корпусной реактор, в котором теплоносителем и замедлителем нейтронов является вода, циркулирующая через активную зону под высоким давлением.
Рассматривая усредненный по тепловыделяющей сборке (ТВС) водо-водяного энергетического реактора мощностью 1000 МВт (ВВЭР-1000) тепловыделяющий элемент (твэл), найденное количество твэлов, для которых вероятность разгерметизации оболочек после 4 лет эксплуатации Хмельницкой АЭС-2 (ХАЭС-2) является наибольшей. Это позволит рассчитывать вероятность разгерметизации оболочек твэлов и определять наиболее вероятные повреждения оболочки, что позволит улучшить работу и экономические показатели ВВЭР.
Для повышения качества управления уровнем воды в барабане парогенераторов атомных электростанций с водо-водяным энергетическим реактором (ВВЭР) предложено использовать комбинированную систему атоматического управления (САУ) на базе контура управления с корректирующим ПИ-регулятором, настроенным на симметричный оптимум, со сглаживанием задающего сигнала и устройствами компенсации наиболее опасных внутренних и внешних измеряемых возмущений. Результаты моделирования переходных процессов предлагаемой и типовой трехимпульсной САУ подтвердили преимущества первой.
первичный чувствительный элемент системы управления гтд, который непосредственно реагирует на изменение температуры и выходной сигнал которого воздействует через соответствующие усилители или преобразователи на систему защиты от предельного превышения температуры.
отклонение профиля.
осевая обработка цековкой.
