Организации
Bruce Power
Electric Power Research Institute
Exelon
GRS, Германия
INETEC – Институт ядерных технологий
- Инновационное решение неразрушающего контроля труднодоступных трубопроводов первого контура АЭС
- Расширенная система контроля парогенератора реакторной установки с ВВЭР
- Отображение отложений парогенераторов
National Commission for Nuclear Activities Control
REICON GmbH, г. Лейпциг, Германия
Ringhals AB
VUJE, Inc., Словацкая республика
Vattenfall AB
АНО МЦЯБ, Москва
АО "АТОМПРОЕКТ"
- Моделирование водно-химического режима II контура АЭС с ВВЭР
- Расчет формирования и вывода аэрозольных частиц в условиях тяжелой аварии на АЭС
- Трехмерный расчет горения водородосодержащих паровоздушных смесей в рамках обоснования безопасности АЭС с ВВЭР
- Термодинамический анализ окисления металлов на АЭС и ТЭС в паре
- Особенности систем поддержания ВХР в проектах АЭС с ВВЭР-1200
- Исследование поведения покрытия на основе органосиликатной композиции ОС 51-03 контайнмента при тяжелых авариях на АЭС
- Разработка методики моделирования в LS-DYNA удара коммерческого самолета в железобетонные строительные конструкции
АО "Атомтехэнерго"
- Экспериментально-расчетное подтверждение сейсмостойкости разветвленных трубопроводов АЭС с учетом влияния геометрии опорно-подвесной системы
- Результаты проверки функции автоматической коррекции мощности в АКНП-01 при различных возмущениях параметров активной зоны блока №1 НВАЭС-2
- Верификация методики определения средневзвешенной температуры теплоносителя в горячих нитках петель первого контура РУ с ВВЭР-1000
- Опробование системы диагностики информации СВРК на блоке №1 НВАЭС-2
- Средства контроля и визуального представления процесса загрузки штатной активной зоны на рабочем месте руководителя испытания
- Концепция ТПР, как эффективный инструмент управления параметрами жизненного цикла энергоблоков АЭС
- Совместные испытания АРМР и ЭЧСР на энергоблоках АЭС
АО "Атомэнергопроект"
- Оценка допустимого времени нахождения блока на мощности для различных конфигураций систем безопасности
- Вероятностный анализ безопасности второго уровня Курской АЭС-2
- Обзор выполненных работ в области теплофизики
АО "Аэротекс", Москва, Россия
АО "ВНИИАМ", Москва, Россия
АО "ВНИИАЭС"
- Использование программных средств для расчета коррозии трубопроводов и оборудования энергоблоков АЭС
АО "Концерн Росэнергоатом"
- Материалы для перспективных водо-водяных энергетических реакторов
- Роль АО ОКБ «Гидропресс» в решении основных задач Концерна «Росэнергоатом»
АО "ТВЭЛ"
АО ИК "АСЭ"
- Методика анализа готовности энергоблоков АЭС
- Обоснование периодичности плановых проверок систем безопасности АС методами ВАБ с целью уменьшения стоимости эксплуатации АС
- Основные принципы группы компаний ASE по повышению эффективного взаимодействия участников проектов сооружения АЭС с целью повышения качества и снижения стоимости сооружения
- Исследование влияния мероприятий по снижению последствий запроектных аварий на частоту повреждения АЗ на примере энергоблока №3 Калининской АЭС
- Концепция ТПР, как эффективный инструмент управления параметрами жизненного цикла энергоблоков АЭС
АО ШКОДА
АЭС Козлодуй
- Получение экспериментальных данных для обоснования ПСЭ корпусов реакторов 5 и 6 АЭС Козлодуй
- Ресурс реактора типа ВВЭР-1000 по критерию холодная хрупкость металла корпуса ректора.
