Материаловедческо-прогнозный подход к выбору корпуса водоводяного ядерного реактора
Информационная технология прогнозирования с оценкой риска временных рядов, обеспечивающая реализацию материаловедческо-прогнозного подхода к выбору корпуса водоводяного ядерного реактора. Программная реализация и апробация информационной технологии.
Подобные документы
Проблема вибору типу нового дослідницького реактора та їх класифікація за технічними параметрами, особливостями конструкцій і напрямками використання. Головні переваги багатоцільового дослідницького ядерного реактора тепловою потужністю 20-30 МВт.
статья, добавлен 06.11.2013Описание реактора на волне ядерного горения при наличии невыгорающего поглотителя нейтронов. Развитие теории возмущений, позволяющей при заданной концентрации поглотителя определять скорость волны (мощность реактора) и конечный флюэнс (выгорание топлива).
статья, добавлен 09.10.2013Визначення основних конструктивних розмірів активної зони реактора ВВЕР-1000. Визначення розмножуючих властивостей середовища, робоче завантаження та витрата ядерного палива. Блоки ядерного палива або тепловиділяючі елементи, активна зона реакторів.
курсовая работа, добавлен 02.01.2014История создания ядерного реактора и его строение. Запуск первого реактора под руководством Э. Ферми в США. Распределение ядерного топлива в активной зоне. Схема работы атомной электростанции на двухконтурном водо-водяном энергетическом реакторе.
презентация, добавлен 06.04.2014Краткая история создания и развития ядерного реактора как устройства, предназначенного для осуществления управляемой ядерной реакции. Изучение классификации, системы управления и защиты ядерного реактора. Описание областей применения ядерных реакторов.
презентация, добавлен 20.05.2012Основная характеристика ядерного реактора, его мощности и цепной реакции. Проведение исследования активной зоны энергетических устройств и их окружения отражателем нейтронов. Главные особенности изучения тепловыделяющих элементов, содержащих топливо.
реферат, добавлен 01.05.2017Технические характеристики теплоизоляции цилиндрической части корпуса реактора и сильфона разделительного. Теплоизоляция зоны патрубков реактора. Защита биологическая. Теплоизоляция верхнего блока, а также механизм перемещения ионизационных камер.
контрольная работа, добавлен 02.08.2013Разработка мероприятий по управлению запроектными авариями на АЭС. Анализ тепловых нагрузок для тяжелых ЗПА. Оценка деформирования и повреждения корпуса реактора, реализация концепции внутрикорпусного удержания расплава за счет наружного охлаждения.
научная работа, добавлен 19.11.2018Расчет параметров реактора при комнатной температуре замедлителя. Расчет реактивности реактора. Коэффициент реактивности, связанный с нагревом топлива реактора. Изменение изотопного состава и реактивности во время работы реактора на тепловых нейтронах.
курсовая работа, добавлен 09.11.2017Определение роли возможности удержания расплавленных фрагментов активной зоны в корпусе реактора и сохранения его целостности в течение запроектной тяжелой аварии. Анализ эффективности охлаждения корпуса реактора при интенсивном тепловом воздействии.
статья, добавлен 19.11.2018Исследование взаимосвязи спектров констант диффузионного уравнения и поля нейтронов ядерного реактора. Расчет макрополя нейтронов. Нейтронно-физический расчет ядерного реактора с использованием разностных схем. Решение уравнения диффузии нейтронов.
статья, добавлен 21.10.2016Технические и правовые аспекты вывоза основной партии высокообогащенного отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) с исследовательского реактора ВВР-М Института ядерных исследований НАН Украины в Российскую Федерацию для последующей переработки в ПО "Маяк".
статья, добавлен 19.09.2013Изучение понятия реактора АЭС. Использование реактора на быстрых нейтронах для получения тепла и электроэнергии, а также для воспроизводства ядерного горючего. Строение реактора. Рассмотрение деятельности АЭС России. Технические проблемы безопасности.
реферат, добавлен 25.03.2014Исследование ксеноновой устойчивости ядерного реактора и ксеноновых колебаний и волн, направленное на определение теплотехнической надежности активной зоны. Новая математическая модель для определения области ксеноновой устойчивости ядерного реактора.
статья, добавлен 02.12.2018Методические основы системы мониторирования радиационной нагрузки корпуса реактора ВВЭР-440. Разработка расчетной модели реакторной установки. Описание специального оборудования для проведения дозиметрических измерений у внешней поверхности корпуса.
статья, добавлен 18.11.2013Влияние нейтронного облучения на свойства металла корпуса реактора. Процесс подогрева баков запаса раствора борной кислоты, требования к обеспечению безопасности при хранении жидких радиоактивных отходов. Пункты радиационного дозиметрического контроля.
курсовая работа, добавлен 06.05.2021Зависимость сдвига критической температуры хрупкости основного металла от флюенса быстрых нейтронов и от продолжительности температурного старения. Результаты визуального, ультразвукового и вихретокового контроля цилиндрической части корпуса реактора.
статья, добавлен 15.01.2019Вибір оптимального набору нейтронно-активаційних детекторів. Адаптація транспортної програми пакета програм MCPV для розрахунків переносу нейтронів в білякорпусному просторі реактора ВВЕР-440. Умови опромінення корпусу ядерного енергетичного реактора.
автореферат, добавлен 12.07.2015Сутність ядерного реактору, його складові частини й основні характеристики. Історія створення ядерних реакторів в США, Європі, експериментальні дослідження в СРСР. Принцип дії ядерного реактору, умови перетворення ядерної енергії на інші види енергії.
презентация, добавлен 11.05.2016Определение мощности остаточных тепловыделений активной зоны через 10 часов после останова для 2-х, 3-х, 4-х и 5-летней топливной кампании. Результаты расчетов мощности остаточных тепловыделений реактора при увеличении кампании ядерного топлива.
контрольная работа, добавлен 06.03.2017Технические основы ядерной энергетики. Особенности ядерного реактора как источника теплоты. Устройство энергетических ядерных реакторов. Основные требования к конструкциям активной зоны реактора и ее характеристики. Общие сведения о радиоактивности.
реферат, добавлен 02.05.2010Прояснение физики процессов, определяющих стационарную волну ядерного горения. Нахождение эффективных теоретических подходов и условий для определения ее параметров. Эволюция системы при прохождении стационарной волны. Уравнение диффузии для флюэнса.
статья, добавлен 07.10.2013Розробка математичного апарату оцінювання функціоналів нейтронного потоку, що ліг в основу розрахунково-експериментальної системи визначення умов опромінення корпусу реактора, устаткування для проведення дозиметричних вимірювань на енергоблоках.
автореферат, добавлен 06.07.2014Анализ мощности нейтронного излучения для различных источников облученного ядерного топлива реактора ВВЭР-1200 для высоких выгораний и времени выдержки до 100 лет. Аппроксимационные зависимости для проведения расчета мощности нейтронного излучения.
статья, добавлен 05.10.2019Анализ ядерного топливного цикла как последовательности повторяющихся производственных процессов, начиная от добычи топлива и кончая удалением радиоактивных отходов. Изучение процесса обогащения урана, схемы ядерного реактора, переработки отходов.
реферат, добавлен 07.01.2016