Технічні вимоги при виборі типу нового дослідницького ядерного реактора
Проблема 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.
Подобные документы
Аппроксимация 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 03.10.2019- 77. Ядерный реактор
Ядерный реактор (атомный реактор) как устройство для осуществления управляемой ядерной цепной реакции деления, история и основные этапы его разработки, ученые, их вклад. Типы и отличительные особенности установок. Схема энергетического ядерного реактора.
реферат, добавлен 26.04.2011 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 23.12.2015Анализ 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 25.03.2016Причины аварии на Чернобыльской атомной электростанции: нарушение правил безопасности эксплуатации реактора, особенности конструкции реактора. Выводы Национальной академии наук. Ликвидация последствий аварии, эвакуация города Припять, зона отчуждения.
разработка урока, добавлен 19.02.2016Вимірювання нейтронного спектра реактора диференційним методом протонів віддачі. Методика визначення ширини чутливої зони кремнієвого детектора. Вимірювання та обробка апаратурних спектрів. Нейтронний спектр апроксимувався максвелівським розподілом.
статья, добавлен 18.11.2013Розробка одновимірної стаціонарної моделі гідродинамічних і фізико-хімічних процесів у висхідному висококонцентрованому двофазовому потоці в надшаровому просторі реактора. Визначення рівняння переносу кінетичної енергії пульсаційного руху частинок.
автореферат, добавлен 15.07.2014Розвиток технологій сухого зберігання відпрацьованого ядерного палива (ВЯП). Збільшення температури експлуатації, створення різних газових середовищ (повітря, гелій, вуглекислий газ). Постійне вдосконалення сховищ та розробка їх нових модифікацій.
статья, добавлен 25.02.2016Построение 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 13.12.2015Разработка мероприятий по управлению запроектными авариями на АЭС. Анализ тепловых нагрузок для тяжелых ЗПА. Оценка деформирования и повреждения корпуса реактора, реализация концепции внутрикорпусного удержания расплава за счет наружного охлаждения.
научная работа, добавлен 19.11.2018История ядерной энергетики. Пути развития атомной энергетики в СССР. Создание и эксплуатации первых реакторов. Разработка ядерного реактора типа РБМК-1000. Конструкция и характеристики РБМК, его достоинства и недостатки. Аварии на энергоблоках с РБМК.
реферат, добавлен 09.10.2012Точность 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 07.06.2016Вивчення нестаціонарних процесів гідродинаміки й теплообміну в каналах, що імітують елементи активної зони ядерного реактора та теплоенергетичного обладнання. Побудова математичної методики для розрахунку турбулентного потоку у вертикальному каналі.
автореферат, добавлен 13.08.2015- 89. Ториевый цикл
Перспективы развития ториевого топливного цикла в атомной энергетике. Принципы, положенные в основу функционирования ядерного реактора. Использование ториевого топливного цикла в работе реакторов на тепловых нейтронах, его преимущества и недостатки.
курсовая работа, добавлен 06.06.2014 Карта розміщення реакторів на Україні. Виробничий цикл ядерної енергетики. Будова і принцип дії ядерного реактора. Альтернативні варіанти атомній енергетиці: енергія вітру, річок. Перша вітрова електростанція в прісних водах США. Енергія Світового океану.
реферат, добавлен 30.01.2011Тепловая 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- 92. Ядерная энергия
Строение ядра атома. Энергия связи атомных ядер. Явление радиоактивности или спонтанного распада ядер. Деление атомных ядер. Взаимодействие нейтронов с атомными ядрами. Цепная ядерная реакция. Особенности ядерного реактора как источника теплоты.
реферат, добавлен 31.08.2012 Применение комбинированных дистанционирующих решеток, состоящих из ячейковой и пластинчатой перемешивающей решеток с размещением дефлекторов по схеме "закрутка" в конструкции ТВСА–Т. Анализ уровня межкассетного взаимодействия теплоносителя реактора.
статья, добавлен 19.11.2018Виды ионизирующих излучений и процесс передачи их веществу. Экспозиционная, поглощенная и эквивалентная дозы лучей. Биологические эффект излучения. Основные виды взаимодействия нейтронов с ядрами атомов. Расчет биологической защиты ядерного реактора.
презентация, добавлен 15.04.2014Курчатов как родоначальник советского атомного проекта. Сооружение первого отечественного циклотрона. Создание первой в мире термоядерной бомбы в 1953 году. Открытие спонтанного деления ядер урана. Создание первого в Европе ядерного реактора в 1946 году.
презентация, добавлен 04.05.2014- 96. Исследование надежности оболочек тепловыделяющего элемента водо-водяного энергетического реактора
Анализ усредненного по тепловыделяющей сборке водо-водяного энергетического реактора мощностью 1000 МВт тепловыделяющего элемента. Поиск элементов, для которых вероятность разгерметизации оболочек после 4 лет эксплуатации Хмельницкой АЭС-2 наибольшая.
статья, добавлен 14.07.2016 - 97. 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 Детальний опис ядерного енергоблоку з реактором ВВЄР-1000, та принципи його роботи. Основні характеристики реактора. Конструкція волого-парової турбіни атомної електростанції. Теплотехнічні параметри парогенератора, компенсатора тиску, барботера.
реферат, добавлен 24.09.2009- 99. Термический отжиг кластеров и точечных дефектов в n-Si (Cz), облученном быстрыми нейтронами реактора
Исследование термической стабильности кластеров и точечных дефектов в n-Si, выращенном методом Чохральского (Cz), после облучения быстрыми нейтронами реактора. Процесс аннигиляции вакансионного типа дефектов кластеров с межузельными атомами кремния.
статья, добавлен 07.10.2013 Построение прогнозной зависимости распухания от температуры и дозы облучения в широком интервале скоростей создания смещений. Прогнозирование по этим данным распухания по сечению выгородки реактора ВВЭР-1000 в процессе длительной эксплуатации 30-60 лет.
статья, добавлен 02.09.2013