Реакторы ВВЭР

Миненерго СССР; Главтеплоэнергомонтаж; Институт энергомонтажпроект, Киевский филиал. - Киев, 1981 (главный корпус) - 1982 (реакторное отделение). - 74с. Альбом включает в себя поуровневые планы реакторного отделения с обстройкой, турбинного зала, деаэраторной этажерки. Пояснения включают список помещений, отмеченных на планах, с указанием их назначения, а также расположение основного оборудования энергоблока.

М.: Энергоатомиздат, 1990г. -264с. Излагаются научные и инженерные вопросы совершенствования основного оборудования действующих и проектируемых энергоблоков АЭС с ВВЭР. Обоснован метод комплексного поиска и анализа оптимальных решений по реакторно-парогенераторной и турбинной частям энергоблока с учетом их взаимовлияния и системных связей. Приведены критерии оптимальности параметрических и схемных решений. Обосновывается максимум полезного эффек...

М.: Энерго-атомиздат, 1990. —264 с. — ISBN 5-283-03796-7. Излагаются научные и инженерные вопросы совершенствования основного оборудования действующих и проектируемых энергоблоков АЭС с ВВЭР. Обоснован метод комплексного поиска и анализа оптимальных решений по реакторно-парогенераторной и турбинной частям энергоблока с учетом их взаимовлияния и системных связей. Приведены критерии оптимальности параметрических и схемных решений. Обосновывается ма...

М.: Логос, 2010г., 604 с. + цв. вклейки. Дано систематическое изложение основ ядерной и реакторной физики, а также описание оборудования реакторного отделения ВВЭР-1000 и его работы в условиях нормальной эксплуатации и при основных нарушениях этих условий. Рассмотрены специальные вопросы устройства реактора и управления им, свойства ядерного топлива, обращение с ним и основы безопасности. Приведены данные об эволюционном проекте АЭС-2006 с ВВЭР-1...

М.: Логос, 2010г., 604 с. + цв. вклейки. Адаптировано для E-book, планшетников, смартфонов. Дано систематическое изложение основ ядерной и реакторной физики, а также описание оборудования реакторного отделения ВВЭР-1000 и его работы в условиях нормальной эксплуатации и при основных нарушениях этих условий. Рассмотрены специальные вопросы устройства реактора и управления им, свойства ядерного топлива, обращение с ним и основы безопасности. Приведе...

Рассмотрены основы нейтронно-шумовой теории энергетического реактора, методы моделирования вибрации элементов реакторного оборудования, методы анализа виброшумовой информации, отечественные и зарубежные системы виброшумового контроля и диагностики ВВЭР. Представлен обширный экспериментальный материал по виброшумовым образам ВВЭР-1000 и ВВЭР-440. М., Энергоатомиздат, 2004 г. ВНИМАНИЕ! Архив разбит на две части. Чтобы распаковать архив, необход...

Рассмотрены основы нейтронно-шумовой теории энергетического реактора, методы моделирования вибрации элементов реакторного оборудования, методы анализа виброшумовой информации, отечественные и зарубежные системы виброшумового контроля и диагностики ВВЭР. Представлен обширный экспериментальный материал по виброшумовым образам ВВЭР-1000 и ВВЭР-440. М., Энергоатомиздат, 2004 г. ВНИМАНИЕ! Архив разбит на две части. Чтобы распаковать архив, необход...

Описание реактора ВВЭР-1000 на четырех языках – русском, английском, немецком и французском. Атомэнергоэкспорт, 36 с pdf

М.: НИЯУ МИФИ, 2014. — 288 с. Изложены теоретические основы физики водо-водяных реакторов, основные аспекты их проектирования и эксплуатации, характеристики топливных загрузок. Подробно описаны эксплуатационные вопросы по физике ВВЭР-1000;. Основу монографии составляют материалы, в которых рассмотрены аспекты, связанные с безопасностью объектов использования атомной энергии и эксплуатацией ВВЭР. В монографию вошли сведения из руководящего докумен...

