Технологический расчет реактора
Определение 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.
Подобные документы
Определение основных параметров теплоносителя, а также топлива и конструкционных материалов. Объем активной зоны реактора. Расчет толщины торцевого экрана. Площадь сечения и число ячеек активной зоны. Гидравлический периметр и диаметр бокового экрана.
контрольная работа, добавлен 23.12.2015Определение характеристик изоляции трансформаторов и термической стойкости реактора. Ознакомление с процессом проверки соответствия фактической индуктивности расчетной. Расчет максимального усилия притяжения, действующего на изоляторы верхней фазы.
контрольная работа, добавлен 18.09.2014Выбор устройства выпарного аппарата, расчет его основных размеров и количества трубок; толщины стенок обечаек, конических переходов и эллиптического днища, работающих под наружным давлением; укрепления отверстий; трубной решетки; опор греющей камеры.
курсовая работа, добавлен 14.03.2010Описание схемы энергетических потоков реактора, работающего в адиабатическом режиме. Расчет теплового баланса ректора гидроочистки. Определение критических температур и давления газосырьевой смеси в установке. Определение энтальпии потока из реактора.
реферат, добавлен 21.01.2014Исследование по расчетному обоснованию режимов испытаний экспериментального устройства, предназначенного для изучения поведения модельной тепловыделяющей сборки реактора на быстрых нейтронах. Определение диаграммы энерговыделения в активной зоне реактора.
статья, добавлен 28.03.2019Построение расчетной модели реактора. Определение средних концентраций ядер по ячейке и зонам ячейки. Расчет температуры нейтронного газа и коэффициента использования тепловых нейтронов. Определение различных параметров нейтронов и размеров активной зоны.
курсовая работа, добавлен 13.12.2015Изучение 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 25.03.2014Описание водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР-1000): общий вид, структура (корпус, шахта, шаговый электромагнитный привод), принципы работы. Определение критического радиуса реактора. Распределение потока нейтронов в сферической активной зоне.
контрольная работа, добавлен 02.12.2012Исследование 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 21.10.2016Особенности работы реакторов, определение теплогидравлических параметров активной зоны и бокового экрана. Коэффициент теплопроводности жидких металлов. Процессы теплообмена в периферийных каналах. Проведение расчета реактора на быстрых нейтронах.
курсовая работа, добавлен 16.02.2016Вибір 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 12.07.2015Кинематический расчет привода и выбор электродвигателя. Расчет и проектирование червячной передачи. Уточненный расчет тихоходного и червячного валов. Выбор и проверка шпоночных соединений. Описание конструктивных элементов корпуса. Подбор и проверка муфт.
дипломная работа, добавлен 18.04.2012Ядерная энергетика как одна из самых перспективных отраслей выработки электроэнергии. Знакомство с особенностями выполнения нейтронно-физического расчета реактора, состоящего в физическом обосновании конструкции. Анализ программного комплекта WIMS-D5.
аттестационная работа, добавлен 06.06.2021Определение 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 19.11.2018Проблема 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 06.11.2013Расчет перемешивания теплоносителя в корпусе реактора. Учет пространственных эффектов в камерах реактора, в сочетании с использованием моделей расчета пространственной нейтронной кинетики. Анализ моделирующего межпетлевого перемешивания теплоносителя.
статья, добавлен 15.01.2019Описание 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 09.10.2013Основные проектные характеристики активной зоны третьей модернизации и возможность ритмичной работы реактора в новом режиме перегрузок. Технические показатели работы реактора БН-600. Пути повышения эффективности использования топлива на атомных станциях.
статья, добавлен 20.11.2018Концепция БКЭР (быстрого канального энергетического реактора). Подход и основные решения для реализации принципа "естественной безопасности". Керметное топливо с трубчатым типом конструкции твэла. Исследование нейтронно-физических свойств реактора.
статья, добавлен 19.11.2018Технические 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 02.08.2013- 21. Диффузное и дрейфовое движение электронов в N-типе кремния, облученного быстрыми нейтронами реактора
Анализ области температур диффузного и дрейфового движения электронов в N-типе кремния после облучения быстрыми нейтронами реактора. Расчет температурных зависимостей концентрации носителей в проводящей матрице и в объеме образцов, дрейфовых барьеров.
статья, добавлен 02.09.2013 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 18.11.2010Особенности и схематическое изображение устройства реактора механической энергии РМЭ, принцип его работы. Объяснение того, почему привод не затрачивает энергию на работу против силы сжатия рабочего тела. Возникновение энергии в камере сжатия реактора.
статья, добавлен 18.11.2018Расчет вероятности разгерметизации оболочек водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР) в зависимости от последовательности совокупностей факторов, определяющих поврежденность оболочек. Оптимизация модели распределения реакторного энерговыделения.
статья, добавлен 29.11.2016Тепловой расчет теплообменного аппарата, его средний температурный напор. Определение общего коэффициента теплопередачи. Определение основных размеров теплообменного аппарата и его тепловой изоляции. Гидравлический расчет теплообменника и подбор насоса.
курсовая работа, добавлен 29.05.2017