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

Save this PDF as:

Размер: px
Начинать показ со страницы:

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

Транскрипт

1 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 из эксплуатации АЭС. Обоснование безопасности АЭС включает анализ запроектных аварий, в т.ч. тяжелых аварий, которые могут привести к плавлению активной зоны, разрушению корпуса реакторной установки, выходу водорода, радиоактивных продуктов деления и расплава активной зоны под защитную оболочку и в окружающую среду. Проблема тяжелых аварий с расплавлением активной зоны, сопровождающихся комплексом взаимосвязанных теплофизических, физико-химических и термомеханических процессов, отличается сложностью и многофакторностью и является менее изученной по сравнению с проектными и запроектными авариями, не сопровождающимися тяжелым повреждением топлива. Основным методом анализа тяжелых аварий является численное моделирование с использованием специализированных компьютерных кодов. В ОКБМ проведены расчётные исследования различных сценариев тяжёлых аварий РУ КЛТ -4С с использованием отраслевого кода СОКРАТ/В1 (разработчик ИБРАЭ РАН). 2. Особенности схемно-конструктивных решений по РУ и системам безопасности Реактор блочной компоновки КЛТ-4С (Рис. 1) для плавучей АТЭС ММ относятся к классу реакторов с водой под давлением относительно небольшой мощности. По составу оборудования первого контура (реактор, активная зона, парогенератор, ГЦН, циркуляционные петли) и организации контура циркуляции с использованием 4 петель теплообмена реакторная установка блочного исполнения соответствует энергетическим реакторам ВВЭР и PWR. Основное отличие по исполнению первого контура заключается в отсутствии протяженных трубопроводов большого диаметра (ГЦТ), соединяющих реактор с ПГ и ГЦН - парогенераторы и насосы сообщены с реактором короткими патрубками с использованием схемы «труба в трубе». Использование блочной компоновки определяет отсутствие аварий с потерей теплоносителя 1 контура, относящихся к классу больших и средних течей по терминологии энергетических реакторов ВВЭР и PWR Рис. 1. Общий вид РУ КЛТ-4С

2 Отличительными особенностями конструкции реакторного блока РУ КЛТ-4С являются [1]: - малый масштаб разгерметизации контура при обрыве трубопроводов вспомогательных систем 1 контура полным сечением; - наличие сужающих вставок в патрубках вспомогательных систем 1 контура, ограничивающих возможный масштаб разгерметизации величиной DN 25 мм; - прямоточный парогенератор змеевикового типа; - блочная компоновка с соединением ПГ и ГЦН через короткие патрубки, наличие U образных участков в контуре циркуляции; - вынесенный газовый КД; - высокотеплопроводное дисперсионное топливо с низким значением средней температуры топлива при работе на мощности, определяющей незначительное количество тепла, аккумулированное в твэлах активной зоны, при работе на номинальной мощности; - плотное размещение твэлов в ТВС, малый гидравлический диаметр пучка твэлов. - большая масса металла, приходящаяся на единицу объема теплоносителя; - наличие растворенного газа в теплоносителе первого контура; 3. Краткое описание кода СОКРАТ. Адаптация кода к особенностям РУ КЛТ-4С. СОКРАТ отраслевой программный комплекс улучшенной оценки, предназначенный для моделирования поведения РУ типа ВВЭР на внутрикорпусной стадии запроектной аварии с потерей теплоносителя, включая стадию повторного залива (разработчик кода ИБРАЭ РАН). Код был адаптирован под реакторные установки создаваемые в ОКБМ: Для теплогидравлической модели расчета начальной стадии аварии (модуль РАТЕГ) принципиальных ограничений по моделированию РУ, используя базовые элементы и модели кода, нет. Для модуля активной зоны СВЕЧА решены следующие задачи: -введены алюминий-содержащие материалы (силумин, Al2O3, UAl3) и параметрические реакции образования оксида алюминия и эвтектик; -усовершенствована модель теплопереноса излучением с учетом кассетной структуры активной зоны и множества чехлов; -проведена работа для уточнения доли «свободной» (участвующей в конвективном теплообмене с теплоносителем, окислении и др.) поверхности для существенно разрушенных элементов -дополнен интерфейс к модулям РАТЕГ и ГЕФЕСТ. В модуле ГЕФЕСТ увеличено число компонентов. В дополнение к имеющимся UO2, ZrO2, Zr, Fe добавлены Al и Al2O3. В численной модели берутся следующие основные компоненты расплава: а) оксиды: UO2, ZrO2, Al2O3, б) металлы: U, Zr, Al, Fe 4.Описание нодализационной схемы РУ. Для моделирования установки была разработана достаточно подробная нодализационная схема первого контура. Для анализа протекания тяжёлых аварий особое внимание уделено моделированию активной зоны. При создании расчётной схемы (рисунок 2) моделировались несколько групп ТВС в соответствии с зонами гидравлического профилирования. При аксиальном разбиении моделировалась нижняя часть ТВС (ниже уровня топлива), 8 участков по 15 мм в обогреваемой части и 2 участка в верхней части ТВС. Также была задана аксиальная неравномерность тепловыделения в зависимости от зоны гидравлического профилирования. Разбиение твэла по радиусу произведено на 4 зоны - газовое пространство компенсатора, оболочка компенсатора, керметное топливо, оболочка твэла. На рисунке 3 приведена расчетная схема парогенератора. Смоделирован тракт по 1 контуру включая байпас и второй контур, находящийся в трубах спирального теплообменника. При моделировании трубной системы ПГ был учтён её наклон относительно горизонтальной плоскости.

3 Рис. 2. Схема реактора и активной зоны. Рис. 3. Схема парогенератора. 5. Результаты расчётного анализа тяжёлой аварии. Для проведения расчётного анализа тяжёлых аварий было выбрано два определяющих сценария: 1) Разрыв трубопровода САОЗ ( при этом имеет место зависимый отказ один канал САОЗ неработоспособен), с независимым отказом подпиточных насосов в неаварийном канале. Схема истечения и состояние каналов САОЗ показаны на рисунке 4. Рис. 4. Схема истечения из реактора и состояние каналов САОЗ (разрыв трубопровода САОЗ)

4 2) Разрыв трубопровода системы КД ( выбран, как трубопровод первого контура максимального сечения), дополнительно накладывается отказ всех подпиточных насосов (активная часть САОЗ). Схема истечения и состояние каналов САОЗ показаны на рисунке 5. Рис. 5. Схема истечения из реактора и состояние каналов САОЗ (разрыв трубопровода КД) Разрыв трубопровода САОЗ полным сечением, приводит к истечению теплоносителя через дроссельную шайбу Dэкв.=1 мм. Истечение происходит в реакторное (подблочное) помещение защитной оболочки. Подача воды в реактор осуществляется только на начальной стадии аварии с использованием гидроаккумулятора неаварийного канала САОЗ. Теплоотвод через ПГ производится путём подачи воды в ПГ от АПН. Основные результаты расчётного анализа данного сценария представлены на рисунках Давление, Па 8 4 Расход, кг/с 3 2 Вода Пар Рис. 6. Давление в реакторе Рис. 7. Расход истечения из реактора.