Бессалов Г.Г., Денисов В.П., Мельников Н.Ф., Драгунов Ю.Г. — М.: ИКЦ «Академкнига», 2004. — 208 с. Представлена информация о конструкциях основных узлов и элементов реакторов ВВЭР средней мощности в их развитии от первого реактора ВВЭР-210 (В-1) до серийного реактора ВВЭР-440 (В-213), разработанных в ОКБ «Гидропресс» в период с 1955 по 1975 год. Рассмотрены вопросы некоторых аварий на оборудовании реакторов, связанных с недостатками конструкций...

Дано описание составных частей системы ВРК. Основное внимание уделено монтажу, поредению пусконаладочных работ и обеспечению эксплуатации системы. Приводится методика диагностики работоспособности и контроля исправности системы, даны рекомендации по проведению ремонтных и профилактических работ. Для инженерно-технического персонала, занимающегося монтажом, пуском, наладкой и эксплуатацией систем ВРК на АЭС. Энергоатомиздат, 1987, 128 с.: ил. - (...

Альбом технологических схем реакторного отделения АЭС с ВВЭР-1000 (В-320): учеб. пособие - Севастополь, СНУЯЭиП, 2010. - 78с. Представлены состав и компоновка главного корпуса, экспликации реакторного отделения, технологические схемы реакторного отделения АЭС с ВВЭР-1000 модификации В-320

Укладачі В.К.Бронніков, С.В.Барбашев, М.М. Дубовенко, І.О. Ловцова, В.І. Дудкіна / За ред. В.К. Броннікова, С.В. Барбашева. – Острог: Видавництво Національного університету «Острозька академія», 2010. - 128 с. У цьому довіднику наведені відповіді на питання про атомну (ядерну) енергетику, які звучать найчастіше: як працює АЕС, яке паливо використовується на АЕС, що воно собою являє, наскільки безпечні АЕС, які плани розвитку атомної енергетики в...

М.: Энергоиздат, 1982. - 142 с. (Библиотека инженера АЭС, Вып. 6). Изложены задачи исследования и методы математического моделирования переходных процессов на АЭС при авариях с отказами основного технологического оборудования и при авариях с утечками среды первого и второго контуров реакторной установки. Приведены описания примеров конкретных расчетов аварийных режимов при различных повреждениях. Дан сравнительный анализ результатов динамических...

Москва, НИЯУ МИФИ, 2011, 376 стр. - ISBN 978–5–7262–1458–0 Выговский С.Б., Рябов Н.О., Семенов А.А., Чернов Е.В., Богачек Л.Н. Учебное пособие разработано на основе курса лекций по технологии и вопросам безопасной эксплуатации АЭС с ВВЭР-1000, читавшихся в России и за рубежом в течение ряда лет для отечественных и зарубежных специалистов атомной отрасли. В пособии содержатся сведения о физических и конструкционных особенностях реакторных установо...

М.: НИЯУ МИФИ, 2013. – 304 с. Данное учебное пособие разработано на основе курса лекций по технологии и вопросам безопасной эксплуатации АЭС с ВВЭР-1000, читавшихся в России и за рубежом в течение ряда лет для отечественных и зарубежных специалистов атомной отрасли. Основное внимание в пособии уделено освещению вопросов обеспечения безопасности и целостности основных барьеров защиты ЯЭУ с ВВЭР-1000. Большое место отведено описанию проектных основ...

Горохов А.К., Драгунов Ю.Г., Лунин Г.Л., Новиков А.Н., Цофин В.И., Ананьев Ю.А. — М.: ИКЦ «Академкнига», 2004. — 496 с. Рассмотрены вопросы обоснования нейтронно-физической и радиационной частей проектов водо-водяных энергетических реакторов ВВЭР для энергоблоков атомных электростанций. Книга может быть полезна проектантам АЭС, эксплуатационному персоналу АЭС, студентам вузов, специализирующихся в области атомной энергетики.

