Зависимость мощности остаточного тепловыделения после останова реактора от продолжительности кампании ядерного топлива
Определение 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.
Подобные документы
Анализ 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 05.10.2019Основная 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 01.05.2017Общая 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 06.04.2014Технические 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 19.09.2013Описание 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 09.10.2013Основные 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 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 02.12.2018Основные 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 20.11.2018Расчет 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 09.11.2017Пассивный отвод тепла остаточных тепловыделений и его проектные функции, принципы обеспечения безопасности. Обоснование возможности поддержания запаса теплоносителя в активной зоне реактора. Расчет аварии с потерей всех источников переменного тока.
аттестационная работа, добавлен 18.05.2015Аппроксимация 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 03.10.2019Определение изменение активности продуктов деления за время кампании и за время выдержки. Расчёт скорости выгорания и удельного выгорания. Расчёт изменения активности. Определение содержания стабильного нуклида к концу кампании и к концу выдержки.
практическая работа, добавлен 27.05.2016Определение 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 23.12.2015Исследование аппроксимационных зависимостей, которые могут быть использованы при решении задач по оценке радиационных и теплофизических характеристик отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР-1200. Рассмотрение изменений нуклидного состава топлива.
статья, добавлен 03.10.2019Повышение безопасности и экономичности реакторов РБМК (реактора большой мощности канального) путем оптимизации состава топлива и режимов его использования. Анализ и объяснение физических эффектов, связанных с внедрением уран-эрбиевого топлива на АЭС.
автореферат, добавлен 13.02.2018Рассмотрение вопроса о подборе материалов трубопроводов, оболочек твэл, ТВС, выбор топлива и типа реактора. влияния состава различных топлив и материалов активной зоны на длительное время работы ЯППУ при стопроцентной мощности, её экономическая выгода.
статья, добавлен 09.11.2020Технические 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 02.05.2010Изготовления 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 04.05.2014Особенность обеспечения повышенной коррозионной и износостойкости для хромовых покрытий на циркониевых сплавах. Преимущества смешанного нитридного уран-плутониевого топлива. Исследование микротоплива для высокотемпературного газоохлаждемого реактора.
реферат, добавлен 20.12.2022Проблема 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 06.11.2013Визначення 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 02.01.2014Типы 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 09.11.2011Программное 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 19.11.2018Краткая 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 20.05.2012