5 Мощность, Вт 12 8 Масса, кг 2 Остаточные тепловыделения Отвод мощности в ПГ Мощность за счёт окисления Рис. 8. Мощности энерговыделения и теплоотвода Рис. 9. Интегральный выброс водорода Температура, К 12 8 Паросодержание Время, с Рис. 1. Температура оболочек ТВЭЛ в Рис.11. Паросодержание на выходе наиболее энергонапряжённых ТВС из активной зоны Расчёт показал, что через 3,5 часа с начала аварии начинается осушение активной зоны, спустя ещё два часа (5 часов с начала аварии)начинается плавление в верхней части активной зоны и через 9 часов с начала аварии расплавленные материалы активной зоны переходят на днище корпуса. При этом интегральный выброс водорода под защитную оболочку составил 37,3 кг. Разрыв трубопровода системы КД полным сечением, приводит к истечению теплоносителя через дроссельную шайбу Dэкв.=25 мм. Истечение происходит в реакторное (подблочное) помещение защитной оболочки. Подача воды в реактор осуществляется только на начальной стадии аварии с использованием гидроаккумуляторов двух каналов САОЗ. Теплоотвод через ПГ производится путём подачи воды в ПГ от АПН. Основные результаты расчётного анализа данного сценария представлены на рисунках Давление, Па 8 Расход, кг/с 1 4 Вода Пар Рис. 12. Давление в реакторе. Рис. 13. Расход истечения.

6 Остаточные тепловыделения Отвод мощности в ПГ Мощность, Вт 12 8 Мощность за счёт окисления Масса, кг Рис. 14. Мощности энерговыделения и теплоотвода 2 1 Рис. 15. Интегральный выброс водорода 16.8 Температура, К 12 8 Паросодержание Время, с Рис. 16. Температура оболочек ТВЭЛ в наиболее энергонапряжённых ТВС Рис. 17. Паросодержание на выходе из активной зоны Расчёт показал, что через 4,5 часа с начала аварии начинается осушение активной зоны, спустя ещё полтора часа (6 часов с начала аварии)начинается плавление в верхней части активной зоны и через 7 часов с начала аварии расплавленные материалы активной зоны переходят на днище корпуса. При этом интегральный выброс водорода под защитную оболочку составил 17,6 кг. 6. Влияние мер управления на протекание тяжёлой аварии Важным моментом с точки зрения последствий тяжёлой аварии является отклик установки на вмешательство оператора в ходе аварийного процесса. Для исследования влияния мер по управлению аварией с помощью расчётного кода СОКРАТ проведён расчётный анализ пяти сценариев развития запроектных аварий в РУ КЛТ-4С (Таблица 1) с учётом действий персонала по управлению аварией. В качестве мер по управлению аварией рассматривается подача воды в реактор от одного насоса САОЗ (расход 1,2 т/ч) на разных стадиях разрушения активной зоны. Рассматриваемые сценарии Сценарий 1 Сценарий 2 Сценарий 3 Сценарий 4 Таблица 1. Разрыв Разрыв трубопровода САОЗ трубопровода САОЗ меры отсутствуют Подача воды при достижении твэл температуры 12 С Разрыв трубопровода САОЗ Подача воды при разрушении половины активной зоны Разрыв трубопровода КД Подача воды при достижении твэл температуры 12 С

7 Основные характерные этапы протекания аварий полученные в результате анализа представлены в таблице 2. Таблица 2. Характерные этапы протекания аварий Сценарий 1 Сценарий 2 Сценарий 3 Сценарий 4 Начало деградации ТВС Основной выход материалов а.з. на днище Количество сгенерированного водорода Стабилизация параметров 1 контура и материалов а.з. 5 ч Практически отсутствует 5 ч 6 ч 9 ч Отсутствует Отсутствует Отсутствует 37.3 кг ~2 кг 13 кг ~4.6 кг 16,5 ч 4,5 ч 8 ч 9,5 ч Как показал анализ динамики выхода водорода подача воды в активную зону, в момент достижения ТВЭЛ температуры 12 С позволяет обеспечить охлаждение активной зоны без увеличения выхода водорода. Подача воды в активную зону, на стадии образования расплавленных материалов, не приводит к дополнительному выходу водорода, но позволяет ограничить массу расплава и взаимодействие расплава с корпусом реактора. 7. Удержание расплава в корпусе реактора. Важнейшей задачей при локализации последствий тяжёлой аварии является удержание расплава активной зоны и ВКУ внутри корпуса реактора. В РУ КЛТ-4С предусмотрена специальная система аварийного охлаждения корпуса, обеспечивающая залив шахты реактора водой. Были рассмотрены различные варианты охлаждения расплава, такие как наружное охлаждение водой корпуса реактора, а также дополнительный внутрикорпусной залив расплава подпиточным насосом. На рисунках 19 и 2 представлены распределения жидкой фазы и температурные поля в расплаве и корпусе при наличии внешнего водяного охлаждения днища корпуса реактора. Наличие охлаждения водой наружной поверхности корпуса: Рис. 19. Доля жидкой фазы при максимальном нагреве. Рис. 2. Распределение температуры при максимальном нагреве. Показано, что при работоспособности системы наружного охлаждения корпуса водой как при наличии, так и при отсутствии внутрикорпусного залива расплава, подплавление корпуса реактора отсутствует, обеспечивается надежный теплоотвод от наружной поверхности днища корпуса, механические свойства корпуса при возникающем перепаде температур сохраняются на достаточном уровне для обеспечения несущей способности корпуса.

8 8. Заключение 1. Проведён расчётный анализ двух сценариев тяжёлых аварий РУ КЛТ-4С с использованием отраслевого программного комплекса СОКРАТ. 2. Анализ показал наличие достаточных резервов времени у оператора для корректирующих действий: - резервы времени до начала осушения а.з. составляют: в аварии с разрывом трубопровода САОЗ 3,5 ч в аварии с разрывом трубопровода системы КД- 4,5 ч - резервы времени до начала плавления а.з. составляют: в аварии с разрывом трубопровода САОЗ 5 ч в аварии с разрывом трубопровода системы КД- 6 ч. 3. Показано, что подача воды в реактор на различных стадиях аварии не приводит к увеличению выхода водорода и позволяет предотвратить полное разрушение активной зоны. 4. При работе системы залива шахты реактора надёжно обеспечивается удержание расплава активной зоны в корпусе. 5. Полученные результаты по характеристикам выброса сред использованы при анализе параметров в ЗО и водородной безопасности Список литературы: 1. Исследования в обоснование пассивных систем безопасности РУ ВБЭР-3 и КЛТ-4С для АТЭС и плавучих энергоблоков, А.А. Фальков, О.Б. Самойлов, М.А. Большухин, А.Н. Лепёхин; Техническое совещание МАГАТЭ«Обзор опыта и вариантов, относящихся к эксплуатационной оценке, проверке и демонстрации пассивных систем безопасности реакторов малой и средней мощности", МАГАТЭ, октября 25 г.