ВНИИНМ, Москва
Военно-Морской Политехнический Институт ВУНЦ ВМФ Военно-Морская Академия
ГНУ "Объединенный институт энергетических и ядерных исследований – Сосны"
- Оценка выполнения критерия ядерной безопасности на стадии транспортирования свежих ТВС реактора ВВЭР-1200
- Субканальные расчётные коды для теплогидравлического анализа ТВС водоохлаждаемого реактора
- Расчет влияния отравления на производительность пассивного каталитического рекомбинатора водорода
ГНЦ НПО «ЦНИИТМАШ», Москва, Россия
- Разработка высокопрочной теплостойкой стали для ВВЭР со сверхкритическими параметрами теплоносителя
- Проблемы оценки загрязненности неметаллическими включениями ответственных заготовок АЭУ
- Референтная сталь 15Х2НМФАА для ВВЭР перспективных проектов
ГНЦ РФ Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского
- Использование реакторов ВВЭР-СКД для атомных станций малой мощности
- Оценка стоимости перспективных ядерных энергоблоков на предпроектной стадии разработки
- Экспериментальное исследование влияния процессов в защитной оболочке на работу пассивных систем безопасности Нововоронежской АЭС-2 на крупномасштабном стенде
ГОУ ВПО НГТУ
ЗАО "ДИАПРОМ"
- Статистика акустических эффектов, зарегистрированных системой обнаружения свободных, слабозакрепленных и посторонних предметов на современных энергоблоках с ВВЭР
- Вибрационное состояние основного оборудования ГЦК ВВЭР-1200 блока 6 НВАЭС
ЗАО «КАДФЕМ Си-Ай-Эс», Россия
Институт Ядерных Исследований, Ржеж
- Коррозионное истирание циркониевой оболочки TVSA-T
- Проблемы длительной эксплуатации внутрикорпусных шахт ВВЭР 440/123 и ВВЭР 1000/320
- Особенности расчета напряженно-деформированного состояния выгородки ВВЭР-1000
Институт машиноведения РАН
Институт прикладной механики Брно, Чешская республика
Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН, Москва
- Предотвращение и управление тяжелыми авариями в современных АЭС с водо-водяными реакторами
- Вихреразрешающее моделирование по схеме кабаре турбулентного теплообмена при течении свинцового теплоносителя в круглой трубе
- Численное моделирование теплообмена в газовой полости устройства локализации расплава
- Основные результаты участия российских организаций в международном проекте «ATLAS»
Институт теплофизики им.Кутателадзе СО РАН, г.Новосибирск
Институт ядерной энергетики (филиал) ФГБОУ ВПО СПбПУ
Калининская АЭС
- Проведение контроля реактора и парогенераторов автоматизированными средствами. Перспективы развития
- Верификация программного комплекса простор по эксплуатационным данным и результатам пуско-наладочных испытаний АЭС с ВВЭР-1000(1200) для удлинненных топливных кампаний
Кольская АЭС
- Инновационная технология использования пленкообразующих аминов в атомной энергетике
- Оcобенности эксплуатации кассет с уран-гадолиниевым топливом реакторов ВВЭР-440.
