Обеспечение радиационного ресурса корпуса реактора
Влияние 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.
Подобные документы
Обеспечение безопасной эксплуатации ядерных установок. Оценка состояния свойств металла корпуса реактора в процессе эксплуатации в районе активной зоны и получение надежного прогноза служебных характеристик металла корпуса до конца срока службы.
статья, добавлен 15.01.2019Технические 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 02.08.2013Определение 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 19.11.2018Результаты испытаний на статическую трещиностойкость поковок. Анализ результатов испытаний тепловых образцов-свидетелей. Сдвиг критической температуры хрупкости тепловых образцов-свидетелей основного металла. Кинетика охрупчивания металла корпуса.
статья, добавлен 15.01.2019Методические 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 18.11.2013Алгоритм моделювання фізичного процесу поширення нейтронів у складному за геометричними і матеріальними параметрами середовищі реактора ВВЕР-1000. Схема організації взаємодії між елементами пакета програм чисельних розрахунків переносу нейтронів.
автореферат, добавлен 06.07.2014Процесс облучения внутрикорпусных устройств реактора ВВЭР-1000. Сущность выгородки и шахты внутрикорпусной, для топливных кампаний. Распределения функционалов нейтронного потока на поверхностях внутрикорпусных устройств для разных топливных кампаний.
статья, добавлен 18.11.2013Разработка 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 19.11.2018Информационная технология прогнозирования с оценкой риска временных рядов, обеспечивающая реализацию материаловедческо-прогнозного подхода к выбору корпуса водоводяного ядерного реактора. Программная реализация и апробация информационной технологии.
статья, добавлен 29.06.2016Построение прогнозной зависимости распухания от температуры и дозы облучения в широком интервале скоростей создания смещений. Прогнозирование по этим данным распухания по сечению выгородки реактора ВВЭР-1000 в процессе длительной эксплуатации 30-60 лет.
статья, добавлен 02.09.2013Мониторирование радиационной нагрузки корпуса реактора. Дозиметрические измерения у внешней поверхности КР. Определение удельных активностей НАД. Процедура метрологического обеспечения спектрометрических измерений НАД. Максимальная степень полинома.
статья, добавлен 07.10.2013Анализ отраслевых программ по продлению сроков эксплуатации атомных станций Украины. Безопасность ядерных энергоустановок. Предотвращение термоудара на корпус реактора в процессе эксплуатации. Влияние термических нагрузок на продления сроков эксплуатации.
статья, добавлен 25.03.2016Изменения напряженно-деформированного состояния выгородки и стенки шахты в процессе эксплуатации. Моделирование процессов нагрева и распухания под действием радиационного облучения. Обоснования продления ресурса действующих энергоблоков ВВЭР-1000.
статья, добавлен 19.11.2018Назначение ускоренной предупредительной защиты. Анализ причин срабатывания аварийной защиты по уменьшению периода разгона реактора энергоблока, возможности аппаратуры контроля нейтронного потока правильно оценивать показания его уровня и периода реактора.
статья, добавлен 15.01.2019Вимірювання нейтронного спектра реактора диференційним методом протонів віддачі. Методика визначення ширини чутливої зони кремнієвого детектора. Вимірювання та обробка апаратурних спектрів. Нейтронний спектр апроксимувався максвелівським розподілом.
статья, добавлен 18.11.2013Точность контроля поля энерговыделения реактора и его зависимость от количества точек контроля. Снижение общей мощности реактора при недостатке датчиков. Задачи оптимизации запаса датчиков внутриреакторного контроля. Особенности атомных электростанций.
статья, добавлен 07.06.2016Разработка топливного цикла и схемы реактора для проведения процесса термоядерного синтеза с использованием потока дейтронов и газообразной мишени из дейтерированного диборана. Использование раствора борной кислоты для поглощения избыточных нейтронов.
статья, добавлен 29.07.2017Результаты имитационных нейтронно-физических расчетов, выполненных для исследуемой топливной загрузки активной зоны реактора. Расчет изменений во времени аксиального офсета и концентрации борной кислоты в реакторе при выгорании топливной загрузки.
статья, добавлен 19.11.2018Общая характеристика энергетического ядерного реактора, общий и опреративный запас его реактивности. Уменьшение запаса реактивности с выгоранием ядерного топлива и за счет его шлакования. Рост запаса реактивности с воспроизводством ядерного топлива.
реферат, добавлен 18.11.2010Изучение 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 25.03.2014Расчет 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 конструктивных размеров реактора: реакционный объем и диаметр аппарата. Механический расчет обечаек реактора, работающих под внутренним давлением. Расчет толщины днища и изоляции стенок реактора. Подбор теплообменника на реакторном блоке.
реферат, добавлен 21.01.2014Анализ 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 05.10.2019Задачи и методы переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Результаты экспериментального внедрения новой технологии обессоливания ЖРО с применением ионообменных смол. Дифференциальные кривые распределения частиц ионитов по диаметрам и скоростям.
статья, добавлен 10.07.2011Розробка 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 06.07.2014