![]() |
Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )
![]() |
![]()
Сообщение
#1
|
|
Эксперт ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Patrons Сообщений: 1 424 Регистрация: 22.3.2010 Пользователь №: 4 323 ![]() |
Не нашел подходящего "места"
Ранее дискутировался вопрос о Ловушках Вот мнение с МНТК-2016: Стратегия управления тяжелой ЗПА с плавлением топлива для АЭС с ВВЭР Звонарев Ю.А. НИЦ «Курчатовский институт», Москва Полученные на сегодняшний день результаты позволяют сделать следующие выводы: •• Для реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-600 возможно применение стратегии внутрикорпусного удержания расплава за счет наружного охлаждения корпуса реактора. •• Для ВВЭР-1000 реализация внутрикорпусного удержания расплава без применения мер по интенсификации наружного охлаждения реактора не представляется возможной. •• Для ВВЭР-1200 (проекты АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ) для управления тяжелой ЗПА с плавлением топлива однозначно следует применять УЛР. |
|
|
![]() |
![]()
Сообщение
#2
|
|
Участник-писатель ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Patrons Сообщений: 5 578 Регистрация: 20.8.2012 Из: Россия, Москва Пользователь №: 33 670 ![]() |
Стратегия управления тяжелой ЗПА с плавлением топлива для АЭС с ВВЭР Звонарев Ю.А. НИЦ «Курчатовский институт», Москва Полученные на сегодняшний день результаты позволяют сделать следующие выводы: •• Для реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-600 возможно применение стратегии внутрикорпусного удержания расплава за счет наружного охлаждения корпуса реактора. •• Для ВВЭР-1000 реализация внутрикорпусного удержания расплава без применения мер по интенсификации наружного охлаждения реактора не представляется возможной. •• Для ВВЭР-1200 (проекты АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ) для управления тяжелой ЗПА с плавлением топлива однозначно следует применять УЛР. Частично мнение было озвучено ещё на МНТК-2011: Расчётный анализ удержания расплавленной активной зоны в корпусе реактора при тяжелых авариях на АЭС с ВВЭР Ю.А. Звонарев, М.А. Будаев, А.М. Волчек, В.А. Горбаев, В.Н. Загрязкин, Н.П. Киселев, В.Л. Кобзарь, А.В. Конобеев, Д.Ф. Цуриков НИЦ «Курчатовский институт», Москва, Россия QUOTE В настоящем докладе представлены результаты предварительной расчетной оценки поведения расплава активной зоны в корпусах реакторов ВВЭР-600 и ВВЭР-1300 (ВВЭР ТОИ) при тяжелых запроектных авариях.
|
|
|
![]() ![]() |
Текстовая версия | Сейчас: 24.6.2025, 3:41 |