- Разработка моделей активных зон реакторных установок типа ВВЭР-440 для целей поддержки информационно-аналитического центра
МФТИ, Москва
МЭИ (ТУ), Москва
- Bсследование коррозионных характеристик штатных и перспективных оболочек ТВЭЛов легководных реакторов в условиях LOCA
- Возможность возникновения виброакустических резонансов при тяжелых авариях
- Использование междисциплинарного подхода для моделирования и расчета распространения волн давления жидкости в трубопроводе
Машиностроительный Университет, Москва, Россия
Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ)
- Вопросы производства ядерной энергии, а также стратегий и действий МАГАТЭ для проектирования и эксплуатации
- Управление посторонними веществами при проектировании АЭС
НИИ АЭМ
НИЦ "Курчатовский Институт"
- CFD расчет температуры в месте установки термопары СВРД в головке ТВС АЭС-2006
- Механизмы, влияющие на эффект флакса в металлах сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с высоким содержанием никеля
- Исследование величин локального напряжения отрыва для цилиндрических образцов с кольцевым надрезом из сталей корпусов реакторов ВВЭР, испытанных на одноосное статическое растяжение в различных состояниях
- Особенности структурно-фазовых изменений в оболочках ТВЭЛов из сплавов циркония в условиях радиационной ползучести
- Численное моделирование и верификация CFD кода GIDR-3m при кипении недогретой жидкости в стержневой сборке
- Вклад процессов зарождения и распространения хрупкой трещины в трещиностойкость образцов корпусных сталей ВВЭР-1000
- Получение экспериментальных данных для обоснования ПСЭ корпусов реакторов 5 и 6 АЭС Козлодуй
- Расчётный анализ эффективности применения ATF топлива с повышенной устойчивостью к авариям для ВВЭР-1200
- Вопросы использования различных видов регенерированного топлива (РУТ, РЕМИКС, МОХ) в ВВЭР большой мощности
- Верификация CFD-моделей ANSYS FLUENT для однофазных течений в каналах простой формы
- Cтруктурные исследования материалов ОМ КР ВВЭР-440 после длительной эксплуатации и восстановительных отжигов
- Моделирование бассейна расплава на днище корпуса ВВЭР-1000 в условиях тяжелой аварии с плавлением топлива
- Расчет мощности РУ по параметрам внутриреакторных детекторов. Aнализ опыта эксплуатации
- Совершенствование прогнозной зависимости радиационного охрупчивания материалов сварных швов корпусов ректоров ВВЭР-1000
- Моделирование влияния межкассетных зазоров в активной зоне реакторов ВВЭР на распределение полей энерговыделения
- Детерминистическая процедура поиска консервативных сценариев аварийных режимов в реакторах ВВЭР
- Влияние температуры облучения на механизмы радиационного охрупчивания
- Моделирование процессов асимметричного ввода борной кислоты, реализованных в ходе пусковых испытаний на АЭС Куданкулам
- Разработка и обоснование методики для повторного после отжига радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР-440
- Моделирование выхода продуктов деления и их переноса под защитной оболочкой по коду МАВР-ТА в условиях тяжелой аварии на АЭС-2006
- Материаловедческие работы в обоснование продления срока службы корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения до 60 лет
- Materials research for substantiation of life time extension for first-generation VVER-440 reactor pressure vessels to 60 years
- Разработка высокопрочной теплостойкой стали для ВВЭР со сверхкритическими параметрами теплоносителя
- Референтная сталь 15Х2НМФАА для ВВЭР перспективных проектов
- Макетирование технологии отжига корпуса реактора ВВЭР-1000
- Моделирование критических экспериментов на LR-0 по программе TDMCC
- CFD моделирование экспериментального участка 37-стержневого стенда
НИЦ ООО «ТК «ОМЗ-Ижора», Санкт-Петербург, Россия
- Исследование химической неоднородности металла крупных слитков применительно к производству заготовок для оборудования современных АЭС
- Исследование неметаллических включений в металле заготовок корпуса реактора из стали 15Х2НМФА(А) в зависимости от технологии производства крупных слитков.
