Акционерное общество
«ЭЛЕКТРОГОРСКИЙ НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЦЕНТР
ПО БЕЗОПАСНОСТИ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ»
Дочернее общество АО «Концерн Росэнергоатом»
ПРЕДПРИЯТИЕ ГОСКОРПОРАЦИИ «РОСАТОМ»
РОСАТОМ
Росэнергоатом
English version Карта сайта Обратная связь

Линейка достижений

Наименование работ

Назначение
(тип реактора)

2018

Разработка и аттестация (с проведением эксперимента на стенде «Гидроудар») специализированного расчетного кода для прогнозирования возникновения гидроударов в оборудовании АЭС.

ВВЭР

Экспериментальное (на стенде ПСБ ВВЭР) и расчетное обоснование максимальной длительности аварийной работы (72 часа) ГЕ-2, ГЕ-3 и СПОТ при ЗПА с аварийными течами из первого контура.

ВВЭР-1200

Подготовка имитационной зоны для проведения предпусковых работ на энергоблоке № 2 Нововоронежской АЭС-2.

ВВЭР-1200

2017

Проведение на стенде ПСБ РБМК второго этапа экспериментальных исследований условий возникновения кризиса теплообмена в топливных каналах РБМК-1000 переменной геометрии при равномерном и неравномерном по высоте обогреве моделей ТВС. Выпуск итогового отчета по результатам экспериментальных исследований.

РБМК-1000

Экспериментальное исследование локальных характеристик на модели ТВС РУ РБМК-1000 (стенд ЛИС).

РБМК-1000

Проведение ресурсных испытаний водоструйного насоса системы аварийного и планового расхолаживания первого контура и охлаждения бассейна выдержки энергоблока № 1 Нововоронежской АЭС-2 (стенд «Насос-инжектор»).

ВВЭР-1200

Ресурсные испытания элементов оборудования АЭС для обоснования ресурсных характеристик и определения предельных состояний.

ВВЭР, РБМК-1000

2016

Проведение приёмочных испытаний головного образца деаэратора подпитки и борного регулирования на соответствие требованиям 1113.00.00.000ТЗ, разработанного ОАО «СПбАЭП» для нужд Ленинградской АЭС-2.

ВВЭР-1200

Проведение ремонтно-восстановительных работ с имитационной зоной из комплекта имитаторов УТВС и ПС СУЗ для блоков 3,4 Тяньваньской АЭС.

ВВЭР-1200

Проведение экспериментальных исследований условий возникновения кризиса теплообмена в топливных каналах РБМК-1000 с увеличенным внутренним диаметром (84 мм) на ранее изготовленном рабочем участке с соосным расположением моделей ТВС (стенд ПСБ-РБМК).

РБМК-1000

Выполнение комплекса работ по подготовке имитационной зоны для проведения пусконаладочных работ на энергоблоке № 1 Ленинградской АЭС-2.

ВВЭР-1200

Ресурсные испытания элементов оборудования АЭС для обоснования ресурсных характеристик и определения предельных состояний.

 

2015

Экспериментальное обоснование на интегральном стенде ПСБ ВВЭР эффективности систем ГЕ-2 и СПОТ по охлаждению реактора НВ АЭС-2 при запроектных авариях с течью из трубопровода, соединяющего ГЕ с главным циркуляционным контуром.

ВВЭР-1200

Приемочные испытания головного образца деаэратора подпитки и борного регулирования для нужд Ленинградской АЭС-2.

ВВЭР-1200

2014

Проведение дополнительных экспериментальных исследований на стендах ПСБ-РБМК и ЛИС для увеличения объема данных по кризису теплообмена и обоснования методики расчета межячейкового обмена в ТВС РБМК-1000, используемой в коде ПУЧОК БМ-ДФ.

РБМК-1000

Расчетно-экспериментальные исследования аварий с осушением групп топливных каналов РБМК, включающие серию полномасштабных экспериментов на стенде ПСБ-РБМК.

РБМК-1000

Выполнение комплекса работ по подготовке имитационной зоны для проведения пусконаладочных работ на энергоблоке №3 Ростовской АЭС.

ВВЭР-1000

Экспериментальное обоснование работоспособности эжектора основного типа ЭПО-3-150 для турбоустановки К-1000-60/1500.

АЭС

2013

На стенде ТКР выполнены экспериментальные работы по определению динамических характеристик отремонтированных графитовых колонн методом вибрационного нагружения.

РБМК-1000

Выполнен комплекс работ по подготовке и проведению на стенде ТКР испытаний устройств и оснастки для восстановления ресурсных характеристик полномасштабной графитовой кладки АЗ реакторной установки РБМК-1000. Проведены экспериментальные исследования влияния формоизменения графитовых колонн (ГК) после восстановительных работ на жесткостные и динамические характеристики (собственные частоты, декременты колебаний) ячеек ТК и КСУЗ.

РБМК-1000

Проведены приемочные испытания головного образца теплообменника промконтура 4-го блока Ростовской АЭС.

