величин неорганизованных протечек первого контура

Подробнее

-Размещение в населенных пунктах, складирование промышленных отходов, производственного, зоны планирования защитных мероприятий, устанавливаемой

-Размещение в населенных пунктах, складирование промышленных отходов, производственного, зоны планирования защитных мероприятий, устанавливаемой СкачатьФункционально должностным инструкция для заместителя руководителя по финансам. Скачать PDF Поэтому время автономной работы в данном случае будет отсутствует, то активировать Windows 7 не представляется

Подробнее

РАСЧЁТНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ТЯЖЁЛОЙ АВАРИИ РУ КЛТ-40С А.Н.

РАСЧЁТНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ТЯЖЁЛОЙ АВАРИИ РУ КЛТ-40С А.Н. РАСЧЁТНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ТЯЖЁЛОЙ АВАРИИ РУ КЛТ-4С А.Н. Лепёхин, Д.В. Кислицын 1. Введение Обеспечение безопасности РУ является одной из основных задач при проектировании, строительстве, эксплуатации и выводе

Подробнее

РЕЗУЛЬТАТЫ ПРОВЕДЕНИЯ ПНР ПРИ ВВОДЕ В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ЭНЕРГОБЛОКА 3 РОСТОВСКОЙ АЭС НА ЭТАПЕ «ВХОЛОСТУЮ»

РЕЗУЛЬТАТЫ ПРОВЕДЕНИЯ ПНР ПРИ ВВОДЕ В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ЭНЕРГОБЛОКА 3 РОСТОВСКОЙ АЭС НА ЭТАПЕ «ВХОЛОСТУЮ» РЕЗУЛЬТАТЫ ПРОВЕДЕНИЯ ПНР ПРИ ВВОДЕ В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ЭНЕРГОБЛОКА 3 РОСТОВСКОЙ АЭС НА ЭТАПЕ «ВХОЛОСТУЮ» В. Я. Беркович, А. В. Мартынов, А. Б. Дьяконов, Д. В. Давыдов В июне 2009 года «Ростехнадзор» выдал

Подробнее

Особенности современных российских проектов АЭС С.А. Бояркин

Особенности современных российских проектов АЭС С.А. Бояркин Особенности современных российских проектов АЭС 22.04.2011 С.А. Бояркин Принципы безопасности российских АЭС 1. Принцип глубокоэшелонированной защиты. 2. Принцип самозащищенности реакторной установки.

Подробнее

Инструкция по установка на macos adobe photoshop cs4.pdf

Инструкция по установка на macos adobe photoshop cs4.pdf Инструкция по установка на macos adobe photoshop cs4. Скачать PDF Неисправности Прежде чем вызвать специалистов Службы сервиса, проверьте, хотя многие устроили себе приключение с приобретением новинки

Подробнее

ОГЛАВЛЕНИЕ. Часть I. Физические процессы в ядерных реакторах 29

ОГЛАВЛЕНИЕ. Часть I. Физические процессы в ядерных реакторах 29 ОГЛАВЛЕНИЕ Список сокращений 13 Предисловие 17 Введение 19 Часть I. Физические процессы в ядерных реакторах 29 Глава 1. Основы ядерной и нейтронной физики 29 1.1. Основы ядерной физики 29 1.1.1. Строение

Подробнее

Лекция 13 ФУНКЦИОНАЛЬНАЯ И ТЕХНИЧЕСКАЯ СТРУКТУРА И ТЕХНИЧЕСКИЕ СРЕДСТВА АСУ ТП. автоматизации тепловых и атомных электростанций. Конечным результатом

Лекция 13 ФУНКЦИОНАЛЬНАЯ И ТЕХНИЧЕСКАЯ СТРУКТУРА И ТЕХНИЧЕСКИЕ СРЕДСТВА АСУ ТП. автоматизации тепловых и атомных электростанций. Конечным результатом Лекция 13 ФУНКЦИОНАЛЬНАЯ И ТЕХНИЧЕСКАЯ СТРУКТУРА И ТЕХНИЧЕСКИЕ СРЕДСТВА АСУ ТП [1], с.22-31, 48-53,61-67,168-182; [2], c.381-406;[3], c.137-219; [5],[6] При изучении данной темы необходимо понять основное

Подробнее

РИСК-ИНФОРМИРОВАННЫЙ МЕТОД ПРИ АНАЛИЗЕ АВАРИЙНЫХ ПРОЦЕССОВ ДЛЯ РУ С ВВЭР. Козлачков А.Н., Сиряпин В.Н., Сиряпин Н.В., Трибелев А.А., Шеин В.П.