В книге представлены результаты исследований двухкомпонентной ядерной энергетической системы (ЯЭС), архитектура которой включает атомные станции с тепловыми и быстрыми реакторами, расширенное воспроизводство уран-плутониевого топлива, замыкание топливного цикла с переработкой ОЯТ, многократным комбинированным рециклом оксидного топлива, кондиционированием и изоляцией РАО. Создание такой ЯЭС рассматривается как становление нового технологического...

Публикация внебюджетной программы по безопасности АЭС с реакторами РБМК и ВВЭР.Декабрь 1998 - МАГАТЭ, ВЕНА, 1997; IAEA-EBP-WWER-07 ISSN 1025-2762 Целью настоящего отчета является объединение имеющейся информации по проблеме целостности парогенераторов АЭС с ВВЭР-1000, особенно делая упор на повреждение холодных коллекторов парогенераторов. Данная информация включает состояние парогенераторов эксплуатирующихся АЭС, анализ причин растрескивания кол...

М.: ИКЦ Академкнига, 2004. — 640 с.: ил. Представлен систематизированный материал по экспериментальным исследованиям напряженного состояния и прочности оборудования реакторных установок ВВЭР, разработанных ФГУП ОКБ «Гидропресс» за период 1955-2000 гг. Рассмотрены методические вопросы экспериментального обоснования, приведены основные результаты исследований на моделях, испытательных стендах и натурных реакторных установках при пусконаладочных раб...

М.: Энергоатомиздат, 1989. - 96 с: ил. - (Б-ка эксплуатационника АЭС; Вып.26) Рассмотрены вопросы организации использования ядерного топлива на АЭС с ЗВЭР, начиная с его заказа и кончая отправкой тепловыделяющих сборок с территории АЭС. Описаны методы контроля за условиями работы и хранения свежих и отработанных ТВС. Предложены рекомендации, позволяющие оценить экономическую эффективность эксплуатации ядерного топлива. Для инженерно-техническо...

М.: Энергоатомиздат, 1987. - 80 с: ил. В рамках решения задач по энергосбережению рассмотрены вопросы повышения эффективности эксплуатации действующих АЭС, в частности, возможность увеличения проектного уровня мощности атомных энергоблоков с серийными реакторами ВВЭР- 440. Обосновано наличие резервов по всей технологической цепочке выработки электроэнергии: активная зона, реактор, парогенератор, турбина, генератор. Для инженерно-технического и эк...

Екатеринбург: УГТУ-УПИ, 2008. - 59 с., Качество: Отличное Полный нейтронно-физический расчет ядерного реактора(на уровне студентов-выпускников физико-технического факультета); формулы и комментарии к ним, частично приведены исходные справочные данные, четкий и грамотный порядок расчета, удобное чтение.

Москва : Атомиздат, 1977. — 126, [2] с. Экспериментальное и теоретическое исследование процесса истечения водяного теплоносителя и смеси его с газом при течах реакторного контура.

Рассматриваются прогнозы развития атомной энергетики, определяющие и ограничивающие факторы ее развития, ее доли в общем производстве электроэнергии. Показывается, что эволюционный путь развития водоохлаждаемых энергетических реакторов (ВВЭР) это переход к использованию воды сверхкритических параметров (СКП). Раскрываются основные преимущества, достигаемые в энергетике при внедрении ВВЭР на воде СКП. Анализируются основные этапы программы разрабо...

Коврижкин Ю.Л., Скалозубов В.И., Кочнева В.Ю. Научно-технические основы оптимизации планирования ремонтов, испытаний и контроля на АЭС с ВВЭР : монография / Ю.Л. Коврижкин, В.И. Скалозубов, В.Ю. Кочнева ; НАН Украины, Институт проблем безопасности АЭС. - Чернобыль (Киев, обл.): Институт проблем безопасности АЭС, 2009.-120 с. ISBN 978-966-02-4787-1 В монографии приведены основные результаты разработок в области повышения эффективности производства...