НИЯУ "МИФИ"
- Моделирование влияния межкассетных зазоров в активной зоне реакторов ВВЭР на распределение полей энерговыделения
- Детерминистическая процедура поиска консервативных сценариев аварийных режимов в реакторах ВВЭР
- Анализ экспериментальных данных по теплооотдаче к воде сверхкритического давления в кольцевых каналах и пучках стержней при вынужденном течении
- Выделение водорода при взаимодействии конструкционных материалов на основе алюминия с водой в условиях активной зоны легководных реакторов
- Верификация программного комплекса простор по эксплуатационным данным и результатам пуско-наладочных испытаний АЭС с ВВЭР-1000(1200) для удлинненных топливных кампаний
- Перспективы использования системы расчетно измерительной диагностики ECRAN 3D для ВВЭР
- Методика оценки неопределенностей расчетных параметров безопасности АЭС и анализа надежности ЯЭУ
- Разработка методов повышения безопасности и продления эксплуатационного ресурса компонентов активных зон эволюционных и инновационных легководных реакторов поколения 3+ и реакторов нового 4 поколения
- Разработка методик моделирования переходных процессов в электрооборудовании АЭС, для аварийного и нормального режимов эксплуатации и их программная реализация
- Коррозионное поведение компонент толерантного ядерного топлива – сталей и силицида урана (U3SI2) в воде высоких параметров
- Повышение коррозионной стойкости оболочек ТВЭЛов реакторов типа ВВЭР в аварийных условиях путем модифицирования приповерхностных слоев материала
- Результаты проверки функции автоматической коррекции мощности в АКНП-01 при различных возмущениях параметров активной зоны блока №1 НВАЭС-2
НТЦ "ЯРБ"
- Оcобенности эксплуатации кассет с уран-гадолиниевым топливом реакторов ВВЭР-440.
- Рекомендации по проведению мониторинга радиационной нагрузки для оценок прогноза остаточного ресурса оборудования ввэр с учетом требований действующих нормативных документов
- Разработка моделей активных зон реакторных установок типа ВВЭР-440 для целей поддержки информационно-аналитического центра
- Оценка эффективности низкотемпературного «мокрого» отжига корпусов реакторов ВВЭР-1000
- О соответствии российских энергоблоков с ВВЭР нового поколения современным международным подходам к безопасности
- Тестирование ПС CPCTFA на данных по кризису теплообмена в 7-ми стержневой ТВС
Нововоронежская АЭС
- Дальнейшее развитие технологии герметизации дефектных теплообменных труб парогенераторов реактора ВВЭР
- Вибрационное состояние основного оборудования ГЦК ВВЭР-1200 блока 6 НВАЭС
- Возможность возникновения виброакустических резонансов при тяжелых авариях
- Опробование системы диагностики информации СВРК на блоке №1 НВАЭС-2
ОАО "ГНЦ НИИАР"
ОАО "Машиностроительный завод", Электросталь, Россия
- Разработка конструкции и расчетно-экспериментальное исследование характеристик АДФ-2 ТВС ВВЭР-1000 разработка конструкции и расчетно-экспериментальное исследование характеристик АДФ-2 ТВС ВВЭР-1000
- Исследование характеристик дистанционирующих решеток пластинчатой конструкции при сборке ТВС реактора типа ВВЭР
ОАО НПО "ЦНИИТМАШ"
- Совершенствование технологии ремонта с использованием сварки узла крепления коллекторов теплоносителя к корпусам ПГВ для продления ресурса действующих АЭС
- Разработка методики ручного УЗК сварных сеодинений приварки коллектора к парогенератору новой конструкции
ОКБ "ГИДРОПРЕСС"
- Дальнейшее развитие технологии герметизации дефектных теплообменных труб парогенераторов реактора ВВЭР
- Анализ экспериментальных данных по теплооотдаче к воде сверхкритического давления в кольцевых каналах и пучках стержней при вынужденном течении
- Материалы для перспективных водо-водяных энергетических реакторов
- Выбор размера контура интегрирования j-интеграла для расчета на сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов типа ВВЭР при аварийном расхолаживании
- Концептуальные предложения по водоохлаждаемому реактору со сверхкритическими параметрами (обзор зарубежных и российских разработок SCWR)
- Механизмы старения компонентов СТР РУ с ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200
- Макетирование технологии отжига корпуса реактора ВВЭР-1000
- Повторная эксплуатация тепловыделяющих сборок в активной зоне ВВЭР-1000 после их выдержки в бассейне
