Русский / English 
?php echo $word_institute;?>
ИНСТИТУТИССЛЕДОВАНИЯПРОЕКТЫНАУКА И ОБРАЗОВАНИЕНОВОСТИКОНТАКТЫ
 
Исследования » Разработка методов, инструментария и проведение расчетных исследований безопасности АЭС » Анализ безопасности АЭС с РУ ВВЭР при запроектных и тяжелых авариях с плавлением топлива и выходом ПД за пределы барьеров безопасности

АНАЛИЗ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С РУ ВВЭР ПРИ ЗАПРОЕКТНЫХ И ТЯЖЕЛЫХ АВАРИЯХ С ПЛАВЛЕНИЕМ ТОПЛИВА И ВЫХОДОМ ПД ЗА ПРЕДЕЛЫ БАРЬЕРОВ БЕЗОПАСНОСТИ

Тяжелые запроектные аварии на АЭС — явление крайне редкое. Однако задачи обеспечения технологической и радиационной безопасности АЭС являются приоритетными на всех этапах ее «жизненного цикла», начиная с проектирования и заканчивая выводом из эксплуатации и утилизацией. Практическая реализация этих задач требует проведения целенаправленных фундаментальных и прикладных научно-технических исследований.

С 1989 года Институт сотрудничает с комиссией по ядерному регулированию США, французскими регулирующими органами в области совершенствования средств анализа безопасности ядерных реакторов — компьютерных кодов. К разработке отечественных кодов, сопоставимых по возможностям с американским тяжелоаварийным кодом MELCOR и европейским ASTEC, в ИБРАЭ РАН приступили еще в конце 1990-х гг. В кооперации с ведущими организациями отрасли (ФГУП РФЯЦ-ВНИИЭФ, АО «АТОМПРОЕКТ», ФГБУ НИЦ «Курчатовский Институт», АО ОКБ «Гидропресс», АО «Атомэнергопроект», ГНЦ РФ–ФЭИ, АО «ЭНИЦ») был создан сквозной расчетный код СОКРАТ, который позволяет моделировать процессы, происходящие при тяжелых запроектных авариях на реакторах с водным теплоносителем (ВВЭР, BWR, PWR), начиная с исходного события и заканчивая выходом радионуклидов в окружающую среду. Код широко применяется в ИБРАЭ РАН и на предприятиях отрасли для решения сложных наукоемких задач обоснования безопасности АЭС при тяжелых авариях.


ИБРАЭ РАН © 2013 Карта сайта | Связаться с нами