Издательство Энергия, 1979 г. - 96 с. (Серия Библиотека тепломонтажника). В книге приводятся описание конструкции и технологические схемы атомных электростанций с водо-водяными энергетическими реакторами, описываются основные вопросы организации и ведения монтажа технологического оборудования. Книга предназначена для бригадиров, мастеров, прорабов, выполняющих монтаж технологического оборудования и трубопроводов на атомных электростанциях с реакт...

Подготовлено Мин. РФ по атомной энергии. Концерн "Росэнэргоатом". Данное пособие содержит информацию по эксплуатации всех систем реакторного и турбинного цехов серийных блоков типа ВВЭР-1000 с реакторной установкой типа В-320 Содержание Том 1 (187 стр) Основное оборудование реакторного отделения Том 2 (144 стр) Технологич. системы реакторного отделения: системы безопасности Том 3 (288 стр) Технологич. системы реакторного отделения: вспом. систем...

Аналитический обзор. - Харьков: ННЦ ХФТИ, 1998, 68 с. Дано описание функционального назначения различных систем управления и защиты реакторов ВВЭР-1000; Рассмотрены конструктивные особенности голов, ПС СУЗ и выгорающих поглотителей серийных установок ВВЭР-1000; Проанализированы нейтронопоглощающие материалы, применяемые или перспективные -для использования в активной зоне реакторов с водой под давлением. Обсуждаются перспективные конструкции пэло...

В архив входит документация по конструкции и эксплуатации серийника ВВЭР-1000 (в данном случае - реактора 1го блока Хмельницкой АЭС)

Сборник материалов 1. Статья УДК 621.039.516 Теплоэнергетика. 2011. № 7. С. 7-12. 2. Доклад VIII Международная научно-техническая конференция " Водно-химический режим АЭС', 23-25 октября 2012 г., Москва, ОАО "ВНИИАЭС» 3. Презентация VIII Международная научно-техническая конференция " Водно-химический режим АЭС', 23-25 октября 2012 г., Москва, ОАО "ВНИИАЭС» Явление роста перепада давления на реакторе было изучено для АЭУ с реакторами ВВЭР- 440. Пр...

Институт ядерной энергетики, г. Сосновый Бор, 2011 год, 32 стр. В работе приведен расчет реактора типа ВВЭР (однофазный теплоноситель). Файл оформлен в Word, также имеется 2 файла в Excel с графиками. Содержание Исходные данные для теплогидравлического расчета реактора ВВЭР. Определение геометрических параметров активной зоны. Определение теплогидравлических параметров по высоте канала в расчете на средний и максимально нагруженный твэл. Определ...

Работа содержит тепловой и физический расчеты реактора ВВЭР-1200.

Работа содержит тепловой и физический расчеты реактора ВВЭР-1300.

МГТУ им. Баумана, каф. Э7,5-й курс, консультант - Перевезенцев В. В. ,27 с. Содержание: - подготовка исходных данных для поверочного теплогидравлического расчета; - гидравлическое профилирование системы охлаждения активной зоны; - поверочный теплогидравлический расчет(метод изолированных ячеек); - поверочный теплогидравлический расчет(метод эквивалентной ТВС); - расчет критического теплового потока; - расчет гидравлического сопротивления ка...

СНУЯЭиП, проверил к. т. н., профессор кафедры ЭиФЗ АЭС Пилипчук Б, 50 стр. , 2009 год. Название дисциплины: АЭС и Установки. Задание: спроектировать ЯЭУ АЭС мощностью 1200 МВт. Давление теплоносителя: 16,5 Количество ступеней промперегрева пара: 2 Температура охлаждающей воды: 20 *С. Давление в деаэраторе 0,7МПа. Содержание: Список принятых сокращений Выбор типа принятой в расчёте АЭУ Тип принятой в расчёте АЭУ АЭС Давление теплоносител...