ВВЭР-1000

Выполнены расчетно-экспериментальные (на стенде ПСБ РБМК) исследования в обоснование теплотехнической надежности (запаса до кризиса теплообмена) эксплуатации ТВС в ТК РБМК-1000 увеличенного диаметра с учетом искривления в дополнительный срок эксплуатации (ДСЭ).

РБМК-1000

Проведены стендовые испытания уплотняющих пар импульсно-предохранительных клапанов на эрозионно-коррозионную износостойкость

ВВЭР-1000

Выполнена отработка химической отмывки «карманов» парогенераторов ПГ

ВВЭР-1000

Создание систематизированного массива информации о проводимой работе по оценке соответствия изготавливаемого оборудования для АЭС

АЭС

2012

Выполнена валидация кода СОКРАТ на опытных данных эксперимента на стенде ПСБ-ВВЭР по исследованию аварийного режима с течью Ду 65 из холодной нитки РУ ВВЭР-ТОИ

ВВЭР-1200

Экспериментально определены теплогидравлические и сепарационные характеристики парогенератора повышенной мощности для АЭС с ВВЭР

ВВЭР-1200

Выполнена врификация расчётных кодов ТРАП-КС, КОРСАР/ГП и СОКРАТ на основе экспериментов на стенде ПСБ-ВВЭР

ВВЭР-1000

Проведены эксперименты на стенде ПСБ РБМК по определению условий возникновения кризиса теплообмена в полномасштабной модели ТК РБМК- 1000 с увеличенным внутренним диаметром (84 мм) при соосном и эксцентричном расположении ТВС и ступенчатом обогреве имитаторов твэл с технически максимально возможным kz и qmax

РБМК-1000

Разработана методика измерения скорости теплоносителя на основе метода теплозондирования

ВВЭР-1000

Разработаны критерии оценки и показателей качества оборудования АЭС

ВВЭР, РБМК-1000

На стенде В-3 выполнена экспериментальная часть проекта TACIS R2.01/06 «Разработка мероприятий по модернизации систем мониторинга ВХР I и II контуров для энергоблоков 1 и 2 Калининской АЭС».

ВВЭР-1000

Выполнены расчетно-экспериментальные (на стенде ТКР) исследования последствий заклинивания ТСТ графитовой колонны РБМК.

РБМК-1000

2011

Экспериментально исследованы уменьшенные модели эжекторов с тангенциальным подводом перекачиваемой среды применительно к системам аварийного и планового расхолаживания реакторной установки (САПР-РУ) проекта АЭС-2006. Выполнены ресурсные испытания материалов эжектора в рабочих условиях

ВВЭР-1200

Проведены испытания на крупномасштабной модели ПГ АЭС с ВВЭР-1000 для определения параметров режима консервации парогенератора методом «сухого останова»

ВВЭР-1000

Выполнено исследование гидродинамики и теплообмена в кольцевых твэлах для ядерно-энергетических установок нового поколения

ЯЭУ

Выполнен анализ состояния турбинных и трансформаторных масел на АЭС. Разработаны мероприятия по обеспечению качества турбинных и трансформаторных масел требованиям нормативных документов

ВВЭР, РБМК-1000

На стенде ПСБ-ВВЭР выполнен эксперимент по исследованию влияния пассивных систем безопасности ГЕ-2 и СПОТ на температурное состояние твэл в условиях аварии с малой течью теплоносителя из холодного трубопровода.

ВВЭР-1000

Проведено экспериментальное исследование для верификации кодов по расчетам неравномерности паровой нагрузки при работе парогенераторов на повышенной мощности.

ВВЭР-1000

2010

Обобщены опытные данные по теплогидравлическим и сепарационным характеристикам парогенератора на повышенной мощности, полученных в испытаниях на стенде В-3 (ПГВ)

ВВЭР-1000

Обобщены результаты проекта TACISR2 03/97, посвященного верификации процедур управления авариями на АЭС с ВВЭР-1000 на крупномасштабном интегральном стенде ПСБ-ВВЭР

ВВЭР-1000

Выполнены верификационные расчеты кодом STEG экспериментов ОАО ОКБ «Гидропресс» и ОАО «ЭНИЦ»

ВВЭР-1000

На стенде ПСБ-ВВЭР выполнен эксперимент по исследованию температурного состояния оболочек твэл в аварии с двухсторонним разрывом холодного трубопровода с работой пассивных систем безопасности ГЕ-2 и СПОТ при потере всех источников переменного тока.

ВВЭР-1000

Проведена работа по экспериментальному (на стенде Фильтр-1) исследованию гидравлических характеристик макетов ТВС третьего поколения (РК-3) ВВЭР-440 с различными способами крепления твэлов при расходе теплоносителя до 150 м3/ч.