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

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

Расчетные и экспериментальные исследования в обоснование возможности внутрикорпусного удержания расплава кориума для реакторов ВВЭР

Расчетные и экспериментальные исследования в обоснование возможности внутрикорпусного удержания расплава кориума для реакторов ВВЭР Расчетные и экспериментальные исследования в обоснование возможности внутрикорпусного удержания расплава кориума для реакторов ВВЭР В.Г. Сидоров, В.О.Астафьева, В.В. Безлепкин, С.Е. Семашко, АО «Атомпроект»,

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

ВЛИЯНИЕ ПАССИВНЫХ СИСТЕМ БЕЗОПАСНОСТИ НА ТЕМПЕРАТУРНОЕ СОСТОЯНИЕ ПОВЕРХНОСТИ ИМИТАТОРОВ ТВЭЛ

ВЛИЯНИЕ ПАССИВНЫХ СИСТЕМ БЕЗОПАСНОСТИ НА ТЕМПЕРАТУРНОЕ СОСТОЯНИЕ ПОВЕРХНОСТИ ИМИТАТОРОВ ТВЭЛ ВЛИЯНИЕ ПАССИВНЫХ СИСТЕМ БЕЗОПАСНОСТИ НА ТЕМПЕРАТУРНОЕ СОСТОЯНИЕ ПОВЕРХНОСТИ ИМИТАТОРОВ ТВЭЛ М.О. Закутаев, М.А. Быков, С.И. Зайцев (ОКБ "ГИДРОПРЕСС", Подольск, ) И. В. Елкин, С.С. Пылев (НИЦ "Курчатовский

Подробнее

«ЗАДАЧИ РАСЧЕТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОГО ОБОСНОВАНИЯ СПОТ ЗО ДЛЯ АЭС НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ»

«ЗАДАЧИ РАСЧЕТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОГО ОБОСНОВАНИЯ СПОТ ЗО ДЛЯ АЭС НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ» «ЗАДАЧИ РАСЧЕТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОГО ОБОСНОВАНИЯ СПОТ ЗО ДЛЯ АЭС НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ» А.М. Бахметьев, М.А. Большухин, В.А. Бабин, А.М. Хизбуллин, О.В. Макаров ФГУП ОКБМ С.Е. Семашко, В.Г. Сидоров, И.М. Ивков,

Подробнее

УСТРОЙСТВО ЛОКАЛИЗАЦИИ РАСПЛАВА ДЛЯ АЭС С ВВЭР-1200

УСТРОЙСТВО ЛОКАЛИЗАЦИИ РАСПЛАВА ДЛЯ АЭС С ВВЭР-1200 УСТРОЙСТВО ЛОКАЛИЗАЦИИ РАСПЛАВА ДЛЯ АЭС С ВВЭР-00 И.А. Сидоров ОАО «Атомэнергопроект», Москва, Россия Одним из технических средств управления ЗПА на АЭС с ВВЭР-00 является УЛР активной зоны, которое предназначено

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

А.Г. Каретников, А.Н. Чуркин, А.С. Богданов

А.Г. Каретников, А.Н. Чуркин, А.С. Богданов ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ОБОСНОВАНИЕ НАДЕЖНОСТИ ОХЛАЖДЕНИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ ТВС-2М С ПЕРЕМЕШИВАЮЩИМИ РЕШЕТКАМИ В УСЛОВИЯХ АВАРИИ «БОЛЬШАЯ ТЕЧЬ» НА СТАДИИ ПОВТОРНОГО ЗАЛИВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ А.Г. Каретников,

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

ДОКЛАД Системы безопасности и системы по преодолению запроектных аварий (ЗПА) (на примере ЛАЭС-2)

ДОКЛАД Системы безопасности и системы по преодолению запроектных аварий (ЗПА) (на примере ЛАЭС-2) ДОКЛАД Системы безопасности и системы по преодолению В соответствии с концепцией глубоко эшелонированной защиты в проекте АЭС предусмотрены системы безопасности, предназначенные для выполнения следующих

Подробнее

Оценка акустических характеристик теплоносителя ВВЭР-1000 и стенда ПСБ-ВВЭР в аварийном режиме с течью из I контура

Оценка акустических характеристик теплоносителя ВВЭР-1000 и стенда ПСБ-ВВЭР в аварийном режиме с течью из I контура Оценка акустических характеристик теплоносителя ВВЭР-1000 и стенда ПСБ-ВВЭР в аварийном режиме с течью из I контура К.Н.Проскуряков, В.О.Лазарев, Е. Афшар ГОУВПО Московский энергетический институт (Технический

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

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

Конструкция корпуса реактора для АЭС с ВВЭР-ТОИ. «АТОМЕКС 2012» Москва декабря 2012г. Докладчик В.Я.Беркович

Конструкция корпуса реактора для АЭС с ВВЭР-ТОИ. «АТОМЕКС 2012» Москва декабря 2012г. Докладчик В.Я.Беркович Конструкция корпуса реактора для АЭС с ВВЭР-ТОИ «АТОМЕКС 2012» Москва 12-14 декабря 2012г. Докладчик В.Я.Беркович Из требований «Технического задания на разработку проекта «ВВЭР-ТОИ»: - проект реакторной

Подробнее

О.Б.Самойлов, А.В.Кураченков, В.С.Кууль, А.Н.Лепехин, А.А.Фальков ФГУП ОКБМ, г.нижний Новгород, Ю.Г.Никипорец РНЦ «Курчатовский институт», г.

О.Б.Самойлов, А.В.Кураченков, В.С.Кууль, А.Н.Лепехин, А.А.Фальков ФГУП ОКБМ, г.нижний Новгород, Ю.Г.Никипорец РНЦ «Курчатовский институт», г. ОБЕСПЕЧЕНИЕ 1 БЕЗОПАСНОСТИ РУ ВБЭР-300 О.Б.Самойлов, А.В.Кураченков, В.С.Кууль, А.Н.Лепехин, А.А.Фальков ФГУП ОКБМ, г.нижний Новгород, Ю.Г.Никипорец РНЦ «Курчатовский институт», г. Москва 1. Введение Разработана

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

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

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

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

РАСЧЕТНОЕ ОБОСНОВАНИЕ ХАРАКТЕРИСТИК ПАССИВНОЙ СИСТЕМЫ ФИЛЬТРАЦИИ АЭС НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ В РАБОЧЕМ И ПОСЛЕАВАРИЙНОМ РЕЖИМАХ ВВЕДЕНИЕ

РАСЧЕТНОЕ ОБОСНОВАНИЕ ХАРАКТЕРИСТИК ПАССИВНОЙ СИСТЕМЫ ФИЛЬТРАЦИИ АЭС НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ В РАБОЧЕМ И ПОСЛЕАВАРИЙНОМ РЕЖИМАХ ВВЕДЕНИЕ РАСЧЕТНОЕ ОБОСНОВАНИЕ ХАРАКТЕРИСТИК ПАССИВНОЙ СИСТЕМЫ ФИЛЬТРАЦИИ АЭС НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ В РАБОЧЕМ И ПОСЛЕАВАРИЙНОМ РЕЖИМАХ М.М. Григорьев, Л.В. Егорова ФГУП «Атомэнергопроект», Москва ВВЕДЕНИЕ Пассивная

Подробнее

Рис. 1. Схема петли ССАД ЗО РУ КЛТ-40С

Рис. 1. Схема петли ССАД ЗО РУ КЛТ-40С РЕЗУЛЬТАТЫ ВЕРИФИКАЦИИ ПРОГРАММНОГО СРЕДСТВА «КУПОЛ-МТ» НА БАЗЕ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ ПАССИВНОЙ СИСТЕМЫ СНИЖЕНИЯ АВАРИЙНОГО ДАВЛЕНИЯ В ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКЕ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ КЛТ-40С А.А. Лукьянов,

Подробнее

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

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

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

Оценка проектных решений РУ ВВЭР-600 с точки зрения тяжелых аварий

Оценка проектных решений РУ ВВЭР-600 с точки зрения тяжелых аварий Оценка проектных решений РУ ВВЭР-600 с точки зрения тяжелых аварий Руководитель темы Ю.С. Сорокин Автор доклада С. И. Пантюшин 1.Введение На этапе проектирование новых АЭС необходимо проведение широкого