ИАТЭ НИЯУ МИФИ, Обнинск, 2015г., 19 стр Дисциплина - Атомные электрические станции 1. Определение параметров рабочего тела и греющего пара в элементах схемы 2. Расчет внешних узлов и определение параметров рабочего тела и пара в элементах тепловой схемы 3. Определение потоков пара и воды в элементах тепловой схемы 4. Показатели тепловой экономичности машинного зала 5. Показатели тепловой экономичности АЭС

Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2011. – 116 с. Рассмотрены принципы физического проектирования, критерии обеспечения безопасности и особенности конструкции ядерного энергетического реактора типового проекта ВВЭР-1000. Описаны конструкция тепловыделяющих сборок и топливных каналов активной зоны, принципы и средства управления реакторной установкой. Изложены основные особенности физики реактора ВВЭР- 1000. Пособие содержит основные технические хара...

Представлена информация по результатам многолетних эксперимен-тальных исследований, выполненных ОКБ «Гидропресс» в обоснование теплогидравлики реакторов типа ВВЭР в нормальных, аварийных и пере-ходных режимах. Исследования охватывали все этапы проектирования реакторных установок, включая, как заключительный этап, измерения при пусконаладочных работах на АЭС. Книга будет полезной как для создателей проектов ВВЭР, так и для других специалистов, р...

М.: ИКЦ Академкнига, 2004. — 391 с.: ил. Настоящая публикация содержит информацию о решении важнейших технических вопросов при разработке в ОКБ «Гидропресс» конструкций парогенераторов реакторных установок с ВВЭР и освоении их эксплуатации на АЭС. Книга написана с использованием документов, находящихся в фондах и архиве ОКБ «Гидропресс», а также по информации непосредственных исполнителей и участников этих работ. Книга может быть полезна в качест...

Автореферат диссертации канд. техн.наук (05.14.03 - ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации); рук. работы В. С. Харитонов. - Москва: НИЯУ МИФИ, 2010 . 22 с. Библ. – 11 . Илл. - 9 , табл. – 4 . Распознано. В работе 5 глав. Сама диссертация состоит из введения, пяти глав, выводов и списка использованных источников. Работа изложена на 153 страницах, включая 68 рисунков, 17 таблиц и список испо...

Институт ядерной энергетики, г. Сосновый Бор, 2012 г., 38 стр. Содержание. Введение. Исходные данные для нейтронно-физического расчета реактора ВВЭР-1300. Оценка размеров активной зоны. Расчет физических характеристик активной зоны реактора в свежем топливе. Расчет коэффициента размножения и реактивности реактора. Расчет изменения изотопного состава горючего для определения кампании топлива. Определение коэффициента размножения нейтронов в процес...

Никитюк В. П., Казахмедов А. Г., Ваулин А. С., Ершов И. Т., Денисов В. П. Приводы СУЗ реакторов ВВЭР для атомных электростанций. — М.: ИКЦ «Академкнига», 2004. — 325 с. В книге представлена информация по эволюционному развитию проектов приводов СУЗ реакторов ВВЭР для атомных электростанций электрической мощностью от 70 до 1500 МВт, разработанных ОКБ «Гидропресс», а также совместно с другими организациями за период 1955—2002 гг. Приведены описани...

Подробное описание конструкции и эксплуатации систем РО. Автоматика ступенчатого пуска общеблочнои РДЭС. Автоматика ступенчатого пуска системы надежного электроснабжения. Автоматическая система регулирования и защиты турбины. Гидроемкости. ГЦН и его вспомогательные системы. Общеблочная система надежного электроснабжения. Регуляторы и защиты оборудования 2-го контура. Система аварийного ввода раствора борной кислоты высокого. Система аварийного г...