ВВЭР-440

2009

Выполнены анализ и обобщение опыта эксплуатации систем измерения уровня воды в парогенераторах блоков АЭС с ВВЭР-1000

ВВЭР-1000

Проведены стендовые исследования ШАДР-32М и ШАДР-32М2-1 при теплофизических параметрах теплоносителя, близких к пусковым для РБМК

РБМК-1000

Выполнены стендовые испытания сильнокислотных катионитов макропористого типа, используемых для загрузки фильтров конденсатоочистки АЭС

ВВЭР-1000(440)

Проведены теплогидравлические испытания натурной модели секции парогенератора реактора SMART-P (Южная Корея)

ЯЭУ

Выполнено исследование гидродинамики и теплообмена в кольцевых твэлах для ядерно-энергетических установок нового поколения

ЯЭУ

На стенде ТКР проведен третий полномасштабный эксперимент с разрывом центрального ТК при номинальных параметрах теплоносителя (так называемое «хрупкое» разрушение).

РБМК-1000

На стенде Фильтр-1 проведены сравнительные испытания вариантов АДФ ТВС-ВВЭР-1000 разработки ОКБ «Гидропресс», «ОКБМ Африкантов», «Машиностроительный завод» при расходе воды до 550 м3/ч.

ВВЭР-1000

На стенде ПСБ-РБМК проведены эксперименты по исследованию следующих аварийных режимов реактора РБМК-1000:

- снижение расхода в одном РГК из-за повреждения механического фильтра на входе в РГК;

- охлаждение активной зоны реактора в режиме естественной циркуляции при обесточении собственных нужд станции;

- разрыв паропровода за приделами помещений СЛА с обесточением собственных нужд блока;

- разрыв опускного трубопровода;

- полный двухсторонний разрыв напорного коллектора;

- полный двухсторонний разрыв РГК после ОК с отказом ОК соседнего РГК;

- полный двухсторонний разрыв РГК до ОК;

- частичный разрыв РГК после ОК.

РБМК-1000

2008

Исследованы аварийные режимы РБМК-1000 на стенде ПСБ РБМК

РБМК-1000

На стенде ПСБ-ВВЭР выполнено экспериментальное исследование аварии с двухсторонним разрывом на входе в реактор главного циркуляционного трубопровода. Получены уникальные опытные данные для верификации расчетных кодов, используемых для анализов аварийных ситуаций на АЭС с ВВЭР, в том числе АЭС-2006.

ВВЭР-1000

2007

Проведены исследовательские испытания системы высокотемпературного коррозионного мониторинга (СВКМ)

ВВЭР-1000

Экспериментально определены механические нагрузки (крутящий момент и угол поворота) создаваемые машиной перегрузочной на головке рабочей кассеты третьего поколения ВВЭР-440, при проведении транспортно-технологических операций. Разработаны рекомендации по ограничению нагрузок на кассету

ВВЭР-440

Проектирование и изготовление уменьшенной модели эжектора для проведения ресурсных испытаний. Создан стенд для проведения ресурсных испытаний модели эжектора и проведены ресурсные испытания

ВВЭР-1200

2006

На стенде В-3 выполнено исследование эффективности «сухой» консервации парогенератора ПГВ-1000М

ВВЭР-1000

Выполнена верификация расчётного кода «УДАР-3Д» для определения гидродинамического воздействия при разрывах трубопровода высокого давления

ВВЭР-1000

Проведены стендовые испытания сильноосновных гелевых анионитов, вошедших в перечень ионитов, разрешённых для применения на АЭС

ВВЭР-1000 (440)

Выполнено экспериментальное исследование влияния новых пассивных систем безопасности ГЕ-2 и СПОТ (проект «АЭС-2006») на температурное состояние твэлов при двустороннем разрыве (2х100%) горячего трубопровода на стенде ПСБ-ВВЭР.

ВВЭР-1200

Выполнены теплогидравлические и термоциклические испытания натурной секции парогенератора, изготовленного компанией DOOSAN Heavy Industry (Южная Корея).

ЯЭУ

На стенде Фильтр-1 проведены исследования эффективности различных конструкций АДФ разработки ОКБ ГП, ОАО «МСЗ» и МИФИ для кассет ВВЭР-440 (всего 22 конструкции) на антидебризную эффективность, гидравлическое сопротивление, прочность, влияние на поле скоростей теплоносителя в ТВС.

ВВЭР-440

2005

Выполнен анализ взаимодействия расплава материалов активной зоны с теплоносителем с помощью программного комплекса VAPEX

ВВЭР

Проведены термоциклические испытания натурной модели секции парогенератора реактора SMART-P (Южная Корея)

ЯЭУ

На стенде ПСБ-ВВЭР выполнены 15 экспериментов в рамках проекта TACIS R2.03/97, посвященного разработке и обоснованию процедур по управлению авариями для АЭС с ВВЭР-1000.

ВВЭР-1000

На стенде ТКР проведен второй полномасштабный эксперимент с перегревом и разрывом центрального аварийного канала в графитовой кладке МРК.

РБМК-1000

Выполнены два эксперимента по исследованию динамического воздействия от пароводяных струй и ударных волн на оборудование при разрывах трубопроводов на АЭС (стенд-модель СЛА). Проведена верификация программы УДАР 3D.