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

ЧИСЛЕННОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ПРОЦЕССА РАСХОЛАЖИВАНИЯ РЕАКТОРА БН

ЧИСЛЕННОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ПРОЦЕССА РАСХОЛАЖИВАНИЯ РЕАКТОРА БН ЧИСЛЕННОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ПРОЦЕССА РАСХОЛАЖИВАНИЯ РЕАКТОРА БН Рогожкин С.А. 1, Крылов А.Н. 1, Осипов С.Л. 1, канд. техн. наук, Сазонова М.Л. 2, канд. физ.-мат. наук, Шепелев С.Ф. 1, канд. техн. наук, Шмелев

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

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

Экспериментально-аналитическое исследование на стенде ПСБ-ВВЭР переходного режима с обесточиванием АЭС с РУ ВВЭР-1000

Экспериментально-аналитическое исследование на стенде ПСБ-ВВЭР переходного режима с обесточиванием АЭС с РУ ВВЭР-1000 Экспериментально-аналитическое исследование на стенде ПСБ-ВВЭР переходного режима с обесточиванием АЭС с РУ ВВЭР-1000 И.В. Ёлкин, И.А. Липатов, А.В. Капустин, С.М. Никонов, А.А. Ровнов, А.В. Басов ФГУП

Подробнее

НИЖЕГОРОДСКАЯ ИНЖИНИРИНГОВАЯ КОМПАНИЯ АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ РАЗРАБОТКА НОВЫХ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС СРЕДНЕЙ МОЩНОСТИ

НИЖЕГОРОДСКАЯ ИНЖИНИРИНГОВАЯ КОМПАНИЯ АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ РАЗРАБОТКА НОВЫХ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС СРЕДНЕЙ МОЩНОСТИ НИЖЕГОРОДСКАЯ ИНЖИНИРИНГОВАЯ КОМПАНИЯ АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ РАЗРАБОТКА НОВЫХ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС СРЕДНЕЙ МОЩНОСТИ 2014 Введение 2 Предприятие ведет свою историю от Горьковского отделения института «Теплоэлектропроект»,

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

ОЦЕНКА ЭФФЕКТИВНОСТИ КОНСТРУКТОРСКИХ РЕШЕНИЙ БЫСТРЫХ НАТРИЕВЫХ РЕАКТОРОВ И ИХ РАЗВИТИЕ В НОВЫХ ПРОЕКТАХ Б.А. Васильев

ОЦЕНКА ЭФФЕКТИВНОСТИ КОНСТРУКТОРСКИХ РЕШЕНИЙ БЫСТРЫХ НАТРИЕВЫХ РЕАКТОРОВ И ИХ РАЗВИТИЕ В НОВЫХ ПРОЕКТАХ Б.А. Васильев Седьмая Международная научно-технической конференция "Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики" МНТК-2010 ОЦЕНКА ЭФФЕКТИВНОСТИ КОНСТРУКТОРСКИХ РЕШЕНИЙ БЫСТРЫХ НАТРИЕВЫХ РЕАКТОРОВ И ИХ

Подробнее

Реестр выданных свидетельств об аттестации систем неразрушающего контроля

Реестр выданных свидетельств об аттестации систем неразрушающего контроля Реестр выданных свидетельств об аттестации систем действительно действие прекращено Номер, дата записи Информация об организации, выдавшей свидетельство об аттестации системы Регистрационный номер аттестации

Подробнее

ГОРИЗОНТАЛЬНЫЙ ПАРОГЕНЕРАТОР В УСЛОВИЯХ ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ПЕРВОГО КОНТУРА

ГОРИЗОНТАЛЬНЫЙ ПАРОГЕНЕРАТОР В УСЛОВИЯХ ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ПЕРВОГО КОНТУРА ГОРИЗОНТАЛЬНЫЙ ПАРОГЕНЕРАТОР В УСЛОВИЯХ ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ПЕРВОГО КОНТУРА Благовещенский А.Я. Санкт-Петербургский Государственный Политехнический Университет 1. ВВЕДЕНИЕ Естественная

Подробнее

МОДЕЛИРОВАНИЕ НЕСТАЦИОНАРНЫХ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ РУ С ВВЭР-1000 НА ОСНОВЕ УСОВЕРШЕНСТВОВАННОЙ ВЕРСИИ РАСЧЕТНОГО КОДА КОРСАР

МОДЕЛИРОВАНИЕ НЕСТАЦИОНАРНЫХ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ РУ С ВВЭР-1000 НА ОСНОВЕ УСОВЕРШЕНСТВОВАННОЙ ВЕРСИИ РАСЧЕТНОГО КОДА КОРСАР МОДЕЛИРОВАНИЕ НЕСТАЦИОНАРНЫХ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ РУ С ВВЭР-000 НА ОСНОВЕ УСОВЕРШЕНСТВОВАННОЙ ВЕРСИИ РАСЧЕТНОГО КОДА КОРСАР А.А.Горчаков ФГУП ОКБ «Гидропресс» О.В.Кувшинова ФГУП

Подробнее

Защита от тяжелых аварий при помощи метода IVR, экспериментальная установка THS-15 В.Кргоунек Й.Ждярек Д.Батек

Защита от тяжелых аварий при помощи метода IVR, экспериментальная установка THS-15 В.Кргоунек Й.Ждярек Д.Батек ÚJV Řež, a. s. Защита от тяжелых аварий при помощи метода IVR, экспериментальная установка THS-15 В.Кргоунек Й.Ждярек Д.Батек 04.09.2018 Основные определения Остаточное тепловыделение тепло возникающее

Подробнее

БАЗА ЗНАНИЙ ГАРАНТ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ

БАЗА ЗНАНИЙ ГАРАНТ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ БАЗА ЗНАНИЙ ГАРАНТ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ Асмолов В. Г. д.т.н., проф. www.rosenergoatom.ru Базовые принципы безопасности ЗАКОНОДАТЕЛЬНЫЙ БЛОК федеральные законы (принципы ответственности) система норм

Подробнее

Электронный научно-практический журнал «МОЛОДЕЖНЫЙ НАУЧНЫЙ ВЕСТНИК» ИЮНЬ 2018 ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ

Электронный научно-практический журнал «МОЛОДЕЖНЫЙ НАУЧНЫЙ ВЕСТНИК» ИЮНЬ 2018 ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ УДК 620.9 ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА С РЕАКТОРОМ ТИПА ВВЭР-1200 УВЕЛИЧЕННОЙ ТОПЛИВНОЙ КАМПАНИИ Лазарев Д.А. ФГАОУ «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» E-mail: denislas@mail.ru

Подробнее

ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия мая 2015 г.

ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия мая 2015 г. ПРИМЕНЕНИЕ МЕТОДА АНАЛИЗА НЕОПРЕДЕЛЕННОСТЕЙ К РАСЧЕТАМ АВАРИЙНЫХ РЕЖИМОВ ДЛЯ РУ АЭС-2006 М.О. Закутаев, М.А. Быков, С.И. Зайцев, С.Л. Борисов, В.Н. Сиряпин, Н.В. Сиряпин, А.Н. Козлачков, И.Г. Петкевич

Подробнее

Леонов Виктор Николаевич, ЧУ «ИТЦП «ПРОРЫВ»

Леонов Виктор Николаевич, ЧУ «ИТЦП «ПРОРЫВ» ПРОЕКТНОЕ НАПРАВЛЕНИЕ «ПРОРЫВ»: результаты реализации новой технологической платформы ядерной энергетики 3-4 апреля 2015 Леонов Виктор Николаевич, ЧУ «ИТЦП «ПРОРЫВ» Потенциал совершенствования быстрых

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

Рис. 1. Схема пассивных систем охлаждения активной зоны реакторной установки ВВЭР-1200

Рис. 1. Схема пассивных систем охлаждения активной зоны реакторной установки ВВЭР-1200 ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ ВЛИЯНИЯ ПРОЦЕССОВ В ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКЕ НА РАБОТУ ПАССИВНЫХ СИСТЕМ БЕЗОПАСНОСТИ НОВОВОРОНЕЖСКОЙ АЭС-2 НА КРУПНОМАСШТАБНОМ СТЕНДЕ А.В. Морозов, Д.С. Калякин, А.С. Шлепкин, А.Р.