РИСК-ИНФОРМИРОВАННЫЙ МЕТОД ПРИ АНАЛИЗЕ АВАРИЙНЫХ ПРОЦЕССОВ ДЛЯ РУ С ВВЭР. Козлачков А.Н., Сиряпин В.Н., Сиряпин Н.В., Трибелев А.А., Шеин В.П. РИСК-ИНФОРМИРОВАННЫЙ МЕТОД ПРИ АНАЛИЗЕ АВАРИЙНЫХ ПРОЦЕССОВ ДЛЯ РУ С ВВЭР Козлачков А.Н., Сиряпин В.Н., Сиряпин Н.В., Трибелев А.А., Шеин В.П. АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» Введение. Применительно к техническим системам

Подробнее

А.О. Нагорный, В.Я. Беркович, А.В. Богачев, А.В. Меркун, Д.Б. Муравин АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия

А.О. Нагорный, В.Я. Беркович, А.В. Богачев, А.В. Меркун, Д.Б. Муравин АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия УПРАВЛЕНИЕ РЕСУРСОМ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ САКОР В ЧАСТИ ТЕМПЕРАТУРНЫХ ВОЗДЕЙСТВИЙ НА ОБОРУДОВАНИЕ И ТРУБОПРОВОДЫ ПОСЛЕ ЭТАПА ПРОДЛЕНИИ СРОКА СЛУЖБЫ ЭНЕРГОБЛОКА А.О. Нагорный, В.Я. Беркович, А.В. Богачев, А.В.

Подробнее

Результаты откорректированного ВАБ для АЭС повышенной безопасности с ВВЭР-1000

Результаты откорректированного ВАБ для АЭС повышенной безопасности с ВВЭР-1000 Результаты откорректированного ВАБ для АЭС повышенной безопасности с ВВЭР-1000 Ю.В.Швыряев, В.Б.Морозов, Г.В.Токмачев, Е.В.Байкова ФГУП "Атомэнергопроект", Россия Седьмой международный форум по обмену

Подробнее

Консерватизм принятой расчетной базы обоснования 30-летнего срока службы действующих АЭС Большой объем модернизации в период проектного срока

Консерватизм принятой расчетной базы обоснования 30-летнего срока службы действующих АЭС Большой объем модернизации в период проектного срока Продление сроков эксплуатации энергоблоков АЭС России 1 2 Факторы, способствующие осуществлению работ по продлению срока эксплуатации (ПСЭ) АЭС Консерватизм принятой расчетной базы обоснования 30-летнего

Подробнее

Рисунок 1- Зоны первых повреждений для различных компоновок РУ с указанием оси горячей нитки ГЦТ

Рисунок 1- Зоны первых повреждений для различных компоновок РУ с указанием оси горячей нитки ГЦТ «Управление ресурсом в условиях замедленного деформационного коррозионного растрескивания» д.т.н А.В. Богачев, А.О. Нагорный, А.В. Меркун, Д.Б. Муравин (АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия) Введение.

Подробнее

где tкр = tкр (p,n-2) распределение Стьюдента; p доверительная вероятность;

где tкр = tкр (p,n-2) распределение Стьюдента; p доверительная вероятность; ОЦЕНКА ЧУВСТВИТЕЛЬНОСТИ КРИТЕРИАЛЬНЫХ ПАРАМЕТРОВ БЕЗОПАСНОСТИ БН-100 К ИЗМЕНЕНИЮ ХАРАКТЕРИСТИК ЭНЕРГОБЛОКА С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ИНЖЕНЕРНОГО СИМУЛЯТОРА В.А. Болнов, А.С. Майзус, С.А. Малкин, И.С. Зотов, А.С.

Подробнее

Вопросы страхования гражданской ответственности за ядерные риски для атомных станций малой мощности

Вопросы страхования гражданской ответственности за ядерные риски для атомных станций малой мощности Форум «АТОМЭКСПО 2012» Экспертный анализ Вопросы страхования гражданской ответственности за ядерные риски для атомных станций малой мощности Кузнецов В.П., Демин В.Ф., Макаров В.И., Молчанов А.С., Созонюк

Подробнее

ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ПОД ОБОСНОВАНИЕ ПРЕДСТАВИТЕЛЬНОСТИ ТЕРМОКОНТРОЛЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВВЭР-ТОИ

ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ПОД ОБОСНОВАНИЕ ПРЕДСТАВИТЕЛЬНОСТИ ТЕРМОКОНТРОЛЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВВЭР-ТОИ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ПОД ОБОСНОВАНИЕ ПРЕДСТАВИТЕЛЬНОСТИ ТЕРМОКОНТРОЛЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВВЭР-ТОИ А.Н. Чуркин, Ю.А. Безруков, И.Н. Васильченко, М.Н. Супроненко, С.М. Лобачев,

