Научно-технические и организационные аспекты вывоза отработавшего ядерного топлива с исследовательского ядерного реактора ИЯИ НАН Украины
Технические 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".
Подобные документы
Общая 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 18.11.2010История 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 06.04.2014Описание 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 09.10.2013Особенности методики контроля выгорания отработанного ядерного топлива в реальном времени при проведении транспортно-технологических операций. Применение CdZnTe-детекторов в которых, реализованы условия однозарядового сбора в системе контроля состояния.
статья, добавлен 20.02.2016Изготовления ядерного топлива, ядерно-топливные циклы. Основные методы разделения изотопов (электромагнитный и фотохимический метод, термодиффузия, дистилляция). Газодиффузионный метод обогащения урана. Стадии переработки отработанного ядерного топлива.
курсовая работа, добавлен 04.05.2014Воздействие на изотопный состав отработавшего ядерного топлива ВВЭР-1000, вызванное концентрацией борной кислоты, растворенной в воде, температурой топлива и других. Использование топливных сборок поставщиков ТВЭЛ и американской компании Westinghouse.
статья, добавлен 05.08.2020Определение 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 06.03.2017Краткая 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 20.05.2012Аппроксимация зависимостей концентраций от глубины выгорания для каждого радионуклида с помощью полиномиальной функции. Расчет отклонения величин остаточного тепловыделения по аппроксимационной зависимости от результатов, рассчитанных по MCU-PD.
статья, добавлен 03.10.2019Сущность ядерного топливного цикла, описание его видов, их достоинства и недостатки. Значение электрической энергии для человечества. Описание добычи, переработки и обогащения урановой руды, процесс изготовления топлива. Хранение отработавшего топлива.
реферат, добавлен 01.03.2015Экспериментальное исследование свойств жидкосолевых композиций и конструкционных материалов в реакторных установках топливного цикла. Разработка концепция гомогенного жидкосолевого ядерного реактора сжигателя актиноидов из отработаного ядерного топлива.
автореферат, добавлен 15.02.2018Анализ 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 07.01.2016Технические 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 02.05.2010Расчет 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 09.11.2017Изучение 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 максимального уровня потребления органического топлива с помощью гауссовской модели. Рассмотрение процесса воспроизводства ядерного топлива, который заключается в образовании в ядерном реакторе вторичных делящихся нуклидов из ядерного сырья.
контрольная работа, добавлен 08.04.2014Программное средство, реализующее метод Монте Карло и позволяющее выполнять расчеты изотопного состава отработавшего ядерного топлива. Моделирование загрузки реактора с возможностью описания каждого отдельного элемента, канала или ячейки активной зоны.
статья, добавлен 19.11.2018Визначення 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 02.01.2014Изучение особенностей развития тяжелых аварий (с повреждением ядерного топлива) в корпусных ядерных реакторах, а также подходы к их моделированию. Определение основных условий возникновения паровых взрывов при охлаждении поврежденного ядерного топлива.
статья, добавлен 30.01.2017Анализ 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 05.10.2019Проблема 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 06.11.2013Типы тепловых и атомных электростанций. Назначение теплоносителя на АЭС. Доставка ядерного топлива. Классификация разных видов топлива, роль углеводородного топлива, гидроэнергетических ресурсов и ядерного горючего в топливно-энергетическом балансе РФ.
реферат, добавлен 09.11.2011Основная 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 01.05.2017Основные результаты измерений и расчетов флюенса и спектра нейтронов для последних топливных загрузок реакторов с новыми видами ядерного топлива. Пути совершенствования методики учета флюенса быстрых нейтронов на корпусах реакторов, его обоснование.
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 21.10.2016