Подробнее

АТОМНАЯ ТЕПЛОЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ С РЕАКТОРОМ ВБЭР-300. ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ПАССИВНЫХ СИСТЕМ ДЛЯ БЕЗОПАСНОСТИ АТЭЦ

АТОМНАЯ ТЕПЛОЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ С РЕАКТОРОМ ВБЭР-300. ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ПАССИВНЫХ СИСТЕМ ДЛЯ БЕЗОПАСНОСТИ АТЭЦ УДК 621.039 АТОМНАЯ ТЕПЛОЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ С РЕАКТОРОМ ВБЭР-300. ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ПАССИВНЫХ СИСТЕМ ДЛЯ БЕЗОПАСНОСТИ АТЭЦ В.В. Новиков, Д.Ю. Юрков, А.К. Поляков Опытное конструкторское бюро машиностроения. г.

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

Международный научно-технический журнал «ТЕОРИЯ. ПРАКТИКА. ИННОВАЦИИ» ИЮЛЬ 2017 МАШИНОСТРОЕНИЕ

Международный научно-технический журнал «ТЕОРИЯ. ПРАКТИКА. ИННОВАЦИИ» ИЮЛЬ 2017 МАШИНОСТРОЕНИЕ УДК 621.03 ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫЙ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫЙ РЕАКТОР ПОВЫШЕННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ И СПОСОБ ОТВЕДЕНИЯ ТЕПЛА ОТ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ПУТЕМ ЕСТЕСТВЕННОЙ КОНВЕКЦИИ ГЕЛИЯ Каминская Е.Л. Национальный исследовательский

Подробнее

ОЦЕНКА ВЛИЯНИЯ ТЕМПЕРАТУРНОГО НАПОРА И ОТВОДА ПАРОГАЗОВОЙ СМЕСИ НА КОНДЕНСАЦИОННУЮ МОЩНОСТЬ ПАРОГЕНЕРАТОРА ВВЭР ПРИ ПОДАЧЕ НЕКОНДЕНСИРУЮЩИХСЯ ГАЗОВ

ОЦЕНКА ВЛИЯНИЯ ТЕМПЕРАТУРНОГО НАПОРА И ОТВОДА ПАРОГАЗОВОЙ СМЕСИ НА КОНДЕНСАЦИОННУЮ МОЩНОСТЬ ПАРОГЕНЕРАТОРА ВВЭР ПРИ ПОДАЧЕ НЕКОНДЕНСИРУЮЩИХСЯ ГАЗОВ ОЦЕНКА ВЛИЯНИЯ ТЕМПЕРАТУРНОГО НАПОРА И ОТВОДА ПАРОГАЗОВОЙ СМЕСИ НА КОНДЕНСАЦИОННУЮ МОЩНОСТЬ ПАРОГЕНЕРАТОРА ВВЭР ПРИ ПОДАЧЕ НЕКОНДЕНСИРУЮЩИХСЯ ГАЗОВ А.В. Морозов, А.С. Шлепкин, Д.С. Калякин, А.С. Сошкина

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

Реакторные технологии, итоги разработок и перспективы реализации целей проекта «Прорыв»

Реакторные технологии, итоги разработок и перспективы реализации целей проекта «Прорыв» Лопаткин Александр Викторович Реакторные технологии, итоги разработок и перспективы реализации целей проекта «Прорыв» Источник риска тяжелых аварий в РУ Высокое давление Опасность потери теплоотвода Высокая

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

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

Основное оборудование АЭС

Основное оборудование АЭС Основное оборудование АЭС Допущено Министерством образования Республики Беларусь в качестве учебного пособия для студентов учреждений высшего образования по специальности «Паротурбинные установки атомных

Подробнее

2 Выход массы, энергии и водорода при протекании тяжелых аварий

2 Выход массы, энергии и водорода при протекании тяжелых аварий МЕРОПРИЯТИЯ ПО ОБЕСПЕЧЕНИЮ ВОДОРОДНОЙ ВЗРЫВОБЕЗОПАСНОСТИ ДЛЯ ЭНЕРГОБЛОКОВ 1,2 КОЛЬСКОЙ АЭС С ВВЭР-440/230 В.В.Безлепкин, С.Е.Семашко, С.В.Cветлов, В.Г.Сидоров, И.М.Ивков, Ю.Ю.Петров, В.О.Кухтевич, Ю.В.Крылов,

Подробнее

РАЗРАБОТКА МЕТОДИКИ РАСЧЕТА ДИНАМИКИ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК С ТЖМТ В АВАРИЯХ С МЕЖКОНТУРНЫМИ ТЕЧАМИ

РАЗРАБОТКА МЕТОДИКИ РАСЧЕТА ДИНАМИКИ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК С ТЖМТ В АВАРИЯХ С МЕЖКОНТУРНЫМИ ТЕЧАМИ РАЗРАБОТКА МЕТОДИКИ РАСЧЕТА ДИНАМИКИ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК С ТЖМТ В АВАРИЯХ С МЕЖКОНТУРНЫМИ ТЕЧАМИ Руководитель: А. В. Дедуль Автор доклада: А. А. Рогов 1 Введение В настоящее время одной из наиболее актуальных,

Подробнее

Проблема отвода тепла остаточного энерговыделения при авариях для быстрых реакторов с жидкометаллическим охлаждением

Проблема отвода тепла остаточного энерговыделения при авариях для быстрых реакторов с жидкометаллическим охлаждением ПРОЕКТНОЕ НАПРАВЛЕНИЕ «ПРОРЫВ»: результаты реализации новой технологической платформы ядерной энергетики 3-4 апреля 2015 Швецов Юрий Евгеньевич, Частное учреждение «ИТЦП «ПРОРЫВ» Проблема отвода тепла

Подробнее

Рисунок 1. Концепция внутрикорпусного удержания расплава активной зоны

Рисунок 1. Концепция внутрикорпусного удержания расплава активной зоны МОДЕЛИРОВАНИЕ БАССЕЙНА РАСПЛАВА НА ДНИЩЕ КОРПУСА ВВЭР-1000 В УСЛОВИЯХ ТЯЖЕЛОЙ АВАРИИ С ПЛАВЛЕНИЕМ ТОПЛИВА Ю.А.Звонарев, И.А.Мельников, Ю.Б.Шмельков НИЦ «Курчатовский институт», Москва, Россия Аннотация

Подробнее

Эволюционное и инновационное развитие реакторных установок водо-водяного типа

Эволюционное и инновационное развитие реакторных установок водо-водяного типа Эволюционное и инновационное развитие реакторных установок водо-водяного типа Доклад директора генерального конструктора ОКБ «Гидропресс» С.Б. Рыжова Международный форум «АТОМЭКСПО 2010» г.москва, ЦВЗ

Подробнее

5-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», май 2007 г., Подольск, ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС

5-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», май 2007 г., Подольск, ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС ВЕРИФИКАЦИЯ МОДЕЛИ ПЕРЕМЕШИВАНИЯ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В КОРПУСЕ РЕАКТОРА ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ЭКСПЕРИМЕНТОВ НА 4-Х ПЕТЛЕВОМ СТЕНДЕ ФГУП ОКБ ГИДРОПРЕСС М.А.Быков, Е.А.Лисенков, Ю.В.Беляев, В.Н.Ульяновский, Е.В.Сотсков,

Подробнее

RU (11) (51) МПК G21C 15/18 ( )

RU (11) (51) МПК G21C 15/18 ( ) РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ (19) RU (11) (51) МПК G21C 15/18 (2006.01) 167 923 (13) U1 R U 1 6 7 9 2 3 U 1 ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ (12) ОПИСАНИЕ ПОЛЕЗНОЙ МОДЕЛИ К ПАТЕНТУ (21)(22)

Подробнее

Реестр выданных свидетельств об аттестации систем неразрушающего контроля

Реестр выданных свидетельств об аттестации систем неразрушающего контроля Реестр выданных свидетельств об аттестации систем действительно действие прекращено Номер, дата записи Информация об организации, выдавшей свидетельство об аттестации системы Регистрационный номер аттестации

Подробнее

ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ СИСТЕМЫ ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛА ПРИ АВАРИЯХ С ПОТЕРЕЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ

ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ СИСТЕМЫ ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛА ПРИ АВАРИЯХ С ПОТЕРЕЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ СИСТЕМЫ ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛА ПРИ АВАРИЯХ С ПОТЕРЕЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ М.А. Камнев, Е.П. Потехин ОАО «ОКБМ Африкантов», г. Нижний Новгород, Россия Высокие требования к безопасности

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

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

«ОЦЕНКА ТЕПЛОВЫХ НАГРУЗОК И УСЛОВИЙ УДЕРЖАНИЯ РАСПЛАВА В КОРПУСЕ РЕАКТОРА ПРИ ТЯЖЕЛЫХ АВАРИЯХ НА РУ ВВЭР-600»

«ОЦЕНКА ТЕПЛОВЫХ НАГРУЗОК И УСЛОВИЙ УДЕРЖАНИЯ РАСПЛАВА В КОРПУСЕ РЕАКТОРА ПРИ ТЯЖЕЛЫХ АВАРИЯХ НА РУ ВВЭР-600» «ОЦЕНКА ТЕПЛОВЫХ НАГРУЗОК И УСЛОВИЙ УДЕРЖАНИЯ РАСПЛАВА В КОРПУСЕ РЕАКТОРА ПРИ ТЯЖЕЛЫХ АВАРИЯХ НА РУ ВВЭР-600» Руководители темы: В.А.Мохов, Ю.С.Сорокин Автор доклада: С.И.Пантюшин Введение В 2008 году

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

Экспериментальное исследование аварий с большой течью теплоносителя

Экспериментальное исследование аварий с большой течью теплоносителя Экспериментальное исследование аварий с большой течью теплоносителя И.В. Елкин, И.А. Липатов, С.М. Никонов, А.В. Капустин, А.В. Басов, А.А. Ровнов ФГУП "ЭНИЦ", Электрогорск, Россия 1. Введение Аварии с

Подробнее

Балтийская АЭС. Москва

Балтийская АЭС. Москва Балтийская АЭС. Особенности проекта и технические параметры Москва 07.06.2010 Регламентирующие документы Соглашение о сотрудничестве между Госкорпорацией «Росатом» и Правительством Калининградской области

Подробнее

Решение научно-технических задач эксплуатации быстрых реакторов - от БН-600 к БН-800. Директор Белоярской АЭС М.В. Баканов

Решение научно-технических задач эксплуатации быстрых реакторов - от БН-600 к БН-800. Директор Белоярской АЭС М.В. Баканов Решение научно-технических задач эксплуатации быстрых реакторов - от БН-600 к БН-800 Директор Белоярской АЭС М.В. Баканов МНТК-2014 Энергоблок БН-600: ТЭП Показатели Ед. изм. 2013 год За период эксплуатации

Подробнее

Ю.А. Звонарев, В.Л. Кобзарь, И.А. Мельников, А.С. Филиппов НИЦ "Курчатовский институт", г. Москва, Россия

Ю.А. Звонарев, В.Л. Кобзарь, И.А. Мельников, А.С. Филиппов НИЦ Курчатовский институт, г. Москва, Россия РАСЧЕТНЫЙ АНАЛИЗ ПОВЕДЕНИЯ РАСПЛАВА ПРИ ВЗАИМОДЕЙСТВИИ КОРИУМА С ЖЕРТВЕННЫМИ МАТЕРИАЛАМИ В УЛР Ю.А. Звонарев, В.Л. Кобзарь, И.А. Мельников, А.С. Филиппов НИЦ "Курчатовский институт", г. Москва, Россия

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

ПЕРСПЕКТИВНЫЙ КОРПУСНОЙ ПАРОГЕНЕРАТОР ДЛЯ РЕАКТОРА БН-1200

ПЕРСПЕКТИВНЫЙ КОРПУСНОЙ ПАРОГЕНЕРАТОР ДЛЯ РЕАКТОРА БН-1200 ПЕРСПЕКТИВНЫЙ КОРПУСНОЙ ПАРОГЕНЕРАТОР ДЛЯ РЕАКТОРА БН-1200 Введение Руководитель: А.В. Соломатина Докладчик: А.Н. Блохина ОКБ "Гидропресс" является разработчиком всех парогенераторов (ПГ) для промышленных

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

Участие МГТУ им. Н.Э.Баумана в программе инновационного развития Госкорпорации «Росатом» доцент Крапивцев Вениамин Григорьевич

Участие МГТУ им. Н.Э.Баумана в программе инновационного развития Госкорпорации «Росатом» доцент Крапивцев Вениамин Григорьевич Участие МГТУ им. Н.Э.Баумана в программе инновационного развития Госкорпорации «Росатом» доцент Крапивцев Вениамин Григорьевич Наименование взаимодействия Проведение научноисследовательских работ Участие

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

ТРЕХМЕРНОЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ТЕМПЕРАТУРЫ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В ГЦТ РЕАКТОРА ЭНЕРГОБЛОКА 2 ЮЖНОУКРАИНСКОЙ АЭС

ТРЕХМЕРНОЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ТЕМПЕРАТУРЫ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В ГЦТ РЕАКТОРА ЭНЕРГОБЛОКА 2 ЮЖНОУКРАИНСКОЙ АЭС ТРЕХМЕРНОЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ТЕМПЕРАТУРЫ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В ГЦТ РЕАКТОРА ЭНЕРГОБЛОКА 2 ЮЖНОУКРАИНСКОЙ АЭС Г.В. Кулиш, Д.А. А.М. Абдуллаев, С.Н. Слепцов ЦПАЗ НТК «Ядерный Топливный Цикл», ХФТИ, Харьков, Украина

Подробнее

P, T, XN() Рисунок 1 - Схема обмена данными контура и контейнмента

P, T, XN() Рисунок 1 - Схема обмена данными контура и контейнмента Разработка и применение расчетных комплексов для сопряженных расчетов контейнментных и внутриконтурных процессов в авариях с течами теплоносителя 1-го контура Сидоров В.Г., Ивков И.М., Иванова М.В., Соколов