Подробнее

Вероятностный анализ безопасности первого уровня АЭС с энергоблоками ВВЭР-1500

Вероятностный анализ безопасности первого уровня АЭС с энергоблоками ВВЭР-1500 Вероятностный анализ безопасности первого уровня АЭС с энергоблоками ВВЭР-1500 Е.В.Байкова, к.т.н. Г.В.Токмачев, В.Р.Чулухадзе, д.т.н. Ю.В.Швыряев В статье представлены результаты вероятностного анализа

Подробнее

РАЗРАБОТКА ПРОЕКТА ПАРОГЕНЕРАТОРА РУ БН В.В.Сотсков, В.В.Денисов, В.А. Чабан

РАЗРАБОТКА ПРОЕКТА ПАРОГЕНЕРАТОРА РУ БН В.В.Сотсков, В.В.Денисов, В.А. Чабан УДК 621.18 РАЗРАБОТКА ПРОЕКТА ПАРОГЕНЕРАТОРА РУ БН-1200 В.В.Сотсков, В.В.Денисов, В.А. Чабан Рис.1.1 Секция парогенератора РУ БН-800 Введение «Федеральной целевой программой "Развитие атомного энергопромышленного

Подробнее

РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ ВВЭР СРЕДНЕЙ МОЩНОСТИ

РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ ВВЭР СРЕДНЕЙ МОЩНОСТИ РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ ВВЭР СРЕДНЕЙ МОЩНОСТИ Беркович Вадим Яковлевич Главный конструктор начальник отделения МНТК -2014, Концерн «Росэнергоатом» 21-23.05.2014 1 Востребованность АЭС средней мощности 1.

Подробнее

ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ

ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ ФЕДЕРАЛЬНЫЙ НАДЗОР РОССИИ ПО ЯДЕРНОЙ И РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (ГОСАТОМНАДЗОР РОССИИ) ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ АТОМНЫХ

Подробнее

ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ ВОДОРОДНОЙ ВЗРЫВОЗАЩИТЫ НА АТОМНОЙ СТАНЦИИ. НП-ХХХ-ХХ

ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ ВОДОРОДНОЙ ВЗРЫВОЗАЩИТЫ НА АТОМНОЙ СТАНЦИИ. НП-ХХХ-ХХ УДК 621.039 ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ ВОДОРОДНОЙ ВЗРЫВОЗАЩИТЫ НА АТОМНОЙ СТАНЦИИ. НП-ХХХ-ХХ Госатомнадзор России Москва, 2002 «Правила обеспечения водородной взрывозащиты на атомной станции» устанавливают основ-ные

Подробнее

РАСЧЕТ НАПРЯЖЕННОГО СОСТОЯНИЯ ТРУБОПРОВОДОВ РУ В-320 СИСТЕМОЙ САКОР-320 НА 2 ЭНЕРГОБЛОКЕ РОСТОВСКОЙ АЭС

РАСЧЕТ НАПРЯЖЕННОГО СОСТОЯНИЯ ТРУБОПРОВОДОВ РУ В-320 СИСТЕМОЙ САКОР-320 НА 2 ЭНЕРГОБЛОКЕ РОСТОВСКОЙ АЭС РАСЧЕТ НАПРЯЖЕННОГО СОСТОЯНИЯ ТРУБОПРОВОДОВ РУ В-320 СИСТЕМОЙ САКОР-320 НА 2 ЭНЕРГОБЛОКЕ РОСТОВСКОЙ АЭС В.Я.Беркович, А.В. Богачев, А.И. Черняков ОАО ОКБ «Гидропресс», г. Подольск, Россия Аннотация В статье

Подробнее

РУКОВОДСТВО ПО БЕЗОПАСНОСТИ

РУКОВОДСТВО ПО БЕЗОПАСНОСТИ РУКОВОДСТВО ПО БЕЗОПАСНОСТИ при использовании атомной энергии РЕКОМЕНДАЦИИ ПО ИСПОЛЬЗОВАНИЮ ВЕРОЯТНОСТНОГО АНАЛИЗА БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ОЦЕНКЕ НАРУШЕНИЙ В РАБОТЕ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ РБ-104- U сертификат на пиломатериалы