Учебник под ред. В.А. Дубковского. – О. : Наука и техника, 2012. – 288 с.:ил В учебнике изложен материал, относящийся к вопросам управления ядерными реакторами, которые нашли преимущественное применение на АЭС – корпусными реакторами на тепловых нейтронах с водой под давлением, поскольку реакторы этого класса составляют основу современной мировой атомной энергетики. Изложение построено исходя из общих основ, относящихся к управлению в технике, и...

М.: НИЦ «Курчатовский институт», 2015. - 480 с.: 115 илл. Назначение данного сборника — предоставить молодому специалисту практические основы проектирования атомных станций с реакторами типа ВВЭР, ознакомить с методами расчета и расчетными кодами, используемыми в работах, ведущихся в НИЦ «Курчатовский институт», облегчив вхождение молодого сотрудника в тематику предстоящей работы. Представленная в сборнике информация может оказаться полезной и дл...

«Механика жидкостей и газов». – Обнинск: ИАТЭ НИЯУ МИФИ, 2011 г. – 33 с., Руководитель работы к.т.н. Авдеев Е.Ф. Профилирование расходов по тепловыделяющим сборкам реактора. Рассчитаны геометрия ТВС, гидравлические сопротивления контура. В данной курсовой работе вычислена мощность главного циркуляционного насоса, необходимая для перекачки теплоносителя по петле первого контура ядерной энергетической установки с реактором ВВЭР-1000.

Расчет выполнен в виде отчета. Работа содержит тепловой и физический расчеты. Тепловой расчет. Физический расчет.

Издательство НПО "Гидропресс" 2004 В книге представлена информация по проектным основам и конструктивным решениям водо-водяных корпусных реакторов для энергоблоков АЭС мощностью 1000 МВт, разработанных ОКБ «Гидропресс». Рассмотрены результаты конструкторских разработок реакторов ВВЭР-1000, начиная с головного реактора для 5-го блока Нововоронежской АЭС и кончая последними разработками реакторов ВВЭР-1000 повышенной безопасности, включая реакторы...

В. Г. Русьянов, В. П. Денисов, Ю. Г. Драгунов, А. В. Селезнев, С. Б. Рыжов, А. Е. Геронтьев, А. Г. Конюшков. Уплотнительные устройства разъемных соединений оборудования реакторных установок ВВЭР. - Москва.: ИКЦ «Академкнига», 2004. -134с. Приведены конструкции уплотнительных устройств основных герметичных разъемных соединений реакторных установок ВВЭР, разработанных в ОКБ «Гидропресс», начиная с первой реакторной установки В-1 и заканчивая реак...

Русьянов В.Г., Денисов В.П., Драгунов Ю.Г., Селезнев А.В., Рыжов С.Б., Геронтьев А.Е., Конюшков А.Г. — Москва.: ИКЦ Академкнига, 2004. — 134 с. Приведены конструкции уплотнительных устройств основных герметичных разъемных соединений реакторных установок ВВЭР, разработанных в ОКБ «Гидропресс», начиная с первой реакторной установки В-1 и заканчивая реакторной установкой ВВЭР-1000 последней серии. Представлены результаты многолетней эксплуатации упл...

МНТК-2009 Пленарное заседание, 41 с. Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР - 2009 Начиная с 2001 года, во ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС" возобновилось проведение научно-технических конференций «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Широкий круг тематических вопросов и проявленный интерес к их обсуждению привели к решению о регулярном проведении конференций – один раз в 2 года. Это мероприятие традиционно проводится с участием Росатома и при поддержке МАГАТЭ...

Автореферат диссертации д-ра техн. наук (05.14.03 - ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации). - Москва : Гидропресс, 2007. 48 с. Библ. – 45 . Илл. – 45, табл. – 1 . Распознано. В работе 7 глав. Сама работа состоит из введения, четырёх глав, заключения, списка литературы из 218 наименований, изложена на 360 страницах машинописного текста и содержит 400 рисунков и 51 таблицу. Введение. Термом...

