Визначення радіаційного навантаження корпусу реактора ВВЕР-440
Вибір 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.
Подобные документы
Математический анализ процессов плазмохимического пиролиза моносилана, конденсации кремниевых паров в расплав. Оценка гарнисажеобразования на рабочих поверхностях реактора. Панорама канала реактора пиролиза с турбулентным течением жидкого кремния.
статья, добавлен 30.01.2016Расчет 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 15.01.2019Зависимость сдвига критической температуры хрупкости основного металла от флюенса быстрых нейтронов и от продолжительности температурного старения. Результаты визуального, ультразвукового и вихретокового контроля цилиндрической части корпуса реактора.
статья, добавлен 15.01.2019Основы ядерной и нейтронной физики: строение атома, радиоактивный распад, ядерные реакции и пр. Жизненный цикл нейтронов, условия критичности реактора. Динамика нуклидного состава реактора. Ядерное топливо для реакторов и особенности обращения с ним.
учебное пособие, добавлен 01.04.2015Применение "сухой" защиты для формирования потока тепловых нейтронов, необходимых для работы ионизационных камер системы управления и защиты реактора. Основные этапы возведения "сухой" защиты. Внедрение разработок по модернизации серпентинитового бетона.
статья, добавлен 19.11.2018Особенности 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 18.11.2018Определение 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 19.02.2016Построение 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 19.11.2018Точность 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 07.06.2016Тепловая 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 15.01.2019Применение 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 19.11.2018- 65. 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 - 66. 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 - 67. 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 Прояснение физики процессов, определяющих стационарную волну ядерного горения. Нахождение эффективных теоретических подходов и условий для определения ее параметров. Эволюция системы при прохождении стационарной волны. Уравнение диффузии для флюэнса.
статья, добавлен 07.10.2013Построение 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 02.09.2013Расчет вероятности разгерметизации оболочек водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР) в зависимости от последовательности совокупностей факторов, определяющих поврежденность оболочек. Оптимизация модели распределения реакторного энерговыделения.
статья, добавлен 29.11.2016Розрахунок максимальних навантажень. Втрати потужності в трансформаторі КТП. Вибір компенсуючих пристроїв, ізоляторів, реактора й струмоведучих частин, апаратів високої напруги. Розрахунок струмів короткого замикання. Релейний захист трансформатора.
курсовая работа, добавлен 04.03.2012Анализ состояния программного обеспечения для анализа безопасности реактора РБМК-1000. Необходимость внедрения в исследования безопасности современных программных средств и создания в Украине института для решения всего спектра задач атомной энергетики.
статья, добавлен 01.12.2017- 73. Нелинейная задача теплопроводности для радиационно-теплового экрана реактора атомной электростанции
Стационарная задача теплопроводности для радиационно-теплового экрана реактора атомной электростанции с учетом внутренних источников тепловыделения. Оценка температурного поля оборудования. Зависимость коэффициента теплопроводности бетона от температуры.
статья, добавлен 28.07.2017 Методические основы системы мониторирования радиационной нагрузки корпуса реактора ВВЭР-440. Разработка расчетной модели реакторной установки. Описание специального оборудования для проведения дозиметрических измерений у внешней поверхности корпуса.
статья, добавлен 18.11.2013- 75. Анализ влияния методов управления мощностью энергоблока c водо-водяным реактором на аксиальный офсет
Обеспечение устойчивой и надежной работоспособности реактора атомной электростанции. Исследование влияния методов управления мощностью энергоблока на величину аксиального офсета. Автоматизированные системы регулирования работоспособности реактора.
статья, добавлен 30.01.2016