Директор |
|||
![]() |
![]() |
![]() |
|
Махно Т. І. |
|||
Перший заступник |
Заступник з наукових питань |
Заступник з безпеки ядерних установок |
Заступник з фінансово-економічних питань |
Облік експертиз, контроль термінів та стану виконання експертиз і договорів, отримання різноманітних звітів і довідок на основі існуючих даних для проведення своєчасного аналізу. |
||
|
Роботи з електронними копіями експлуатаційних документів АЕС. Експертиза експлуатаційної документації АЕС та звітів з аналізу безпеки. |
|
|
Інформаційне забезпечення фахівців організації потрібними нормативними документами у сфері ЯРБ як міжнародного, так і вітчизняного рівня. |
|
Розрахункові програми та коди |
||
Теплогідравлічні процеси в РУ та ГО |
||
Idaho NL (США) |
Розрахунки тепло гідравлічних процесів в реакторній установці. Експертна діяльність з оцінки та обґрунтування безпеки АЕС. |
|
GRS |
Розрахунки тепло гідравлічних процесів в реакторній установці. Експертна діяльність з оцінки та обґрунтування безпеки АЕС. |
|
Information system laboratories (США) |
Розрахунки тепло гідравлічних процесів в реакторній установці. Експертна діяльність з оцінки та обґрунтування безпеки АЕС. |
|
ANSYS, Inc |
Аналіз теплогідравлічних процесів в РУ у тривимірному наближенні. |
|
GRS |
Тепло-гідравлічний код для визначення температури холодних язиків при аналізі безпеки АЕС України. |
|
VTT Finland, Fortum (Фінляндія) |
Розрахунки теплогідравлічних процесів у реакторній установці ВВЕР-440. |
|
GRS |
Візуалізація розрахунків, отриманих за допомогою розрахункових кодів ATHLET, COCOSYS, ASTEC, MELCOR. |
|
Sandia National Laboratory |
Аналіз важких аварій. Використовується при аналізі важких аварій і процесів у гермооб’ємах ВВЕР-440, ВВЕР-1000. |
|
ATHLET-CD GRS |
Аналіз процесів у гермооб’ємі при проектних та запроектних аваріях. Використовується при аналізі тяжких аварій і процесів у реакторах ВВЕР-1000 та ВВЕР-440. |
|
COCOSYS |
Аналіз процесів у гермооб’ємі при проектних та запроектних аваріях. Експертна діяльність при аналізі аварійної ситуації в гермооб’ємах ВВЕР-440 та ВВЕР-1000. |
|
LAVA |
Аналіз аварійних наслідків ВА. | |
Імовірнісний аналіз безпеки |
||
Idaho NL (США) |
Розрахунок показників надійності та імовірнісних показників безпеки АЕС. Технічна оцінка матеріалів ІАБ, роботи, що стосуються ризик-орієнтованих підходів. |
|
ScandPower (Швеція) |
Проведення експертиз матеріалів ІАБ ЮУАЕС. |
|
Scandpower AB (Швеція) |
Проведення експертиз технічної та експлуатаційної документації, матеріалів з оцінки безпеки АЕС. |
|
Розрахунки міцності
|
||
ANSYS, Inc. |
Вирішення стаціонарних та нестаціонарних задач теплофізики, задач розрахунку напружено-деформованого стану, динамічного аналізу, температурного стану та зв’язаного виду розрахунку. |
|
ЛИРА САПР |
Розрахунки міцності та надійності будівельних конструкцій АЕС. |
|
«ЗАО НИЦ СтаДиО» |
Розрахунок просторових розгалужених трубопровідних систем на статичну та циклічну міцність, сейсмічні впливи, вібростійкість та несталі динамічні процеси. Розрахунки, обґрунтувань міцності трубопроводів АЕС. |
|
Structural Integrity Associates (США) |
Аналіз надійності трубопроводів, у тому числі при сейсмічній активності. |
|
Розроблено спеціалістами відділу міцності та надійності конструкцій ядерних установок ДНТЦ ЯРБ (410) |
Накопичення інформації про передісторію й поточний стан армоканатів (АК) системи перенавантаження захисної оболонки (за результатами контрольно-профілактичних робіт (КПР)). Експертизи за результатами КПР на СПЗО АЕС, в т.ч. для оцінки робіт з перенавантаження та експлуатації СПЗО енергоблоків. |
|
Нейтронно-фізичні процеси
|
||
Моделювання перехідних та аварійних режимів експлуатації реакторів ВВЕР у тривимірній геометрії. Розрахунок компаній (макровигоряння) реакторів ВВЕР. НДДКР, та експертизи, що стосуються складу та експлуатації паливних завантажень реакторів АЕС, а також аналіз аварійних и перехідних режимів експлуатації. |
