Результаты тестирования методики расчетного определения флюенса и спектра нейтронов на корпусе реактора ВВЭР-440 при эксплуатации новых видов ядерного топлива
Основные 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.
Подобные документы
Изложение классических подходов к различным моделям, описывающим распределение нейтронов в среде. Свойства свободного нейтрона и теория диффузии моноэнергетических нейтронов. Газокинетическая модель переноса в неразмножающих средах и уравнение Больцмана.
методичка, добавлен 15.05.2015Технические 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 способа и устройства для формирования интенсивных пучков тепловых нейтронов. Рассмотрение процесса селекции нейтронов селектирующей структурой с криволинейными каналами селекции. Приведение примера выполнения замедляющее-фокусирующей структуры.
статья, добавлен 01.07.2016Исследование принципов работы ядерного энергетического реактора. Типы ядерных реакторов, характеристики и конструкции ядерных реакторов. Особенность осуществления экстренного глушения реактора путем выстреливания в активную зону клина из поглотителя.
контрольная работа, добавлен 01.12.2024Способ и устройство для формирования интенсивных пучков тепловых нейтронов для исследовательских целей. Радиационные характеристики основных материалов устройства. Анализ закономерностей, определяющих отражение нейтронов от поверхности каналов селекции.
статья, добавлен 28.09.2016Построение 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 13.12.2015Типы 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 09.11.2011Особенности 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 20.02.2016Краткая 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 20.05.2012Учет и планирование затрат на топливо в промышленной энергетике. Анализ стоимостных характеристик расхода топлива. Оптимизация методики планирования и учета затрат на топливо при производстве энергии на АЭС. Комплекс нейтронно-физических расчетов.
статья, добавлен 12.01.2020Знакомство с методами теплофизического исследования тепловыделяющих элементов ядерных энергетических реакторов. Рассмотрение особенностей экспериментального определения теплофизических свойств ядерного топлива и твэлов ядерных энергетических установок.
статья, добавлен 02.08.2018Анализ мирового и отечественного опыта эксплуатации быстрых реакторов. Опыт разработки и эксплуатации демонстрационной АЭС с быстрым реактором. Главное преимущество реакторов на быстрых нейтронах, их внедрение в структуру атомной энергетики России.
реферат, добавлен 18.01.2015Возможность использования реактора ВВЭР-СКД в замкнутом топливном цикле и решение проблемы с ОЯТ. Анализ установки в реакторе безчехловых ТВС для экономии топлива и улучшения физических характеристик активной зоны. Распределение энерговыделений по твэлам.
статья, добавлен 19.11.2018История развития атомной энергетики. Острота вопроса о ресурсах самого ядерного топлива. Применение реакторов на быстрых нейтронах, значительно расширяющее топливную базу ядерной энергетики. Дальнейший поиск безопасных и экономичных путей ее развития.
реферат, добавлен 16.09.2015История развития реакторов на быстрых нейтронах и характеристика основных принципов их работы. Анализ типов быстрых реакторов: бассейновый, петлевой тип, реакторы с газовым и свинцовым охлаждением. Технические характеристики реакторов "Феникс" и "Брест".
доклад, добавлен 12.11.2014Повышение 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 13.02.2018Роль российских исследовательских реакторов в получении фундаментальных и прикладных знаний в области ядерной физики. Основные характеристики ИР. Отношение плотности нейтронного потока к мощности реактора. Разработка низкообогащенного топлива для ИР.
курсовая работа, добавлен 29.04.2014История 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 06.04.2014Тепловая мощность реактора по требования регламентов безопасной эксплуатации энергоблоков АЭС с ВВЭР как один из основных контролируемых параметров. Тепловая мощность реактора как параметр определения технико-экономических показателей работы энергоблока.
статья, добавлен 15.01.2019- 45. Ядерный реактор
Основные элементы ядерного реактора. Схема процессов в устройстве управления самоподдерживающейся цепной реакции деления ядер. Понятия "критическая масса" и "иодная яма". Значение управляющих стержней. Преимущество реакторов на быстрых нейтронах.
презентация, добавлен 18.05.2014 Физико-нейтронный расчет гомогенного ядерного реактора на урановом горючем. Зависимость коэффициента размножения нейтронов в реакторе от размеров и состава активной зоны. Расчет геометрического параметра. Количество ядер горючего урана в единице объема.
контрольная работа, добавлен 17.02.2015Экспериментальное 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 15.02.2018Безопасность реакторов. Экономичность вырабатываемой электроэнергии. Снижение эмиссии диоксида углерода. Снятие с эксплуатации реакторов на АЭС. Опасность использования АЭС для распространения ядерного оружия. Проблемы развития альтернативной энергии.
реферат, добавлен 23.03.2016Разработка методики прямого измерения сечения захвата радиоактивных ядер с помощью многосекционного детектора на основе спектрометрии множественности захватного гамма-излучения. Блок-схема детектора и электронного тракта. Параметры пучка нейтронов.
статья, добавлен 12.09.2013В работе приводятся результаты расчётов энергетических спектров заряженных частиц и ядер отдачи при взаимодействии нейтронов с ядрами азота. Расчёты проводились с использованием программного комплекса TALYS. Проведено сравнение результатов расчётов.
статья, добавлен 13.09.2022