ВВЭР

2004

Выполнен пост-тестовый анализ эксперимента на стенде БК/В-213 по экспериментальной квалификации барботажно-вакуумной локализующей системы безопасности 3-го энергоблока Кольской АЭС

ВВЭР-440

Выполнено исследование режима естественной циркуляции теплоносителя при последовательном уменьшении его массы в первом контуре стенда ИСБ-ВВЭР

ВВЭР-1000

Выполнено экспериментальное исследование работоспособности натурного образца агрегата «насос-эжектор»

ВВЭР-1200

На стенде ПСБ-ВВЭР выполнен эксперимент “Течь 4,1% из холодного трубопровода”, являющийся сопоставительным с экспериментом, выполненным на интегральной установке LOBI (Италия).

ВВЭР-1000

На стенде ТКР проведен первый полномасштабный эксперимент с перегревом и разрывом аварийного канала в центре графитовой кладки, содержавшей 25 графитовых колонн с топливными каналами.

РБМК-1000

2003

На стенде Фильтр-1 выполнено экспериментальное исследование эффективности антидебризных фильтров кассет ВВЭР-440

ВВЭР-440

Выполнена верификация и обоснование программного средства ЭКИ-2 («Расчет эрозионно-коррозионного износа трубопроводов АЭС»)

ВВЭР-1000

На стенде ПСБ-ВВЭР выполнены 2 эксперимента:

1. двухфазная естественная циркуляция (пошаговое дренирование первого контура);

2. потеря питательной воды (имитация аварийного режима АЭС Козлодуй, 1996 г.).

ВВЭР-1000

На стенде-модели СЛА выполнены 6 экспериментов в рамках проекта Tacis R2.01/99, который был посвящен экспериментальной квалификации барботажно-вакуумной системы локализации аварии (СЛА) 3 блока Кольской АЭС.

ВВЭР-440

В рамках контракта с IRSN (Франция) на стенде VITRA выполнена экспериментальная программа, посвященная исследованию процессов переноса и осаждения осколочного материала, а также потери напора применительно к французским реакторам PWR.

PWR

2002

Проведены теплохимические испытания парогенератора блока ВВЭР-1000 при различных вариантах системы водопитания и продувки

ВВЭР-1000

Разработаны сценарии проведения экспериментов на стенде ПСБ РБМК

РБМК-1000

Проведен обзор методов обеззараживания и биологической стабилизации природных вод. Лабораторные испытания минеральных и органических биоцидов по воздействию на дрейссену

АЭС

На стенде ПСБ-ВВЭР выполнены пять экспериментов:
1. Течь теплоносителя из выходной камеры модели реактора;
2. Течь теплоносителя из холодного трубопровода;
3. Двусторонняя течь 2х25% из горячего трубопровода;
4. Останов четырех ГЦН;
5. Останов одного ГЦН.

ВВЭР-1000

На стенде-модели СЛА выполнены следующие экспериментальные исследования:

- в рамках соглашения с GRS (Германия) были выполнены два эксперимента, посвященные исследованию работы барботажно-вакуумной системы АЭС с ВВЭР-440/В-213 при аварии с разрывом паропровода;

- в рамках контракта с АЭС Пакш (Венгрия) были выполнены три эксперимента по моделированию работы барботажно-вакуумной системы АЭС с ВВЭР-440/В-213 в условиях аварий:

- разрыв паропровода;

- образование течи в первом контуре эквивалентным диаметром 200 мм;

- образование течи в первом контуре эквивалентным диаметром 90 мм.

ВВЭР-440

2001

Проведены теплогидравлические и сепарационные испытания парогенератора ПГВ-1000, оснащённого ПДЛ с безбарботажными инерционными насадками, в период ввода в эксплуатацию блока № 1 Ростовской АЭС

ВВЭР-1000

Выполнен расчетно-экспериментальный анализ термомеханического поведения трубы ТК РБМК с графитовыми элементами в условиях аварии типа LOCA (стенд К-6)

РБМК-1000

Проведен анализ теплогидравлических процессов на стенде ТКР с помощью кода RELAP

РБМК-1000

На стенде ПСБ-ВВЭР выполнены следующие экспериментальные исследования:
1. Течь из первого контура во второй (1,3%);
2. Течь 2,4 % из холодного трубопровода;
3. Течь 11% из холодного трубопровода;
4. Течь 16% из холодного трубопровода;
5. Течь 11% из сборной камеры модели реактора;
6. Разрыв паропровода ПГ.

ВВЭР-1000

2000

На стенде ИСБ-ВВЭР выполнено экспериментальное обоснование проектных функций системы пассивного залива второй ступени ГЕ-2

ВВЭР-1000

Разработана первая версия программного комплекса BOR 3D для расчета перемешивания потоков теплоносителя с различной концентрацией бора

ВВЭР-1000

Выполнен пост-тест расчёт режима – 1% течь из гидрозатвора «холодного» трубопровода полномасштабного стенда безопасности ПСБ-ВВЭР

ВВЭР-1000

На стенде К-6 проведено исследование деформирования и теплового состояния трубы с графитовыми элементами ТК РБМК в аварийных условиях типа LOCA

РБМК-1000

Разработана концептуальная программа аналитических и экспериментальных исследований по проблеме множественного разрушения технологических каналов РБМК

РБМК-1000

1999

Проведены автоклавные сравнительные коррозионные испытания конструкционных материалов парогенератора ВВЭР-1000 при дозировке гидроксидов и боратов лития

ВВЭР-1000

На стенде ПСБ-ВВЭР выполнены 13 экспериментов с течью теплоносителя из различных точек 1 контура. Исследовано влияние размера и расположения течи на ход аварийного процесса, а также влияние отказов различных систем аварийного охлаждения зоны.