Подробнее

Продление сроков эксплуатации энергоблоков АЭС России

Продление сроков эксплуатации энергоблоков АЭС России Продление сроков эксплуатации энергоблоков АЭС России Докладчик: Главный технолог Департамента планирования производства, модернизации и продления срока эксплуатации В.А. Гилев www.rosenergoatom.ru Май

Подробнее

Опыт применения на АЭС РД ЭО «Применение системной методологии для обеспечения целостности ТОТ ПГ с реакторами ВВЭР-440 и ВВЭР-1000»

Опыт применения на АЭС РД ЭО «Применение системной методологии для обеспечения целостности ТОТ ПГ с реакторами ВВЭР-440 и ВВЭР-1000» Опыт применения на АЭС РД ЭО0552-2004 «Применение системной методологии для обеспечения целостности ТОТ ПГ с реакторами ВВЭР-440 и ВВЭР-1000» А.Ф. Гетман (ВНИИАЭС), Б.И.Лукасевич (ОКБ Гидропресс), А.А.Тутнов,

Подробнее

УПРАВЛЕНИЕ ЗАПРОЕКТНЫМИ АВАРИЯМИ В ДЕЙСТВУЮЩИХ НОРМАТИВНЫХ ДОКУМЕНТАХ РОССИИ. А.М. Букринский, Заслуженный энергетик России (НТЦ ЯРБ)

УПРАВЛЕНИЕ ЗАПРОЕКТНЫМИ АВАРИЯМИ В ДЕЙСТВУЮЩИХ НОРМАТИВНЫХ ДОКУМЕНТАХ РОССИИ. А.М. Букринский, Заслуженный энергетик России (НТЦ ЯРБ) УПРАВЛЕНИЕ ЗАПРОЕКТНЫМИ АВАРИЯМИ В ДЕЙСТВУЮЩИХ НОРМАТИВНЫХ ДОКУМЕНТАХ РОССИИ Предисловие А.М. Букринский, Заслуженный энергетик России (НТЦ ЯРБ) В связи с интересом, возникшим к управлению запроектными

Подробнее

РУ АЭС 2006 Стратегический выбор

РУ АЭС 2006 Стратегический выбор РУ АЭС 2006 Ключевые моменты в пользу стратегического выбора Эволюционная, безопасная и новая конструкция РУ АЭС-2006 реакторная установка с реактором типа ВВЭР мощностью 1200 МВт. Проект основан на опыте,

Подробнее

Авторы: Беркович В.Я., Быков М.А., Мартынов А.В., Букин Н.В., Щеколдин В.В., Пантюшин С.И. ОКБ «ГИДРОПРЕСС»

Авторы: Беркович В.Я., Быков М.А., Мартынов А.В., Букин Н.В., Щеколдин В.В., Пантюшин С.И. ОКБ «ГИДРОПРЕСС» 1 УДК 621.039.58 Повышение безопасности АЭС с ВВЭР после аварии на АЭС «Фукусима» Авторы: Беркович В.Я., Быков М.А., Мартынов А.В., Букин Н.В., Щеколдин В.В., Пантюшин С.И. ОКБ «ГИДРОПРЕСС» 2 Влияние внешних

Подробнее

ВОПРОСЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ МОДЕРНИЗАЦИИ ПЕРЕГРУЗОЧНЫХ МАШИН, С УЧЕТОМ ВЫПОЛНЕНИЯ НОВЫХ ФУНКЦИОНАЛЬНЫХ ТРЕБОВАНИЙ

ВОПРОСЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ МОДЕРНИЗАЦИИ ПЕРЕГРУЗОЧНЫХ МАШИН, С УЧЕТОМ ВЫПОЛНЕНИЯ НОВЫХ ФУНКЦИОНАЛЬНЫХ ТРЕБОВАНИЙ 4-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», 23-25 мая 2005 г., Подольск, ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС» ==================================================================

Подробнее

Требования нормативных документов в области использования атомной энергии об использовании аттестованных программных средств

Требования нормативных документов в области использования атомной энергии об использовании аттестованных программных средств Требования нормативных документов в области использования атомной энергии об использовании аттестованных программных средств Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии 1. НП-001-15

Подробнее

Рисунок 1 Реализация концепции развития комплекса по обращению с ОЯТ на ФГУП «ГХК»

Рисунок 1 Реализация концепции развития комплекса по обращению с ОЯТ на ФГУП «ГХК» ПРОДЛЕНИЕ СРОКА ЭКСПЛУАТАЦИИ ВОДООХЛАЖДАЕМОГО ХРАНИЛИЩА ОЯТ ВВЭР-1000 (ХОТ-1) ФГУП «ГХК» И.А. Меркулов, В.И. Мацеля, к.ф.-м.н. И.Н. Сеелев, М.И. Корнеев ФГУП «Горно-химический комбинат», г.железногорск,

Подробнее

Повышение надежности и экономической эффективности ядерного топлива для АЭС. Движение к нулевому отказу.

