ИКРБС
№ АААА-Б17-217042610083-2Расчетно-экспериментальные исследования состояния активных зон легководных реакторов. Экспериментальные исследования остаточного содержания делящихся материалов в отработавших ТВС активных зон исследовательских, транспортных и других реакторов
08.02.2017
В рамках работы по третьему этапу проекта модернизирована методика диагностики поверхностного кипения теплоносителя в активной зоне ВВЭР; усовершенствован активный нейтронный метод измерения остаточной массы U-235 в отработавших ТВС исследовательского ядерного реактора; разработана методика контроля содержания U-235 в тепловыделяющих сборках ядерных реакторов на основе сцинтилляционных систем детектирования нейтронов и гамма-квантов; выполнен анализ аварийных ситуаций на исследовательском реакторе бассейнового типа, вызванных нарушением циркуляции теплоносителя.
ГРНТИ
58.33.05 Расчеты ядерных реакторов
Ключевые слова
ВОДО-ВОДЯНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСИЕ ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ (ВВЭР)
ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЕ ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ
МОДЕЛИРОВАНИЕ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ И ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ
АНАЛИЗ БЕЗОПАСНОСТИ ЭКСПЛУАТАЦИИ
МОНИТОРИНГ ПАРАМЕТРОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ
ЯДЕРНЫЕ МАТЕРИАЛЫ
Детали
НИОКТР
№ 115013070120
Заказчик
Министерство образования и науки Российской Федерации
Исполнитель
Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ"
Похожие документы
Разработка новых методов оценки состояния топлива во время работы энергетических реакторов с водой под давлением на основе анализа активности теплоносителя
0.932
ИКРБС
Проведение исследований безопасности и эффективности легководных реакторов различного типа (энергетических и исследовательских)
0.924
ИКРБС
Отчет о НИОКР (заключительный) "Проведение расчетных исследований твэлов реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем в маневренных режимах по программе для ЭВМ "КОРАТ" инв. № 13401-дсп"
0.920
РИД
«Работы по разработке и обоснованию безопасности применения ядерного топлива для реакторных установок проекта АЭС-2006: проведение теплофизических исследований модельного топлива ВВЭР в зависимости от расчётного выгорания»
0.920
НИОКТР
Проведение расчетно-экспериментальных исследований радиационной нагрузки оборудования ВВЭР в целях разработки требований к оценке прогноза старения оборудования, подверженного реакторному облучению и радиационного охрупчивания корпусов ВВЭР при высоких флюенсах нейтронов, соответствующих 30-60 лет эксплуатации с предложениями по принятию регулирующих решений.
0.919
НИОКТР
АНАЛИЗ ПЕРВОГО ЭТАПА ЭКСПЕРИМЕНТОВ
0.915
ИКРБС
Работы по разработке и обоснованию безопасности применения ядерного топлива для ядерных реакторов различных типов: продолжение реакторных испытаний твэлов с уран-плутониевым топливом для ТВС ВВЭР-С, проведение специальных реакторных экспериментов после базового облучения и верификация кода СТАРТАП по результатам проведенных испытаний
0.914
НИОКТР
РАСЧЕТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК АКТИВНОЙ ЗОНЫ ДО И ПОСЛЕ 8-Й ПЕРЕГРУЗКИ
0.914
ИКРБС
Расчетные исследования эффективности гетерогенного выжигания и трансмутации МА в реакторах на быстрых нейтронах
0.912
НИОКТР
Разработка новых методов оценки состояния топлива во время работы энергетических реакторов с водой под давлением на основе анализаактивности теплоносителя
0.912
НИОКТР