ВВЭР-1000

На стенде-модели СЛА выполнена экспериментальная программа международного проекта TACIS/PHARE No. PH2.13/95 «Bubble Condenser Experimental Qualification Project» по моделированию работы барботажно-вакуумной системы локализации в условиях максимальной проектной аварии (гильотинный разрыв холодного трубопровода первого контура) реактора ВВЭР-440/В-213.

ВВЭР-440

1998

Спроектирован и создан опытный стенд для испытаний модели фрагмента натурной секции конденсатора-барботера барботажно- вакуумной системы (БВС) локализации аварий на ВВЭР-440

ВВЭР-440

Выполнено обоснование модернизации и применения стенда ТКР для изучения явления множественного разрыва технологических каналов РБМК

РБМК-1000

1997

Выполнено экспериментальное исследование полномасштабной модели СПОТ-ИК с инжектором – конденсатором для АЭС с реакторами ВВЭР-440

ВВЭР-440

Выполнена Российская стандартная проблема безопасности №2 (СПБ-2) (стенд ИСБ-ВВЭР). (Течь (11%) из выходной камеры реактора с последующим отключением циркуляционных насосов)

ВВЭР-1000

Выполнено экспериментальное определение гидравлических характеристик элементов первого контура. Проведен эксперимент на стенде ПСБ ВВЭР — однофазная естественная циркуляция

ВВЭР-1000

1996

Выполнен этап опытно-промышленного внедрения нейтрально-кислородного водного режима на Курской АЭС

РБМК-1000

Проведено комплексное экспериментальное исследование парового взрыва для верификации кодов по тяжёлым авариям

ВВЭР

Выполнены эксперименты по экспериментальному исследованию моделей канальных труб РБМК при авариях с потерей теплоносителя (стенд К-6)

РБМК-1000

1995

Выполнена Российская стандартная проблема безопасности №1 (СПБ-1) (стенд ИСБ-ВВЭР) (Малая течь 2,4% из выходной камеры реактора)

ВВЭР-1000

Выполнено расчетное исследование распространения, накопления и детонации водорода в помещениях локализации аварий АЭС с реакторами В-230

ВВЭР-440

Кодом ATHLET выполнено моделирование процессов колебания уровня и истечения вскипающей жидкости

ВВЭР-1000

1994

Проведено расчетно-экспериментальное исследование переходных режимов работы на крупномасштабной модели СПОТ-ИК

ВВЭР-440

Разработана матрица верификации системных теплогидравлических кодов применительно к ВВЭР-1000

ВВЭР-1000

Проведено расчётно-экспериментальное исследование (на стенде К-6) макетов ТК при авариях с потерей теплоносителя

РБМК-1000

Выполнен комплексный расчёт парового взрыва в шахте реактора

ВВЭР-1000

На созданной экспериментальной установке проведено исследование барботажной схемы фильтрации применительно к системам локализации аварий на АЭС

ВВЭР-1000

Разработана матрица верификации системных теплогидравлических кодов РБМК

РБМК-1000

1993

Выполнено экспериментальное исследование гидравлического удара в первом контуре ВВЭР

ВВЭР-1000

Разработана матрица переходных и аварийных режимов АЭС с ВВЭР-1000 для моделирования на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР

ВВЭР-1000

Исследовано перемешивание расплава с охладителем и распространение термической детонации

ВВЭР

Выполнен комплексный расчёт парового взрыва в шахте реактора

ВВЭР

1992

Экспериментально исследован гидравлический удар в контуре циркуляции

ВВЭР

Создан экспериментальный стенд для исследования поведения технологических каналов реактора РБМК в экстремальных условиях (на макетах)

РБМК-1000

1991

Выполнено экспериментальное исследование крупномасштабной модели системы пассивного отвода тепла (СПОТ) с инжектором-конденсатором

ВВЭР-440

Выполнено исследование теплосъёма и параметров потока теплоносителя в контуре естественной циркуляции реакторной установки АСТ-500 в номинальных и аварийных режимах

АСТ-500

Выполнено экспериментальное исследование скоростей изменения парового объёма и размеров межфазных границ и коэффициентов теплообмена при конденсации в неравновесных двухфазных потоках

ЯЭУ

1990

Проведено испытание обратного клапана для раздаточных групповых коллекторов АЭС с аппаратами типа РБМК

РБМК-1000

Проведены обследования образцов ГЦК ВВЭР-1000 различными методиками ультразвукового контроля