Повышение надежности и экономической эффективности ядерного топлива для АЭС. Движение к нулевому отказу. Повышение надежности и экономической эффективности ядерного топлива для АЭС. Движение к нулевому отказу. Исполнительный директор ОАО «ТВЭЛ» Д.В. Крылов Москва 06 июня 2012 года Наша цель Поставка Заказчику

Подробнее

Обоснование невозможности крупномасштабного разрушения в зоне сварного соединения 111

Обоснование невозможности крупномасштабного разрушения в зоне сварного соединения 111 1 УДК 539.4 Обоснование невозможности крупномасштабного разрушения в зоне сварного соединения 111 М.Е.Курдин, В.А.Пиминов (ОКБ «Гидропресс», Россия), В.В.Харченко («Институт проблем прочности», Украина)

Подробнее

РУКОВОДСТВА ПО БЕЗОПАСНОСТИ в области использования атомной энергии

РУКОВОДСТВА ПО БЕЗОПАСНОСТИ в области использования атомной энергии РУКОВОДСТВА ПО БЕЗОПАСНОСТИ в области использования атомной энергии ОЦЕНКА ЭФФЕКТИВНОСТИ КОРРЕКТИРУЮЩИХ МЕР ПО НАРУШЕНИЯМ В РАБОТЕ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРИЧЕСКИХ СТАНЦИЙ И ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК И

Подробнее

Принципы обеспечения безопасного состояния реакторной установки В-491 Авторы: Быков М.А., Крыжановский В.И., Петров В.В.

Принципы обеспечения безопасного состояния реакторной установки В-491 Авторы: Быков М.А., Крыжановский В.И., Петров В.В. УДК 621.039.58 Принципы обеспечения безопасного состояния реакторной установки В-491 Авторы: Быков М.А., Крыжановский В.И., Петров В.В. Критерии CR 1.3.4 Barriers Indicator IN1.3.4: Сохранение целостности

Подробнее

Разработка методики реалистических расчётов с анализом неопределённостей для обоснования безопасности РУ ВВЭР

Разработка методики реалистических расчётов с анализом неопределённостей для обоснования безопасности РУ ВВЭР УДК.001.2 Разработка методики реалистических расчётов с анализом неопределённостей для обоснования безопасности РУ ВВЭР Петкевич И.Г. ОАО ОКБ «Гидропресс» 2013 год 1. Актуальность и новизна проекта Современные

Подробнее

О разработке системы внутрикорпусного удержания расплава для действующих АЭС России с ВВЭР Докладчик Беркович В.Я. ВАО АЭС, г.будапешт

О разработке системы внутрикорпусного удержания расплава для действующих АЭС России с ВВЭР Докладчик Беркович В.Я. ВАО АЭС, г.будапешт УДК 621.039.586 О разработке системы внутрикорпусного удержания расплава для действующих АЭС России с ВВЭР Докладчик Беркович В.Я. ВАО АЭС, г.будапешт 01-03.10.2013 1. Введение. Текущее состояние В проектах

Подробнее

Основные подходы к продлению срока эксплуатации оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР-1000 АЭС России

Основные подходы к продлению срока эксплуатации оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР-1000 АЭС России Основные подходы к продлению срока эксплуатации оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР-1000 АЭС России 04-06 июня 2014 г. Варна, Болгария Акимов Павел Александрович 1 Источники разработки

Подробнее

Обоснование возможности работы парогенератора на мощности % от номинальной С.А. Харченко, Д.А. Лахов, Д.А Сафронов.

Обоснование возможности работы парогенератора на мощности % от номинальной С.А. Харченко, Д.А. Лахов, Д.А Сафронов. Обоснование возможности работы парогенератора на мощности 107-110% от номинальной С.А. Харченко, Д.А. Лахов, Д.А Сафронов. В соответствии с планом по повышению мощности действующих блоков АЭС с ВВЭР на

Подробнее

ОСВОЕНИЕ ПАРОГЕНЕРАТОРАМИ АЭС С ВВЭР-1000 МОЩНОСТИ 104% Н.Б. Трунов, С.А.Харченко, А.Н. Федоров, А.И. Рузаев ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия

ОСВОЕНИЕ ПАРОГЕНЕРАТОРАМИ АЭС С ВВЭР-1000 МОЩНОСТИ 104% Н.Б. Трунов, С.А.Харченко, А.Н. Федоров, А.И. Рузаев ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия ОСВОЕНИЕ ПАРОГЕНЕРАТОРАМИ АЭС С ВВЭР-1000 МОЩНОСТИ 104% Н.Б. Трунов, С.А.Харченко, А.Н. Федоров, А.И. Рузаев ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 1 Введение В рамках отраслевой программы концерна «Росэнергоатом»

Подробнее

Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности (Госатомнадзор России)

Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности (Госатомнадзор России) ЯДЕРНАЯ И РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ (ПРИЛОЖЕНИЕ 4) 2 (76)-2015 Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности (Госатомнадзор России) ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ

Подробнее

ОПРОБОВАНИЕ СИСТЕМЫ ДИАГНОСТИКИ ИНФОРМАЦИИ СВРК НА БЛОКЕ 1 НВАЭС-2

ОПРОБОВАНИЕ СИСТЕМЫ ДИАГНОСТИКИ ИНФОРМАЦИИ СВРК НА БЛОКЕ 1 НВАЭС-2 ОПРОБОВАНИЕ СИСТЕМЫ ДИАГНОСТИКИ ИНФОРМАЦИИ СВРК НА БЛОКЕ 1 НВАЭС-2 А.В. Семенихин, Ю.В. Саунин АО "Атомтехэнерго", Нововоронежский филиал «Нововоронежатомтехэнерго», Нововоронеж, Россия Введение М.М. Жук

Подробнее

Международный форум «Атомэкспо 2009» Секционное заседание «Инновационные ядерные реакторы», мая 2009, г.москва БН 1200 УСТАНОВКА IV ПОКОЛЕНИЯ

Международный форум «Атомэкспо 2009» Секционное заседание «Инновационные ядерные реакторы», мая 2009, г.москва БН 1200 УСТАНОВКА IV ПОКОЛЕНИЯ Международный форум «Атомэкспо 2009» Секционное заседание «Инновационные ядерные реакторы», 26-28 мая 2009, г.москва БН 1200 УСТАНОВКА IV ПОКОЛЕНИЯ А.М. Бахметьев. Б.А. Васильев, Н.Г. Кузавков ОАО «ОКБМ

Подробнее

ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ (ОПБ АС)

ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ (ОПБ АС) БЗ 2-2009 ТЕХНИЧЕСКИЙ КОДЕКС УСТАНОВИВШЕЙСЯ ПРАКТИКИ ТКП 170-2009 (02300) ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ (ОПБ АС) АГУЛЬНЫЯ ПАЛАЖЭННI ЗАБЕСПЯЧЭННЯ БЯСПЕКI АТАМНЫХ СТАНЦЫЙ (АПЗ

Подробнее

Инновационные разработки ЧАО «КЦКБА» 2018

Инновационные разработки ЧАО «КЦКБА» 2018 Киевское XVI Международный Центральное форум «ТОПЛИВНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ КОМПЛЕКС УКРАИНЫ: НАСТОЯЩЕЕ И БУДУЩЕЕ» Конструкторское Бюро Арматуростроения Инновационные разработки ЧАО «КЦКБА» 2018 Генеральный

Подробнее

88 Kr, а также отношений А уд. ( 133 Хе)/А уд. ( 135 Хе) и. 87 Kr и

88 Kr, а также отношений А уд. ( 133 Хе)/А уд. ( 135 Хе) и. 87 Kr и ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ДАННЫХ ПО АКТИВНОСТИ ИРГ В ТЕПЛОНОСИТЕЛЕ 1-ГО КОНТУРА РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК С ВВЭР ПРИ КОНТРОЛЕ 2-ГО ФИЗИЧЕСКОГО БАРЬЕРА Л.И. Горобцов, В.И. Быков Нововоронежская АЭС В настоящее время контроль

Подробнее

Анализ результатов проверок состояния ядерной и радиационной безопасности ядерных установок судов и иных плавсредств при эксплуатации

Анализ результатов проверок состояния ядерной и радиационной безопасности ядерных установок судов и иных плавсредств при эксплуатации Анализ результатов проверок состояния ядерной и радиационной безопасности ядерных установок судов и иных плавсредств Постановление Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору

Подробнее

ОБЗОР НОРМАТИВНЫХ ДОКУМЕНТОВ, РАЗРАБОТАННЫХ В ФБУ «НТЦ ЯРБ» И УТВЕРЖДЁННЫХ ФЕДЕРАЛЬНОЙ СЛУЖБОЙ ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ

ОБЗОР НОРМАТИВНЫХ ДОКУМЕНТОВ, РАЗРАБОТАННЫХ В ФБУ «НТЦ ЯРБ» И УТВЕРЖДЁННЫХ ФЕДЕРАЛЬНОЙ СЛУЖБОЙ ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ СПРАВОЧНАЯ СТАТЬИ ИНФОРМАЦИЯ ОБЗОР НОРМАТИВНЫХ ДОКУМЕНТОВ, РАЗРАБОТАННЫХ В ФБУ «НТЦ ЯРБ» И УТВЕРЖДЁННЫХ ФЕДЕРАЛЬНОЙ СЛУЖБОЙ ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ Ниже представлены краткие

Подробнее

ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ (РОСТЕХНАДЗОР) ПРИКАЗ. Москва

ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ (РОСТЕХНАДЗОР) ПРИКАЗ. Москва ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ (РОСТЕХНАДЗОР) ПРИКАЗ Москва Об утверждении руководства по безопасности при использовании атомной энергии «Системы аварийного мониторинга

Подробнее

Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности (Госатомнадзор России)

Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности (Госатомнадзор России) Общие положения обеспечения безопасности атомных станций Утверждены постановлением Госатомнадзора России от 14.11. 1997 г 9 Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности (Госатомнадзор

Подробнее

Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности (Госатомнадзор России)

Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности (Госатомнадзор России) Федеральный надзор России по ядерной и радиационной безопасности (Госатомнадзор России) ФЕДЕРАЛЬНЫЕ НОРМЫ И ПРАВИЛА В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ Утверждены постановлением Госатомнадзора России

Подробнее

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС с ВВЭР: СОСТОЯНИЕ И ОСНОВНЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ РАЗРАБОТОК.

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС с ВВЭР: СОСТОЯНИЕ И ОСНОВНЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ РАЗРАБОТОК. ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС с ВВЭР: СОСТОЯНИЕ И ОСНОВНЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ РАЗРАБОТОК. В.Л. Молчанов Заместитель исполнительного директора Международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС

Подробнее

пп Действующая редакция Новая редакция

пп Действующая редакция Новая редакция Изменения, вносимые в Технические требования к генерирующему оборудованию участников оптового рынка, связанные с уточнением требований к участию оборудования в ОПРЧ, в том числе к участию в ОПРЧ объектов

Подробнее

Implementation in Russian AES-92 design with VVER-1000 of the set pumpejector in emergency core cooling system

Implementation in Russian AES-92 design with VVER-1000 of the set pumpejector in emergency core cooling system Implementation in Russian AES-92 design with VVER-1000 of the set pumpejector in emergency core cooling system Использование в российском проекте АЭС-92 с ВВЭР-1000 агрегата «насос-эжектор» в системе аварийного

Подробнее

ЗАО «Тулаэлектропривод»

ЗАО «Тулаэлектропривод» ы окружающей среды в герметичной оболочке АС нормальной эксплуатации работы при нарушении теплоотвода Аварийный режим "малой течи" некомпенсируемой "малой течи" Температура, С от 5 до 70 от 5 до 90 от

Подробнее

I поколения в период сверх проектного срока эксплуатации Нововоронежской АЭС. В.А. Викин, В.В. Жбанников, А.Н. Прытков, М.П.

I поколения в период сверх проектного срока эксплуатации Нововоронежской АЭС. В.А. Викин, В.В. Жбанников, А.Н. Прытков, М.П. ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ Федеральное государственное унитарное предприятие концерн «Росэнергоатом Росэнергоатом» Филиал НОВОВОРОНЕЖСКАЯ АТОМНАЯ СТАНЦИЯ (Нововоронежская АЭС) Россия Оценка

Подробнее

Оценка риска для атомных электростанций с реакторами типа РБМК и ВВЭР

Оценка риска для атомных электростанций с реакторами типа РБМК и ВВЭР 146 Проблемы энергетики ТРУДЫ МФТИ. 2014. Том 6, 1 УДК 621.039.58 Р. Т. Исламов 1, А. А. Деревянкин 1, И. В. Жуков 1, М. А. Берберова 1, С. С. Дядюра 2, Ю. А. Мардашова 2, Р. Ш. Кальметьев 2 1 Международный

Подробнее

Таблица 1 Исследованные типы материалов и сварных соединений. Сварное соединение Способ сварки и сварочные материалы 1

Таблица 1 Исследованные типы материалов и сварных соединений. Сварное соединение Способ сварки и сварочные материалы 1 Обоснование увеличения допустимого времени суммарной термообработки после ремонта сварных соединений оборудования АЭС из стали 1ГН2МФА Е.Г. Старченко 1, А.Г. Казанцев 1, В.Д. Ходаков 1, А.А. Силаев 1,

Подробнее

СПРАВОЧНАЯ ИНФОРМАЦИЯ

СПРАВОЧНАЯ ИНФОРМАЦИЯ СПРАВОЧНАЯ ИНФОРМАЦИЯ ПЕРЕЧЕНЬ ДЕЙСТВУЮЩИХ ФЕДЕРАЛЬНЫХ НОРМ И ПРАВИЛ В ОБЛАСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ 1. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97. НП-001-97 (ПНАЭ Г-01-011-97).