М.: Атомиздат, 1977. - 216 с. («Проблемы ядерной энергетики»). В книге обсуждаются направления и этапы развития водо-водяных реакторов в СССР, основные физические и технические характеристики реакторных установок и АЭС с реакторами ВВЭР прежде всего с точки зрения проблемы создания надежного, экономического и безопасного источника энергии для АЭС. Подробно излагаются основные физические и технические проблемы безопасности реакторов ВВЭР, система...

Монография / В.И. Скалозубов, А.А. Ключников, Ю.А. Комаров, А.В. Шавлаков; НАН Украины, Ин-т проблем безопасности АЭС. - Чернобыль (Киев, обл.): Ин-т проблем безопасности АЭС, 2010. — 200 с., ISBN 978-966-02-5761-0 В монографии приведены оригинальные разработки авторов по научно-техническим обоснованиям приоритетных современных мероприятий по повышению безопасности атомных электростанций с водо-водяными реакторами: разработка и внедрение оператив...

Монография / В.И. Скалозубов, Ю.Л. Коврижкин, В.Н. Колыханов и др. ; под ред. В.И. Скалозубова ; НАН Украины, Ин-т проблем безопасности АЭС. - Чернобыль (Киев, обл.) : - Ин-т проблем безопасности АЭС, 2008. - 496 с. ISBN 978-966-02-4665-2 В монографии представлен передовой международный и отечественный опыт в области оптимизации ремонтов энергоблоков АЭС, в том числе на основе оптимизации планирования, организации и проведения ремонтных работ, ав...

Основы продления эксплуатации АЭС с ВВЭР : монография / В.И. Скалозубов, А.А. Ключников, Е.С. Лещетная ; под ред В.И. Скалозубова ; НАН Украины, Ин-т проблем безопасности АЭС. - Чернобыль (Киев, обл.) : Ин-т проблем безопасности АЭС, 2011. - 384 с. ISBN 978-966-02-5762-7 В монографии представлены обобщение и анализ нормативно-технической и методической базы по управлению старением и продлению срока эксплуатации энергоблоков АЭС с ВВЭР. Даны приме...

Основы управления запроектными авариями с потерей теплоносителя на АЭС с ВВЭР : монография / В.И. Скалозубов, А.А. Ключников, В.Н. Колыханов ; НАН Украины, Ин-т проблем безопасности АЭС. - Чернобыль (Киев, обл.): Ин-т проблем безопасности АЭС, 2010. - 400 с. ISBN 978-966-02-5203-5 Проведен анализ состояния и опыта разработок по моделированию и управлению запроектными (в том числе тяжелыми) авариями на атомных электростанциях. Предложено методичес...

Развитие и оптимизация систем контроля атомных электростанций с ВВЭР: монография/ В.И. Скалозубов, Д.В. Билей, Т.В. Габлая, и др. ; под ред. В. И. Скалозубова ; НАН Украины, Ин-т проблем безопасности АЭС. - Чернобыль (Киев, обл.) : - Ин-т проблем безопасности АЭС, 2008.-512 с. ISBN 978-966-02-4664-5 В монографии представлен передовой международный и отечественный опыт в области организации и применения средств и методов эксплуатационного контроля...

Автореферат диссертации канд. техн. наук (05.14.03 - ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации); рук. работы Юрченко В.Г. Москва: МИФИ, 2007 . 22 с. Библ. – 11 . Илл. - 6 , табл. – 4 . Распознано. В работе 4 главы. Замечание. В предлагаемой копии страницы располагаются достаточно хаотически (не по порядку). Сама диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка использованно...

Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук. — Димитровград: Научно-исследовательский институт атомных реакторов, 2015. — 283 с. Специальность: 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации Научный консультант: доктор технических наук, профессор Калыгин В.В. Цель работы. Разработка, научно-методическое обоснование и практическая реализация технических решений по рас...