Подробнее

Руководитель: В.М. Махин Автор доклада: П.Б. Докин

Руководитель: В.М. Махин Автор доклада: П.Б. Докин РАЗРАБОТКА КРИТЕРИЯ ПО РАЗГЕРМЕТИЗАЦИИ ТВЭЛОВ В ПРОЕКТНЫХ РЕЖИМАХ КАТЕГОРИИ 4 - «БОЛЬШИЕ ТЕЧИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В РЕЗУЛЬТАТЕ РАЗРЫВА ТРУБОПРОВОДОВ ПЕРВОГО КОНТУРА ЭКВИВАЛЕНТНЫМ ДИАМЕТРОМ БОЛЕЕ 100 ММ, ВКЛЮЧАЯ

Подробнее

Реакторная установка БРЕСТ-ОД-300. Основные результаты расчетноэкспериментального

Реакторная установка БРЕСТ-ОД-300. Основные результаты расчетноэкспериментального результаты реализации новой технологической платформы ядерной энергетики А.В. Моисеев, научный руководитель проекта БРЕСТ-ОД-300, АО «НИКИЭТ» Реакторная установка БРЕСТ-ОД-300. Основные результаты расчетноэкспериментального

Подробнее

ВЕРИФИКАЦИЯ ПРОГРАММНОГО КОМПЛЕКСА ТЕЧЬ/АНГАР ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ЭКСПЕРИМЕНТОВ ПО КОНДЕНСАЦИИ ПАРА НА СТЕНДЕ ГЕ2М-ПГ

ВЕРИФИКАЦИЯ ПРОГРАММНОГО КОМПЛЕКСА ТЕЧЬ/АНГАР ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ЭКСПЕРИМЕНТОВ ПО КОНДЕНСАЦИИ ПАРА НА СТЕНДЕ ГЕ2М-ПГ ВЕРИФИКАЦИЯ ПРОГРАММНОГО КОМПЛЕКСА ТЕЧЬ/АНГАР ПО РЕЗУЛЬТАТАМ ЭКСПЕРИМЕНТОВ ПО КОНДЕНСАЦИИ ПАРА НА СТЕНДЕ ГЕ2М-ПГ Аннотация С.И. Зайцев ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия О.В. Ремизов, А.В. Морозов

Подробнее

«Обеспечение локализующих функций защитной оболочки НВ АЭС-2 (АЭС-2006) при ЗПА с течами из реакторной установки В-392М»

«Обеспечение локализующих функций защитной оболочки НВ АЭС-2 (АЭС-2006) при ЗПА с течами из реакторной установки В-392М» «Обеспечение локализующих функций защитной оболочки НВ АЭС-2 (АЭС-2006) при ЗПА с течами из реакторной установки В-392М» Д.И. Козлов, С.А. Константинов, М.Б. Мальцев, В.Г. Пересадько ФГУП «Атомэнергопроект»,

Подробнее

ЭКСПЕРИМЕНТ «КРИЗИС СТАЦИОНАРНЫЙ» И ЕГО РЕЗУЛЬТАТЫ А.В. Алексеев, О.И. Дреганов, И.В. Киселева, В.Н. Шулимов (ГНЦ НИИАР)

ЭКСПЕРИМЕНТ «КРИЗИС СТАЦИОНАРНЫЙ» И ЕГО РЕЗУЛЬТАТЫ А.В. Алексеев, О.И. Дреганов, И.В. Киселева, В.Н. Шулимов (ГНЦ НИИАР) ЭКСПЕРИМЕНТ «КРИЗИС СТАЦИОНАРНЫЙ» И ЕГО РЕЗУЛЬТАТЫ А.В. Алексеев, О.И. Дреганов, И.В. Киселева, В.Н. Шулимов (ГНЦ НИИАР) В реакторе МИР проведен эксперимент «Кризис стационарный». В докладе приведены результаты

Подробнее

ИЗМЕНЕНИЕ КОНЦЕНТРАЦИИ РАСТВОРА БОРНОЙ КИСЛОТЫ В ПРОЦЕССЕ ФУНКЦИОНИРОВАНИЯ УЛР И.И. Шмаль АО «Атомэнергопроект», Москва, Россия

ИЗМЕНЕНИЕ КОНЦЕНТРАЦИИ РАСТВОРА БОРНОЙ КИСЛОТЫ В ПРОЦЕССЕ ФУНКЦИОНИРОВАНИЯ УЛР И.И. Шмаль АО «Атомэнергопроект», Москва, Россия ИЗМЕНЕНИЕ КОНЦЕНТРАЦИИ РАСТВОРА БОРНОЙ КИСЛОТЫ В ПРОЦЕССЕ ФУНКЦИОНИРОВАНИЯ УЛР И.И. Шмаль АО «Атомэнергопроект», Москва, Россия Описание процесса. Функционирование УЛР во время протекания тяжелой ЗПА с

Подробнее

ПРОЕКТ 3: «КОНСТРУКЦИОННЫЕ МАТЕРИАЛЫ ДЛЯ ПЕРСПЕКТИВНЫХ АТОМНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК С ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ СВИНЕЦ ИЛИ СПЛАВ СВИНЕЦ ВИСМУТ»

ПРОЕКТ 3: «КОНСТРУКЦИОННЫЕ МАТЕРИАЛЫ ДЛЯ ПЕРСПЕКТИВНЫХ АТОМНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК С ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ СВИНЕЦ ИЛИ СПЛАВ СВИНЕЦ ВИСМУТ» Другим теплоносителем АЭС с реакторами на быстрых нейтронах является свинец или сплав свинца и висмута. Атомные энергетические установки с этим типом теплоносителя впервые были применены. Отличительной

Подробнее

Уроки Чернобыля и Фукусимы и современные концепции управления «тяжелыми» авариями

Уроки Чернобыля и Фукусимы и современные концепции управления «тяжелыми» авариями РОССИЙСКАЯ АКАДЕМИЯ НАУК Федеральное государственное бюджетное учреждение науки ИНСТИТУТ ПРОБЛЕМ БЕЗОПАСНОГО РАЗВИТИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ ИБРАЭ РАН Россия, 115191, Москва, ул. Большая Тульская, д. 52 (E-mail:

Подробнее

14-я Международная конференция молодых специалистов по ЯЭУ ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия марта 2012 г.

14-я Международная конференция молодых специалистов по ЯЭУ ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия марта 2012 г. 4-я Международная конференция молодых специалистов по ЯЭУ - марта г. РАЗРАБОТКА МАТЕМАТИЧЕСКОЙ МОДЕЛИ ДЛЯ РАСЧЁТНОГО КОДА СОКРАТ ПРИМЕНИТЕЛЬНО К РУ ВВЭР- (НВАЭС-) И КРОСС-ВЕРИФИКАЦИЯ С ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИМИ

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

III Международный форум поставщиков атомной отрасли «АТОМЕКС 2011»

III Международный форум поставщиков атомной отрасли «АТОМЕКС 2011» III Международный форум поставщиков атомной отрасли «АТОМЕКС 2011» РЕАКТОР НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ БН-1200 ВАСИЛЬЕВ БОРИС АЛЕКСАНДРОВИЧ ГЛАВНЫЙ КОНСТРУКТОР РУ БН ОАО «ОКБМ Африкантов» г. МОСКВА 2011 год СТАТУС

Подробнее

10 МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия мая 2017 г.