- Моделирование критических экспериментов на LR-0 по программе TDMCC
- Тестирование ПС CPCTFA на данных по кризису теплообмена в 7-ми стержневой ТВС
- Анализ чувствительности при моделировании тяжелых аварий с применением РК СОКРАТ/В1
- Опыт разработки и выполнения расчётного обоснования РУТА НВАЭС-2 с использованием РК СОКРАТ
- Анализ энергетического взаимодействия расплава и теплоносителя на внутрикорпусной стадии тяжелых аварий на АЭС с ВВЭР
- О разработке и расчетном обосновании системы внутрикорпусного удержания расплава для действующих и проектируемых АЭС с РУ ВВЭР
- Основные результаты участия российских организаций в международном проекте «ATLAS»
- Разработка методики обоснования противоаварийных инструкций для РУ ВВЭР
- Оценка коэффициентов реактивности реактора ВВЭР в режимах с регулированием частоты энергосети для использования в анализах безопасности
- Риск-информированный метод при анализе аварийных процессов для РУ с ВВЭР
- Сочетание детерминистических и вероятностных подходов при оценке реалистичных критериев успеха системы аварийной защиты РУ ВВЭР
- Разработка распределенной нейтронно-физической и теплогидравлической модели ТВС в ПК КОРСАР/ГП
- Расширение функциональных возможностей кода ТРАП-КС за счет подключения внешнего модуля основных регуляторов
- Аналитические и полуаналитические решения задач о поднаплавочной трещине
- Переход на сталь 10ГН2МФА при производстве ГЦНА
- Комплекс мероприятий, направленных на продление срока службы реакторов ВВЭР-440
- Управление ресурсом в условиях замедленного деформационного коррозионного растрескивания
- Построение функций старения для управления ресурсом СТР РУ с ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200
- Требования к контролю перемещений оборудования и трубопроводов для управления ресурсом
- Управление ресурсом с использованием САКОР в части температурных воздействий на оборудование и трубопроводы после этапа продления срока службы энергоблока
- Итоги работ по обоснованию продления сроков эксплуатации РУ ВВЭР-1000
- Тензоизмерительные преобразователи для пусконаладочного и эксплуатационного контроля на АЭС
- Экспериментально-расчетное обоснование сейсмостойкости оборудования РУ ВВЭР-1000/1200 по результатам пусконаладочных испытаний и измерений
- Методы и критерии оценки прочности, долговечности и надежности конструкций при вводе в эксплуатацию энергоблоков АЭС
- CFD моделирование экспериментального участка 37-стержневого стенда
- Оценка влажности пара, производимого парогенератором ПГВ-1000МКО оптимизированной конструкции на основе CFD моделирования массообмена в паровом пространстве
- Верификация CFD модели реактора по результатам испытания системы быстрого ввода бора
- Разработка CFD модели ГЦНА
- Разработка теплогидравлической CFD модели реактора ВВЭР-1200
- Применение подвижных сеток для решения многожидкостных задач
- Применение локально-одномерных методов для расчета пространственной гидравлики в РУ ВВЭР
ОКБМ, Нижний Новгород, Россия
- Расчетно-экспериментальное моделирование процессов смешения внутриреакторных потоков теплоносителя в крупномасштабной модели корпуса реактора
- Защита вентиляционных каналов АЭС от воздействия воздушной ударной волны
- Результаты верификации технологии связки CFD кода с одномерным системным кодом на аналитических тестах
- Анализ аварий с большой течью по кодам RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4 и КОРСАР/BR для условий внедрения ТВСА-12 на АЭС «Козлодуй»
- Основные результаты участия российских организаций в международном проекте «ATLAS»
ООО "ИНКОТЕС", г. Н. Новгород
ООО «НПЦ «ЭХО+», Москва, Россия
- Аттестация системы и методики ультразвукового контроля с полным циклом автоматизации
- Аттестация методики ультразвукового контроля аустенитных и разнородных сварных соединений трубопроводов на АЭС
- Современные автоматизированные средства и методы ультразвукового контроля для реакторных установок типа ВВЭР
ООО «ОМЗ-Спецсталь», Санкт-Петербург, Россия
- Исследование химической неоднородности металла крупных слитков применительно к производству заготовок для оборудования современных АЭС
- Исследование неметаллических включений в металле заготовок корпуса реактора из стали 15Х2НМФА(А) в зависимости от технологии производства крупных слитков.