Подробнее

ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ СИСТЕМЫ САКОР-М

ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ СИСТЕМЫ САКОР-М ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ СИСТЕМЫ САКОР-М М.Б.Бакиров, А.В. Богачев, В.А.Загребаев ОАО «ВНИИАЭС», г. Москва Б.Н. Дранченко, В.П. Семишкин, А.В.Воронков, ФГУП ОКБ «Гидропресс», г. Подольск В статье подведены

Подробнее

Основные результаты расчетно-экспериментального обоснования безопасности реакторной установки БН-1200

Основные результаты расчетно-экспериментального обоснования безопасности реакторной установки БН-1200 ПРОЕКТНОЕ НАПРАВЛЕНИЕ «ПРОРЫВ»: результаты реализации новой технологической платформы ядерной энергетики 3-4 апреля 2015 Поплавский Владимир Михайлович, научный руководитель Центра ответственности "БН-1200"

Подробнее

Расчет нагружающих факторов по показаниям штатных датчиков системой САКОР- энергоблока Ростовской АЭС.

Расчет нагружающих факторов по показаниям штатных датчиков системой САКОР- энергоблока Ростовской АЭС. Расчет нагружающих факторов по показаниям штатных датчиков системой САКОР- 320 на 2 энергоблоке Ростовской АЭС В.Я.Беркович, А.В. Богачев, Д.Б. Муравин, ОАО ОКБ «Гидропресс», г. Подольск Фомин А.В. ИМАШ

Подробнее

Парогенератор, атомная электростанция, сварное соединение 111, статистика, повреждение.

Парогенератор, атомная электростанция, сварное соединение 111, статистика, повреждение. УДК 621.039.1 ПОВЫШЕНИЕ НАДЕЖНОСТИ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ ОТЕЧЕСТВЕННЫХ АЭС А.С. Черкашин 1, Н.И. Черкашина 2 Анотация Рассматривается проблема повреждения металла сварных соединений 111 парогенераторов атомных

Подробнее

СОГЛАСОВАНО. Министр здравоохранения. Республики Беларусь. В.А.Малашко

СОГЛАСОВАНО. Министр здравоохранения. Республики Беларусь. В.А.Малашко ПОСТАНОВЛЕНИЕ МИНИСТЕРСТВА ПО ЧРЕЗВЫЧАЙНЫМ СИТУАЦИЯМ РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ 6 декабря 2018 г. 61 Об утверждении норм и правил по обеспечению ядерной и радиационной безопасности «Требования к программе по

Подробнее

Совершенствование нормативного правового регулирования безопасности в области использования атомной энергии. VI Международный форум «АТОМЭКСПО 2014»

Совершенствование нормативного правового регулирования безопасности в области использования атомной энергии. VI Международный форум «АТОМЭКСПО 2014» Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору ФЕДЕРАЛЬНОЕ БЮДЖЕТНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ «Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности» Совершенствование нормативного

Подробнее

РУ ВВЭР-ТОИ НОВЫЙ ПРОЕКТ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ БОЛЬШОЙ МОЩНОСТИ

РУ ВВЭР-ТОИ НОВЫЙ ПРОЕКТ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ БОЛЬШОЙ МОЩНОСТИ РУ ВВЭР-ТОИ НОВЫЙ ПРОЕКТ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ БОЛЬШОЙ МОЩНОСТИ В проекте ВВЭР-ТОИ реализована эволюционная концепция развития РУ с ВВЭР, ориентированная на обеспечение максимально высокого уровня безопасности

Подробнее

Продление сроков эксплуатации и вывод из эксплуатации АЭС

Продление сроков эксплуатации и вывод из эксплуатации АЭС IX МЕЖДУНАРОДНЫЙ ОБЩЕСТВЕННЫЙ ФОРУМ-ДИАЛОГ «АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ, ОБЩЕСТВО, БЕЗОПАСНОСТЬ 2014» Продление сроков эксплуатации и вывод из эксплуатации АЭС Первый заместитель директора по производству и эксплуатации

Подробнее