10 МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия мая 2017 г. РАСЧЁТНЫЙ АНАЛИЗ ЭФФЕКТИВНОСТИ ПРИМЕНЕНИЯ ТОПЛИВА ATF С ПОВЫШЕННОЙ УСТОЙЧИВОСТЬЮ К АВАРИЯМ ДЛЯ ВВЭР-1200 Ю.А. Звонарев, И.А. Мельников, А.Н Киреева НИЦ «Курчатовский институт», Москва, Россия Аннотация

Подробнее

Безопасность основной приоритет АЭС, сооружаемых по российским технологиям

Безопасность основной приоритет АЭС, сооружаемых по российским технологиям Безопасность основной приоритет АЭС, сооружаемых по российским технологиям Заместитель Генерального директора директор по проектному инжинирингу ОАО «Концерн Росэнергоатом» А.К. Полушкин 19 апреля 2011

Подробнее

ВЛИЯНИЕ ВЕТРОВЫХ НАГРУЗОК НА РАБОТОСПОСОБНОСТЬ ТЕПЛООБМЕННИКОВ СИСТЕМЫ ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛА.

ВЛИЯНИЕ ВЕТРОВЫХ НАГРУЗОК НА РАБОТОСПОСОБНОСТЬ ТЕПЛООБМЕННИКОВ СИСТЕМЫ ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛА. ВЛИЯНИЕ ВЕТРОВЫХ НАГРУЗОК НА РАБОТОСПОСОБНОСТЬ ТЕПЛООБМЕННИКОВ СИСТЕМЫ ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛА. С.Т. Лескин, В.И. Слободчук, И.А. Чусов, А.С. Шелегов. А.М. Духанин Обнинский Институт Атомной Энергетики,

Подробнее

РАЗРАБОТКА И ОПИСАНИЕ РАСЧЕТНОЙ МОДЕЛИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ В-320 ДЛЯ КОДА КОРСАР В РАМКАХ РАБОТ ПО ПОВЫШЕНИЮ МОЩНОСТИ ДО % N ном

РАЗРАБОТКА И ОПИСАНИЕ РАСЧЕТНОЙ МОДЕЛИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ В-320 ДЛЯ КОДА КОРСАР В РАМКАХ РАБОТ ПО ПОВЫШЕНИЮ МОЩНОСТИ ДО % N ном РАЗРАБОТКА И ОПИСАНИЕ РАСЧЕТНОЙ МОДЕЛИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ В-320 ДЛЯ КОДА КОРСАР В РАМКАХ РАБОТ ПО ПОВЫШЕНИЮ МОЩНОСТИ ДО 107-110 % N ном Руководитель докладчика: В.В. Щеколдин Докладчик: М.С. Хвостов

Подробнее

Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования

Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ «МЭИ» «УТВЕРЖДАЮ» Директор ИТАЭ Дедов А.В. подпись 2015

Подробнее

Волгодонский Филиал ЗАО «АЭМ-технологии» «Атоммаш» Российский производитель оборудования АЭС, энергетического и нефтегазового оборудования

Волгодонский Филиал ЗАО «АЭМ-технологии» «Атоммаш» Российский производитель оборудования АЭС, энергетического и нефтегазового оборудования Волгодонский Филиал ЗАО «АЭМ-технологии» «Атоммаш» Российский производитель оборудования АЭС, энергетического и нефтегазового оборудования Волгодонский Филиал ЗАО «АЭМ-технологии» ОАО «АТОМЭНЕРГОМАШ» г.

Подробнее

ВЛИЯНИЕ НЕОПРЕДЕЛЁННОСТЕЙ ЗНАЧИМЫХ ИСХОДНЫХ ДАННЫХ НА ПОКАЗАТЕЛИ БЕЗОПАСНОСТИ В РЕАКТИВНОСТНЫХ АВАРИЯХ ВВЭР-1000

ВЛИЯНИЕ НЕОПРЕДЕЛЁННОСТЕЙ ЗНАЧИМЫХ ИСХОДНЫХ ДАННЫХ НА ПОКАЗАТЕЛИ БЕЗОПАСНОСТИ В РЕАКТИВНОСТНЫХ АВАРИЯХ ВВЭР-1000 ВЛИЯНИЕ НЕОПРЕДЕЛЁННОСТЕЙ ЗНАЧИМЫХ ИСХОДНЫХ ДАННЫХ НА ПОКАЗАТЕЛИ БЕЗОПАСНОСТИ В РЕАКТИВНОСТНЫХ АВАРИЯХ ВВЭР-1000 Руководитель: Г.Л. Пономаренко, к.т.н. А.П. Демехин В работе проведен анализ аварий типа

Подробнее

и технологическая проработка применимости системы удержания расплава и «Конструкторская действующих АЭС с серийной РУ В-320»

и технологическая проработка применимости системы удержания расплава и «Конструкторская действующих АЭС с серийной РУ В-320» 1 УДК 621.039.586 «Конструкторская и технологическая проработка применимости системы удержания расплава и охлаждения корпуса реактора (СУРОК) для действующих АЭС с серийной РУ В-320» Докладчик Кочетков

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

ПРОГРАММНЫЙ КОМПЛЕКС ТРАП-КС ДЛЯ АНАЛИЗА ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ И НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ РУ С ВВЭР В АВАРИЙНЫХ РЕЖИМАХ

ПРОГРАММНЫЙ КОМПЛЕКС ТРАП-КС ДЛЯ АНАЛИЗА ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ И НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ РУ С ВВЭР В АВАРИЙНЫХ РЕЖИМАХ ПРОГРАММНЫЙ КОМПЛЕКС ТРАП-КС ДЛЯ АНАЛИЗА ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ И НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ РУ С ВВЭР В АВАРИЙНЫХ РЕЖИМАХ С.И. Зайцев, Ю.В. Беляев, М.О.Закутаев, М.А. Быков Введение Программный комплекс

Подробнее

ИССЛЕДОВАНИЕ ПРОЦЕССОВ ПЕРЕМЕШИВАНИЯ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В РЕАКТОРЕ С ДВУМЯ ЦИРКУЛЯЦИОННЫМИ ПЕТЛЯМИ

ИССЛЕДОВАНИЕ ПРОЦЕССОВ ПЕРЕМЕШИВАНИЯ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В РЕАКТОРЕ С ДВУМЯ ЦИРКУЛЯЦИОННЫМИ ПЕТЛЯМИ ИССЛЕДОВАНИЕ ПРОЦЕССОВ ПЕРЕМЕШИВАНИЯ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В РЕАКТОРЕ С ДВУМЯ ЦИРКУЛЯЦИОННЫМИ ПЕТЛЯМИ Д.В. Зайцев, Е.А. Лисенков, Д.В. Ульяновский, Ю.А. Безруков ОКБ "ГИДРОПРЕСС", Подольск, Россия Введение Изменение

Подробнее

ПЛАВУЧАЯ АТОМНАЯ ТЕПЛОЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ «АКАДЕМИК ЛОМОНОСОВ»

ПЛАВУЧАЯ АТОМНАЯ ТЕПЛОЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ «АКАДЕМИК ЛОМОНОСОВ» ПЛАВУЧАЯ АТОМНАЯ ТЕПЛОЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ «АКАДЕМИК ЛОМОНОСОВ» Торопов Кирилл Иванович Заместитель главного инженера по эксплуатации Плавучей атомной теплоэлектростанции г. Мурманск 26 сентября 2018 года 1

Подробнее

Реактор ATMEA1: разработан совместно компаниями AREVA и Mitsubishi

Реактор ATMEA1: разработан совместно компаниями AREVA и Mitsubishi Реактор ATMEA1: разработан совместно компаниями AREVA и Mitsubishi Copyright @ 2014 by the American Nuclear Society АНДРЕАС ГЕБЕЛЬ, ПРЕЗИДЕНТ И ГЕНЕРАЛЬНЫЙ ДИРЕКТОР КОМПАНИИ ATMEA Реактор ATMEA1 эволюционный

Подробнее