Учебное пособие для вузов. — 2-е изд., доп. — М.: Издательский дом МЭИ, 2008. — 358 с. В учебном пособии изложены основные вопросы, определяющие состав оборудования атомных электростанций с водо-водяными энергетическими реакторами, а также способы экономичной эксплуатации оборудования и защиты от ионизирующего излучения персонала АЭС и окружающей среды. По сравнению с предыдущим изданием во 2-м издании рассмотрены вопросы культуры безопасности на...

Издательство МЭИ, 358 с, 2008 г. В учебном пособии изложены основные вопросы, определяющие состав оборудования атомных станций с водо-водяными энергетическими реакторами, а также способы экономичной эксплуатации оборудования и защиты от ИИ персонала АЭС и окружающей среды. Во втором издании представлены вопросы культуры безопасности АЭС. Пособие предназначено для обучения студентов по специальности "Атомные электрические станции и установки" в те...

Учебное пособие для студентов вузов. — М.: Издательство МЭИ, 2002. — 344 с., ил. ISBN: 5-7046-0831-0. В учебном пособии изложены основные вопросы, определяющие состав оборудования атомных электростанций с водо-водяными энергетическими реакторами, а также способы экономичной эксплуатации оборудования и защиты от ионизирующего излучения персонала АЭС и окружающей среды. Пособие предназначено для обучения студентов по специальности «Атомные электрос...

ИАТЭ НИЯУ МИФИ, Обнинск, 2014г., 36 стр. Дисциплина - Теплогидравлический расчет АЭС Введение Исходные данные Определение геометрических данных Определение теплогидравлеческих параметров Средняя температура теплоносителя на выходе из активной зоны Средняя энтальпия теплоносителя на выходе из активной зоны Расход теплоносителя через активную зону Перепад давления по высоте зоны Коэффициент неравномерности по высоте Объемный коэффициент неравномер...

Технологические схемы реакторного и турбинного отделения серийника ВВЭР- 1000. Автокадовские схемы без пояснений.rn

Чертежи принципиальных технологических схем реакторного цеха Южноукраинской АЭС. Набор из 48-ми чертежей технологических схем реакторного цеха в формате DWG (AutoCAD 2007). Чертежи в RAR-архиве. При неправильном отображении шрифтов загрузите шрифты из папки "ШРИФТЫ". Список входящих чертежей. Схема ТТК реактора блока N1 Схема ТТК петель первого контура блока N1 Первый контур блока N1 Система компенсации давления блока N1 Схема термоконтроля ГЦН-1...

Шмелев В.Д., Драгунов Ю.Г., Денисов В.П., Васильченко И.Н. — М.: ИКЦ «Академкнига», 2004. — 220 с. Представлена информация по эволюционному развитию проектов активных зон ВВЭР для энергоблоков атомных электростанций мощностью от 70 до 1500 МВт, разработанных ОКБ «Гидропресс» за период 1955—2000 гг. Рассмотрены проектные основы конструирования активных зон ВВЭР и их составных частей — кассет (тепловыделяющих сборок, органов регулирования), расче...

Учебное пособие. Волгодонская аэс. Волгодонск 2002 г. В предлагаемом издании даются конкретные сведения по оборудованию, системам и эксплуатации энергоблока №1 Волгодонской Аэс, полученные на основе проведения пусконаладочных работ и ввода энергоблока в эксплуатацию. Оно позволит более углубленно изучить энергоблоки данного типа, повысить квалификацию персонала и тем самым — безопасность и надежность эксплуатации Аэс. Авторы при написании книги р...

Презентация, 60 слайдов IAEA, Joint ICTP-IAEA School of Nuclear Energy Management, Trieste, Italy, 11 August 2011 Рассмотрены основные направления разработки разных типов ядерных реаткоров по всему миру. Рассмотрены два направления - эволюционное и инновационное. Показана эволюция реакторного контаймента и систем 1-го контура для BWR и PWR. Содержание: Introduction Summary of Commercially Available and Near Term Deployment Reactor Designs Global...