||
|
Визначення характеристик сховищ палива, необхідних для обґрунтування безпеки. НДДКР, експертизи, щодо обґрунтування ядерної безпеки при зберіганні ядерного палива та його транспортування. Цей РК є основним інструментом для розрахунків критичності паливних систем. |
|
|
Підготовка малогрупових нейтронно-фізичних констант для фізичного розрахунку реакторів. НДДКР, експертизи, що стосуються складу та експлуатації паливних завантажень реакторів АЕС. |
|
|
Визначення критичності різних систем з матеріалами, що діляться. Дозволяє визначити критичність реакторів, басейнів витримки, транспортних контейнерів, сховищ палива, систем транспортування та зберігання рідких відходів тощо. НДДКР, експертизи щодо обґрунтування ядерної безпеки при зберіганні ядерного палива та його транспортування, а також - у випадках складної геометрії та використання “екзотичних” матеріалів. |
|
|
Призначений для розрахунку розподілення густини потоку нейтронів за межами активної зони реактору ВВЕР. НДДКР, експертизи, міжнародні угод. |
|
|
Для моделювання термомеханічного поводження паливного стрижня в ядерному реакторі при нормальній експлуатації та аварійних режимах, а також при зберіганні відпрацьованого палива. Можливо моделювання різного по хімічному складу палива та різних матеріалів оболонки ТВЕЛа. Експертиза щодо подовження строку експлуатації ТВС у АЗ. |
|
K.A.B. AG (Німеччина) |
Розрахунок компаній (потвельне вигоряння та енерговиділення у ТВЗ реакторів ВВЕР-1000, 440). НДДКР, експертизи, що стосуються складу та експлуатації паливних завантажень реакторів АЕС. |
|
K.A.B. AG (Німеччина) |
Розрахунок розподілу густини потоку нейтронів за межами активної зони реактора ВВЕР. Дозволяє отримувати наступні характеристики: - 3-мірний розподіл густини потоку нейтронів за межами активної зони реактора ВВЕР-1000,440; - значення накопиченого флюенсу нейтронів на корпус реактора ВВЕР з урахуванням зміни характеристик реактора протягом кампанії; активності та швидкості активації детекторів; радіаційні ушкодження та радіаційну крихкість металу корпусу реактор. |
|
K.A.B. AG (Німеччина)
|
Підготовлення малогрупових констант для чарунок реакторів ВВЕР. НДДКР, експертизи. |
|
Gesellschaft für Anlagenund Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH, (Німеччина) |
Статистичний аналіз невизначеності результатів розрахунків, що отримані нейтронно-фізичними та системними теплогідравлічними кодами. |
|
Аналіз радіаційних наслідків
|
||
МАГАТЕ (Відень, Австрія), USNRC (США) |
Аналіз радіологічних наслідків ядерних аварій, включаючи розрахунок доз і концентрацій в найближчій зоні АЕС на базі даних про викиди та типи аварій на АЕС. Аналіз та прогноз в системі аварійного реагування. |
|
Ліверморська національна лабораторія (США) |
Оцінка радіаційного стану після радіаційних аварій типу: викид, пожежа, вибух, ресуспензія. |
|
Grove Engineering, Rockville (США) |
Для розрахунку біологічного захисту. | |
Facilia AB (Швеція) |
Використовується для оцінки ризиків радіоекології (наприклад, міграція радіонуклідів). | |
Argonne National Laboratory (США) |
Для оцінки радіаційних наслідків. | |
Argonne National Laboratory (США) |
Для оцінки радіаційних наслідків. | |
Argonne National Laboratory (США) |
Для оцінки радіаційних наслідків. | |
Argonne National Laboratory (США) |
Для оцінки радіаційних наслідків. | |
Argonne National Laboratory (США) |
Для оцінки радіаційних наслідків. | |
Sandia National Laboratory |
Аналіз радіологічних наслідків аварій. |
В окрузі Сент-Луїс у США виявили можливе забруднення радіоактивними відходами
Невада збирається виступити проти проекту спорудження сховища радіоактивних відходів у Юкка-Маунтін
Японія не хоче підписувати договір про заборону ядерних випробувань
Мирна ядерна енергетична програма ОАЕ продовжує розвиватись