ВВЭР-1000

1989

Проведено экспериментальное исследование процессов истечения теплоносителя через внутриреакторные ограничители течи РУ АСТ-500

АСТ-500

Проведено экспериментальное исследование теплогидравлической устойчивости в модели контура МПЦ в условиях сниженных давлений

РБМК-1000

Проведено экспериментальное исследование влияния дистанционаторов и интенсификаторов на распределение отложений на поверхности имитаторов твэлов реактора РБМК

РБМК-1000

Выполнено экспериментальное обоснование вихревого конденсатора для СЛА и в системе «мокрого» фильтра

ВВЭР-1000

1988

Создан экспериментальный теплофизический стенд для исследования переходных и аварийных режимов (ИСБ ВВЭР) на АЭС с ВВЭР-1000

ВВЭР-1000

Выполнено экспериментальное исследование максимальной проектной аварии на модели контура МПЦ РБМК при моделировании САОР питательной водой

РБМК-1000

1987

Разработаны критерии подобия для интегральных теплофизических стендов для моделирования аварий с малой течью на АЭС с ВВЭР-1000

ВВЭР-1000

Выполнено экспериментальное исследование модели внутрикорпусных устройств сепаратора пара диаметром 2,6 м с реактором РБМК-1000 при повышенных паровых нагрузках

РБМК-1000

Исследованы способы повышения удельного теплосъёма в стержневых сборках реактора РБМК-1000

РБМК-1000

Отработаны методы повышения надёжности уплотнения ТК, ШАДР реакторов РБМК

РБМК-1000

Выполнено испытание устройства подготовки пробы в системе автоматизированного химического контроля I контура ВВЭР

ВВЭР-1000

1986

Выполнено исследование процессов газопереноса в парогазовом пространстве ПГКД реакторной установки АСТ-500

АСТ-500

Экспериментально обоснованы «Технические предложения по повышению надежности и экономичности СПП-500-1 на АЭС с РБМК-1000

РБМК-1000

Исследованы сепарационные устройства вертикального парогенератора и сепаратора-пароперегревателя

ЯЭУ

1985

Проведено экспериментальное исследование на модели I контура ЯЭУ с водо-водяным реактором аварии с «малой» течью

ВВЭР

Экспериментально исследована теплогидравлическая устойчивость в контуре МПЦ с неравномерным энерговыделением по длине нагревателя

РБМК-1000

Выполнено экспериментальное обоснование струйного конденсатора для системы локализации аварий с потерей теплоносителя применительно ко 2-й очереди Игналинской АЭС

РБМК-1500

Экспериментально исследовано критическое истечение теплоносителя через модели вставок ограничения расхода при разрывах трубопроводов с реакторами типа РБМК

РБМК-1000

Проведено испытание модели технологического канала с кассетой реактора РБМК-1500 на стенде 17П

РБМК-1500

Экспериментально исследована теплогидравлическая эффективность интенсификаторов теплообмена с цилиндрическими ячейками для реактора РБМК

РБМК-1500

Проведено испытание опытного образца клапана С26517-100 на «холодные» термоциклы

РБМК-1000

1984

Исследована гидродинамика двухфазного потока в стержневой сборке применительно к реактору АСТ

АСТ-500

Экспериментально исследована теплогидравлическая устойчивость в контуре МПЦ с идентичными каналами

РБМК-1000

1983

Выполнено экспериментальное обоснование применения струйного конденсатора в качестве рабочего элемента для системы локализации аварии на АЭС с потерей теплоносителя

ВВЭР

Проведено экспериментальное исследование гидродинамики контура естественной циркуляции реактора АСТ-500

АСТ-500

Выполнено экспериментальное исследование деформационного поведения оболочек твэлов РБМК из сплава Zr 1% Nb при высоких температурах

РБМК-1000

1982

Проведены коррозионные испытания на стойкость циркония и его сплавов в пароводяной смеси при температуре 350 °С с повышенным содержанием кислорода

АМБ-II

Выполнено экспериментальное исследование влияния геометрических и конструктивных факторов на кризис теплоотдачи и гидравлическое сопротивление в сборках с интенсификаторами теплообмена

РБМК-1500

Экспериментально обосновано применение струйного конденсатора в качестве рабочего элемента для системы локализации аварии на АЭС с потерей теплоносителя

РБМК-1000

1981

Экспериментально исследована максимальная проектная авария на модели контура МПЦ РБМК

РБМК-1000

Экспериментально исследовано критическое истечение теплоносителя через модели вставок ограничения расхода при разрывах трубопроводов АЭС с реакторами типа РБМК

РБМК-1000

1980

Экспериментально отработаны способы повышения мощности испарительных каналов реактора РБМК

РБМК-1000

Проведены ресурсные испытания макетов кассеты и канала РБМК-1500

РБМК-1500

1979

Экспериментально обоснована инжекторная система локализации аварий на АТЭЦ с реактором ВК-500

ВК-500

Проведено исследование аварийных режимов на семистержневом пучке

РБМК-1000

1978

Выполнена экспериментальная отработка элементов системы локализации аварий с использованием струйных конденсаторов