ООО «Форсайт Про», г. Москва
ООО НПП «Альфа-Диагностика»
ООО СКУ-АТОМ
Обнинский институт атомной энергетики НИЯУ МИФИ
ПАО "Ижорские заводы"
ПИЗАНСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ
Рабочая группа при Президенте РАН "Анализ риска и безопасности"
Ростовская АЭС
СТИ НИЯУ МИФИ
Севастопольский государственный университет, Севастополь, Россия
Томский политехнический университет, г. Томск, Россия
Университет Западной Богемии, Пильзен
- Коррозионное истирание циркониевой оболочки TVSA-T
- Проблемы длительной эксплуатации внутрикорпусных шахт ВВЭР 440/123 и ВВЭР 1000/320
ФГАОУ ВО "ЮУрГУ"
- Динамические методы и средства контроля температурных режимов ЯЭУ
- Повышение достоверности температурного контроля АЭС с ВВЭР
ФГБОУ ВПО "СПбГПУ"
ФГУП "Горно-химический комбинат", г.Железногорск, Россия
- Обоснование возможности долговременного хранения в водоохлаждаемом хранилище ХОТ-1 ФГУП "ГХК" ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 с повышенным начальным обогащением и выгоранием
- Продление срока эксплуатации водоохлаждаемого хранилища ОЯТ ВВЭР-1000 (ХОТ-1) ФГУП "ГХК"
ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ"
- Bсследование коррозионных характеристик штатных и перспективных оболочек ТВЭЛов легководных реакторов в условиях LOCA
- Динамические методы и средства контроля температурных режимов ЯЭУ
- Повышение достоверности температурного контроля АЭС с ВВЭР
ФГУП "НИТИ"
- Модернизация комплекса программ САПФИР_95&RC_ВВЭР для обоснования нейтронно-физических характеристик ВВЭР
- Оценка эффективной температуры топлива при моделировании реактивностных аварий с использованием сопряженных нейтронно-физических и теплогидравлических кодов
- Анализ коррозионного состояния оборудования первого контура ЯЭУ малой мощности
- Программные средства для подготовки расчетных моделей и анализа полученных результатов расчетов потвэльного энерговыделения в комплексе программ САПФИР_95&RC_ВВЭР
- Расчет потвэльного энерговыделения в бенчмарках 'FULL-CORE' для ВВЭР-440 и MIDICORE для ВВЭР-1000 с использованием программного средства САПФИР_95&RC_ВВЭР
- Водоподготовка на объектах с ЯЭУ малой мощности
- Верификация расчетного кода КОРСАР/CFD по экспериментальным данным с перемешиванием бора на модели реактора ВВЭР-1000
- Основные результаты участия российских организаций в международном проекте «ATLAS»
ФГУП "РФЯЦ-ВНИИТФ им. академ. Е.И. Забабахина"
ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ"
ФГУП ЦНИИКМ "Прометей"
- Оценка эффективности низкотемпературного «мокрого» отжига корпусов реакторов ВВЭР-1000
- Материалы для перспективных водо-водяных энергетических реакторов
- Новый подход в расчетах на сопротивление хрупкому разрушению металлических опорных конструкций реакторов ВВЭР-440/(В-179, В-230)
- Новый метод прогнозирования температурной зависимости вязкости разрушения «Advanced unified curve»
- Опыт проведения измерений и анализа изменения геометрии выгородок российских реакторов ВВЭР-1000
- Выбор размера контура интегрирования j-интеграла для расчета на сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов типа ВВЭР при аварийном расхолаживании