НИОКТР
№ АААА-А19-119040290016-5

-Экспериментальное исследование критерия приемлемости (целостности) и характера разрушения труб ТК при низком давлении в КМПЦ в условиях разогрева активной зоны реактора РБМК-1000, эксплуатируемого на стадии массового растрескивания блоков графитовой кладки в рамках актуализации материалов, технической документации для реакторных установок типа РБМК, прошедших модернизацию и ремонт

21.03.2019

Для анализа запроектной аварии с полным обесточиванием атомной электростанции, при которой на поздней стадии при высокой температуре и низком давлении в контуре многократной принудительной циркуляции происходит повреждение топлива и разгерметизация труб топливных каналов, сегодня отсутствуют экспериментальные данные по характеру повреждения каналов. Ситуация усугубляется тем, что многие энергоблоки с РБМК находятся в стадии эксплуатации, на которой происходит массовое растрескивание графитовых блоков кладки, а также распиливание блоков кладки при ремонтно-восстановительных операциях.Эти особенности графитовых кладок приводят к отсутствию «бандажного» эффекта для топливных каналов, который влияет на процесс их разгерметизации.Полученные в результате экспериментов, выполняемых в рамках НИОКР, данные позволят получить критерий приемлемости и характер повреждения топливных при низких давлениях в условиях массового растрескивания блоков и ремонта графитовой кладки. Кроме того, характер сквозных трещин в трубах топливных каналах позволит оценить поступление теплоносителя и пара в реакторное пространство при их разгерметизации и возможные пути миграции водорода при дальнейшем развитии аварии. По итогам НИОКР должен быть получен критерий приемлемости (целостности) канальных труб и изучен характер повреждения (сквозных трещин) труб при низких давлениях в условиях разогрева активной зоны реактора РБМК-1000, эксплуатируемого на стадии массового растрескивания блоков графитовой кладки, а также осуществлена корректировка разделов РУЗА «Захолаживание активной зоны в период длительного перегрева при полном обесточивании энергоблока» и «Основные повреждения при тяжелых запроектных авариях с длительным разогревом активной зоны».
ГРНТИ
44.33.01 Общие вопросы
Ключевые слова
ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ
РЕАКТОР РБМК-1000
МОДЕРНИЗАЦИЯ И РЕМОНТ
Детали

Начало
15.05.2017
Окончание
10.07.2019
№ контракта
98-17до/9/30591-Д
Заказчик
Акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях"
Исполнитель
Акционерное общество "Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н.А. Доллежаля"
Бюджет
Средства хозяйствующих субъектов: 48 566 100 ₽
Похожие документы
Расчетная оценка возможности разрушения трубопроводов Ду300 и Ду800 КМПЦ реакторов РБМК по критериям хрупкого и вязкого разрушения. Поддержка компьютерной базы данных по дефектам оборудования и трубопроводов АЭС для использования при проведении оценки безопасности при лицензировании эксплуатации атомных станций с реакторами большой мощности канальными.
0.913
НИОКТР
Расчетная оценка возможности разрушения трубопроводов Ду300 реакторов РБМК по критериям хрупкого и вязкого разрушения. Поддержка компьютерной базы данных по дефектам оборудования и трубопроводов АЭС для использования при проведении оценки безопасности при лицензировании эксплуатации атомных станций с реакторами большой мощности канальными.
0.912
НИОКТР
Разработка критериев обеспечения безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах при разгерметизации трубопроводов с натриевым теплоносителем в процессе эксплуатации
0.910
Диссертация
Расчетная оценка возможности разрушения трубопроводов Ду300 и Ду800 КМПЦ реакторов РБМК с учетом подроста дефектов при эксплуатации
0.908
ИКРБС
Экспериментальное моделирование проплавления чехлов ТВС при тяжелых авариях быстрых натриевых реакторов
0.906
НИОКТР
Анализ возможности разрушения трубопроводов по критериям вязкого и хрупкого разрушения с учетом подроста дефектов при эксплуатации.
0.906
ИКРБС
Расчетно-экспериментальное исследование кризиса теплоотдачи в активных зонах водоохлаждаемых ядерных реакторов
0.904
Диссертация
Оценка степени негерметичности твэлов с модернизированным топливом на работающем и остановленном реакторе ВВЭР
0.903
Диссертация
Разработка модели развития газовой неплотности в оболочке СНУП твэла вплоть до его разрушения и проведение параметрических расчетных исследований с выдачей рекомендаций по допустимой длительности эксплуатации твэла после появления газовой неплотности
0.901
НИОКТР
Исследование безопасности эксплуатации трубопроводов энергетических реакторов на основе концепции «течь перед разрушением»
0.901
Диссертация