ВВЭР-1000

Выполнено экспериментальное исследование коррозионного поведения конструкционных материалов при различных стояночных режимах применительно к условиям первого контура ВВЭР

ВВЭР-1000

Экспериментально определена возможность увеличения паровых нагрузок и запасов воды в барабан-сепараторе реактора типа РБМК при установке на погруженном щите безбарботажных насадков

РБМК-1000

Экспериментально исследовано истечение недогретой и насыщенной воды из коротких цилиндрических каналов с острой входной кромкой

РБМК-1000

1977

Экспериментально исследованы аварийные режимы при разрыве трубопроводов на АЭС

ВВЭР

Исследована работа натурного пароперегревательного канала БАЭС в пароводяном и водяном режимах

АМБ-II

Экспериментально исследованы гидродинамика и кризис теплоотдачи в стержневом канале применительно к условиям работы активной зоны аппарата ВК-500

ВК-500

1976

Выполнено исследование влияния состава сложной газовой среды на окисление и наводороживание сплавов циркония и их сварных соединений

РБМК-1000

Выполнена экспериментальная отработка способов повышения мощности технологических каналов реакторов (кольцевой канал)

РБМК-1000

1975

Испытана система локализации аварий на АЭС с реакторами ВВЭР-440 с применением «сухих» конденсаторов

ВВЭР-440

Проведено испытание укороченных макетов экспериментальных испарительных каналов АМБ ИКЦ в потоке пароводяной смеси и газовой среде графитовой кладки при температуре 350 °С

АМБ-II

Исследованы области устойчивости и надежности работы испарительного канала реактора АМБ-II с интенсификаторами теплообмена типа «поперечный гофр»

АМБ-II

1974

Экспериментально отработаны сепарирующие устройства для реактора типа РБМК

РБМК-1000

Экспериментально исследована гидродинамика неравновесного двухфазного потока и температурного режима ТВЭЛ в пучках цилиндрических стержней с различной теплогидравлической неравноценностью ячеек

РБМК-1000

1973

Экспериментально исследована теплогидравлическая устойчивость испарительных каналов реакторов АМБ-II с интенсификаторами теплообмена

АМБ-II

Экспериментально отработаны способы повышения мощности испарительных каналов реактора РБМК

РБМК-1000

Исследована гидродинамика неравновесного двухфазного потока

ЯЭУ

1972

Проведено испытание укороченных макетов экспериментальных испарительных каналов АМБ ИКЦ в потоке пароводяной смеси и газовой среде графитовой кладки при температуре 350 °С

АМБ-II

Экспериментально отработан струйный термонасос для создания принудительной циркуляции в кипящем реакторе

ЯЭУ

1971

Экспериментально исследованы элементы сепарационной схемы парогенератора ПГВ-1000

ВВЭР-1000

Выполнено статистическое и детерминированное исследование динамики паросодержания в парогенерирующих каналах»

АМБ-II

1970

Выполнено исследование встроенных сепараторов влаги для кипящих реакторов

ВК-50

Исследована совместимость сплавов циркония и их сварных соединений с графитом в среде влажного азота

РБМК-1000

Проведены ресурсные испытания натурной модели технологического канала реактора РБМК

РБМК-1000

Испытана опытная система автономного расхолаживания кипящего реактора

РБМК-1000

Экспериментально исследовано истинное паросодержание двухфазного адиабатного потока при подъемном движении в вертикальных каналах различной формы

ЯЭУ

1969

Экспериментально исследован кризис теплоотдачи в стержневой сборке с ячеистыми дистанционирующими решетками при повышенных давлениях

ВВЭР

Экспериментально исследованы гидродинамика и теплообмен в парогенерирующих пучках твэл с геометрией установок В-500 и В-1000

ВВЭР

Исследована коррозионная стойкость конструкционных сплавов (стали 48ТС-1,2Х13, 1Х18Н10Т и циркониевый сплав) в воде высоких параметров различного состава (с добавками борной кислоты и едкого калия)

ВВЭР

Исследована коррозионная стойкость нержавеющих и углеродистых сталей в потоках насыщенного пара и пароводяной смеси, содержащих кислород

РБМК-1000

Проведены стендовые испытания головного образца питательного насоса ПЭ 850-65

РБМК-1000

Выполнено комплексное исследование теплогидравлической обстановки в парогенерирующем канале при предельных тепловых нагрузках

АМБ-II

1968

Проведено исследование влияния различных концентраций кислорода, растворенного в воде высокой температуры, на стойкость углеродистых и нержавеющих сталей

ВК-50

Экспериментально исследована гидродинамика двухфазного потока в элементах циркуляционного контура реактора ЭГП-6

ЭГП-6

Исследованы гидравлические характеристики и доработана проточная часть клапана регулирующего каналов аппарата РБМК

РБМК-1000

Экспериментально отработаны конструктивные способы повышения предельных тепловых нагрузок

ЯЭУ

Экспериментально исследованы паросодержание и гидравлические сопротивления в вертикальном кольцевом канале при раздельном и совместном обогреве труб

