-
2004
Морозов, Андрей Владимирович
Особенностью данной системы является; отсутствие азотной подушки в верхней части гидроемкостей. Истечение охлаждающей жидкости из системы происходит под действием давления пара из первого контура, который начинает поступать в верхнюю часть системы ГЕ-2 через трубопроводы, подключенные к холодным ниткам главного циркуляционного < контура в зоне
-
2003
Герасимчук, Олег Георгиевич
В целях улучшения технико-экономических показателей работы АЭС России концерн "Росэнергоатом", начиная с 1998, осуществляет программу "повышение КИУМ", составной частью которой является оптимизация натуральных и экономических характеристик топливных загрузок. Таким образом, задача анализа, моделирования, оптимизации и прогнозирования натуральных и
-
2003
Баллестерос Антонио
В период эксплуатации целостность КР зависит от исходного качества его изготовления, от деградации в процессе облучения механических свойств корпусных материалов (прежде всего радиационного и теплового охрупчивания, деформационного старения), от предыстории работы КР, включающей частоты и величины изменений температуры и давления в переходных
-
2003
Валиуллин, Фаат Хабибуллович
Внедрение результатов работы. Результаты работы внедрены на исследовательских реакторах МИР.М1, СМ-3, а также на стендах и в защитных камерах материаловедческого комплекса НИИАР
-
2003
Сидоров, Михаил Юрьевич
С помощью моделирования вариантов различного внесения положительной реактивности из различных состояний реактора на нестационарной расчетной программе ТРОЙКА, POLARIS (ВНИИАЭС) и программе расчета последовательности извлечения стержней БОКР-МКУ (НИКИЭТ) были сделаны следующие основные выводы
-
2003
Кузьмина, Ирина Борисовна
Следует особо отметить, что методология ВАБ позволяет оценить риск всевозможных аварий вследствие различных причин. Одной из таких причин являются пожары, инициированные возгораниями оборудования или ненадлежащим обращением с горючими материалами в помещениях АЭС
-
2003
Ашурко, Юрий Михайлович
В случае плановых остановов реактора, когда все системы и оборудование атомной электростанции сохраняют работоспособное состояние, отвод тепла может быть осуществлен системами нормального теплоотвода. При незапланированных остановах реактора, обусловленных невозможностью продолжения его нормальной эксплуатации вследствие возникновения определенных
-
2003
Малков, Андрей Павлович
Экспериментальные устройства (ЭУ), предназначенные для проведения различных исследований - непременная принадлежность ИР. Любое ЭУ, размещаемое в реакторе, воздействует на поток нейтронов. Следовательно, оно, в той или иной степени, оказывает влияние на нейтронно-физические характеристики (НФХ) активной зоны, важные для безопасности установки, что
-
2003
Дорофеев, Александр Николаевич
Широкое применение поглощающих материалов на основе европия в ОР ядерных реакторов на территории СССР и России первоначально было обусловлено двумя основными факторами - высокой эффективностью поглощения нейтронов и большими запасами оксида европия, который производился на Московском заводе полиметаллов. Среди всех известных поглощающих нейтроны
-
2003
Николаев, Юрий Анатольевич
Неполное понимание механизмов радиационного повреждения низколегированных сталей в шестидесятые-семидесятые годы привело к недооценке влияния остаточных примесей (в основном, фосфора и меди) и легирующих элементов (в основном, никеля) на радиационную стойкость материала корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 первых поколений и значительному, выше
-
2003
Любарский, Артур Вадимович
Имеются и политические причины снижения роли атомной энергетики, вызванные опасениями населения относительно повышенного риска ее использованием. Например, как известно, одним из условий вхождения в ЕС Словакии и Болгарии было требование по выводу из эксплуатации блоков ВВЭР-440/230. Такое же требование выставляла Австрия к Чехословацкой
-
2003
Васильев, Александр Владимирович
В настоящее время многие специалисты и организации [4,5,6] рассматривают замыкание ЯТЦ как одну из обязательных мер для предотвращения накопления РАО, характерного для настоящего состояния ЯЭ с открытым или частично замкнутым топливным циклом, основанной на тепловых реакторах
-
2003
Звир, Елена Аркадьевна
Многие изменяющиеся в процессе эксплуатации параметры топлива могут быть получены с использованием метода количественной обработки изображений. К основным характеристикам, изучаемым с использованием данного метода, следует отнести
-
2003
Щиканов, Алексей Юрьевич
Несмотря на широкое распространение технологических остаточных напряжений в элементах конструкций ЯЭУ в России этой проблеме уделяется недостаточное внимание [6]. Так, например, в практике эксплуатации реакторов РБМК-1000 были зафиксированы случаи образования сквозных дефектов в соединениях обоймы и тракта технологического канала. Комплексные
-
2003
Поваров, Владимир Петрович
Номенклатура и объем экспериментальных исследований нейтронно-физических процессов зависят от типа топливной загрузки реактора. Для серийных топливных загрузок они минимальны. При переводе действующих энергоблоков на подпитку новыми сортами топлива они, как правило, увеличиваются в соответствии с требованиями Научного руководителя проекта и
-
2003
Трунов, Николай Борисович
Из вышеизложенного вытекают большие научно-технические задачи, стоящие перед разработчиками парогенераторов. Разработка и обоснование более надежных и экономичных конструкций парогенераторов является одной из наиболее актуальных проблем при проектировании новых и модернизации действующих энергоблоков
-
2003
Забрусков, Николай Юрьевич
В реакторных установках ВВЭР корпус реактора (КР) является одним из основных элементов, обеспечивающих герметичность и удерживающих теплоноситель. Ресурсные характеристики реакторных установок с ВВЭР определяются в первую очередь обоснованием целостности корпусов реакторов (КР), металл которых подвергается интенсивному радиационному облучению
-
2003
Безлепкин, Владимир Викторович
По первому и второму направлениям (приоритетам) планируется в период до 2010 года увеличение мощностей атомной энергетики на 9 ГВт при росте ежегодной выработки электроэнергии с 135 до 210 млрд. кВт-час [2]. Третий приоритет — новые энергоблоки в основном с реакторами типа ВВЭР, ввод которых начнется к 2010 году, должны обладать повышенным уровнем
-
2003
Финкель, Борис Моисеевич
В процессе эксплуатации оборудования РУ происходит старение и износ элементов оборудования, что приводит к появлению дефектов и снижению эксплуатационной надежности. Поэтому возникает необходимость контроля механической целостности и жесткости крепления основного оборудования и трубопроводов, который позволяет выявить узлы и компоненты, наиболее
-
2003
Кутьин, Владислав Васильевич
Для обоснования безопасности новых энергоблоков необходимо иметь надежный математический инструмент - расчетный код улучшенной оценки, который должен адекватно воспроизводить, в частности, теплогидравлические процессы при пассивном отводе остаточного тепла реактора, характеризующиеся низкими параметрами теплоносителя и значительной термической и
