Опыт и перспективы модернизации активной зоны реактора БН 600
Основные 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.
Подобные документы
История развития советской атомной энергетики. Устройство и принцип работы атомной электростанции. Основные элементы атомного реактора. Функционирование реактора в случае возникновения опасности. Атомные станции, которые эксплуатируются в России.
реферат, добавлен 20.05.2015Определение 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 21.01.2014Кинетические и теплогидравлические процессы, происходящие в ядерных реакторах. Численные методы расчета состояния активной зоны реактора, их категории. Задачи, решаемые методом оперативного моделирования. Интеллектуальные методы обработки информации.
статья, добавлен 21.03.2015Выявление основных сценариев, которые могут привести к повреждению активной зоны. Разработка предложений, направленных на предотвращение тяжелого повреждения активной зоны при внешних воздействиях. Исследование режимов работы блоков на мощности.
статья, добавлен 19.11.2018Описание 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 09.10.2013Технические 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 19.09.2013Программное 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 19.11.2018Результаты 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 19.11.2018Определение характеристик активной зоны реактора ВВЭР-440 для Кольской АЭС: обоснование конструкции и нейтронно-физических параметров. Расчет коэффициента размножения и температурных эффектов реактивности. Автоматическая система регулирования мощности.
дипломная работа, добавлен 23.01.2014Физико-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 17.02.2015Геометрические параметры активной зоны, корпуса реактора и внутрикорпусных устройств. Подвижность напора давления столбов жидкости на опускном и подъемном участках. Рост точности вычислений путем нахождения корня уравнения естественной циркуляции.
курсовая работа, добавлен 23.02.2016Анализ внутрикорпускной стадии тяжелой аварии с оценкой времени наступления характерных событий. Основные параметры реакторной установки. Исследование поведения кориума в напорной камере реактора. Отличительные особенности кода RELAP/SCDAPSIM/MOD3.2
статья, добавлен 19.11.2018Обеспечение 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 15.01.2019Концепция 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 19.11.2018Вибір 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 12.07.2015Система улавливания и охлаждения топливного расплава, расположенная под корпусом реактора - пассивных устройств безопасности атомной электростанции. Распределение вкладов в частоту повреждений активной зоны для стояночных режимов эксплуатации блока.
статья, добавлен 15.01.2019Система управления и защиты реакторной установки БН-600. Требования во время отвода остаточных тепловыделений. Расчёт допустимого времени перерыва циркуляции питательной воды. Режим работы основного оборудования при отводе остаточного тепловыделения.
дипломная работа, добавлен 06.09.2016Пассивный 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 18.05.2015Проблема 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 06.11.2013Анализ пассивных систем безопасности Нововоронежской АЭС-2. Проектное обоснование эффективности теплоотвода от активной зоны реактора при аварийных течах из первого контура и работе только пассивных систем безопасности с помощью испытаний на стенде.
статья, добавлен 19.11.2018Основной инструмент для анализа сценариев запроектных аварий с плавлением активной зоны. Оценка радиационных последствий запроектных аварий с плавлением активной зоны на АЭС. Состав несущей среды, продуктов деления, материалов топлива и поглотителя.
статья, добавлен 15.01.2019Анализ 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 25.03.2016Точность 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 07.06.2016Особенности 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 18.11.2018Тепловая 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