ЯЭУ

1967

Проведено исследование критических тепловых потоков и областей кризиса в условиях развития автоколебаний параметров контура естественной циркуляции

ВК-50

Выполнено исследование динамики головного образца встроенного циркуляционного насоса для кипящего реактора

ТВП-4

Исследован кризис теплообмена в парогенерирующих каналах

РБМК-1000

Проведено испытание центробежно-пленочного сепаратора для сепарации влаги из пара в последних ступенях паровых турбин

ЯЭУ

1966

Выполнена экспериментальная отработка головного образца встроенного циркуляционного насоса для кипящего реактора

ВК-50

Проведено экспериментальное исследование гидродинамики полномасштабной модели кипящего реактора ТВП-4

ТВП-4

Проведено экспериментальное исследование критических тепловых потоков в пучке труб с дистанционирующими устройствами

ЯЭУ

Экспериментально исследованы паросодержание и гидравлические сопротивления при движении восходящего адиабатного потока в кольцевом канале

ЯЭУ

Экспериментально исследован процесс разрушения пены при выпаривании радиоактивных вод АЭС

ВВЭР; РБМК

Экспериментально исследовано влияние кислорода на стойкость углеродистых сталей в чистой воде высоких параметров

РБМК-1000

1965

Выполнено исследование критических тепловых потоков в пучке труб с дистанционирующими устройствами

ВВЭР

Экспериментально исследована гидродинамика двухфазных потоков в обогреваемых вертикальных каналах

ЯЭУ

Выполнено исследование коррозионной стойкости нержавеющих сталей и сплавов в перегретом паре

ЯЭУ

1964

Исследована устойчивость параллельной работы каналов реактора ВК-50

ВК-50

Проведено испытание отключающих устройств АМБ–100 на паре

АМБ-100

Экспериментально изучен теплообмен и гидравлические сопротивления в пучках твэлов

ВВЭР

Разработана экспериментальная методика и выполнена экспериментальная проверка на стендах расчетов нестационарных и стационарных режимов естественной и принудительной циркуляции в кипящих реакторах

ЯЭУ

1963

Выполнено исследование кризиса кипения в продольно-омываемых пучках стержневых твэл

ВВЭР

Исследована коррозионная стойкость специальных сталей и сплавов в потоке воды с параметрами первого контура АЭС

ВВЭР

Экспериментально исследованы проскальзывание и распределение паросодержания на модели активной зоны

ЯЭУ

1962

Исследованы условия запаривания трубного пучка на модели парогенератора В-1

ВВЭР

Исследована теплоотдача при конденсации пара из пароводяной смеси

ВК-50

Исследованы временные и частотные характеристики кипящих систем с естественной циркуляцией

ВК-50

Исследован процесс конденсации пара из парогазовой смеси при высоких давлениях

ГР-2

1961

Изучено влияние искривления твэл на тепловой режим

ВВЭР

Проведено исследование критических тепловых потоков в модели канала ВВЭР

ВВЭР

Изучены гидродинамические условия работы тягового участка и опускного канала реактора ВК-50 (на модели)

ВК-50

Исследована коррозионная стойкость титановых сплавов при рабочих параметрах реактора ГР-2

ГР-2

Экспериментально исследованы критические тепловые потоки в каналах сложной формы

ЯЭУ

1960

Исследованы теплоотдача и гидравлическое сопротивление пучка оребрённых твэл аппарата ВВЭР

ВВЭР

Опытно изучена живучесть гладкого пучка твэл аппарата ВВЭР в проектных условиях эксплуатации

ВВЭР

Изучены на модели гидродинамические условия работы тягового участка и опускного канала реактора ВК-50

ВК-50

Выполнено исследование коррозионной стойкости титановых сплавов и сварочных швов титанового сплава в растворе серной кислоты и сернокислого урана в добавками йода и брома при рабочих параметрах реактора ГР-2

ГР-2

1959

Экспериментально исследованы теплоотдача и гидродинамика пучка при развитом поверхностном кипении на его отдельных элементах

ВВЭР

Проведено исследование истечения недогретой до температуры насыщения воды из отверстий

ВВЭР

Проведено исследование разрыва трубы, заполненной газом, под водой

ЯЭУ

Испытана модель центробежно-пленочного сепаратора

ЯЭУ

Проведены коррозионные испытания стали 1Х18Н19Т в атмосфере насыщенного пара под давлением 50 атм с добавками некоторых агрессоров

ЯЭУ

1958

Экспериментально изучены поля скоростей в межстержневом зазоре кассеты реактора ВВЭР

ВВЭР

Выполнены расчеты гидромеханической устойчивости работы кассеты аппарата ВВЭР

ВВЭР

Проведено экспериментальное исследование работы модели парогенератора В-1

ВВЭР

 

Поставка электротехнического оборудования компании SIEMENS
Автоматизация нестандартных объектов и систем
Электролаборатория АО «ЭНИЦ»
Поставка систем контроля и управления водно-химическим режимом
Орган по сертификации
Испытательная лаборатория АО «ЭНИЦ»