Исследование особенностей U-Pu-Th топливного цикла и его применения для выжигания младших актинидов в водоохлаждаемом реакторе при сверхкритических параметрах с быстрым спектром нейтронов
Возможность 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.
Подобные документы
Определение и анализ места природного газа в структуре топливного баланса энергоустановок. Исследование и характеристика особенностей процесса использования газоанализатора, что позволяет экономить топливо и снижать вредное воздействие на экологию.
статья, добавлен 27.02.2017Система 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 15.01.2019Применение 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 19.11.2018Расчет 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 15.01.2019Анализ опасных ситуаций для водоохлаждаемых ядерных реакторов, связанный с неконтролируемым переходом процесса теплоотдачи на поверхности тепловыделяющего элемента. Гидродинамическая теория кризиса кипения и условия его возникновения в водяном реакторе.
доклад, добавлен 29.11.2014Анализ 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 05.10.2019Значения собственных характеристик внутрикорпусной шахты реактора. Анализ параметров гидродинамической нестабильности потока теплоносителя. Распределение характеристик пульсаций давления по главному циркуляционному контуру реакторных установок АЭС.
статья, добавлен 15.01.2019Исследование результатов работ по валидации пакета программ MCPV, используемого в методике определения радиационной нагрузки корпусов реакторов ВВЭР украинских АЭС. Макетный эксперимент на реакторе LR-0. Анализ результатов дозиметрических измерений.
статья, добавлен 24.09.2013Анализ методов оптимизации периодичности испытаний систем, важных для безопасности при работе реактора на мощности. Обоснование сокращения испытаний на герметичность гермообъема. Анализ испытания оборудования в условиях увеличения топливного цикла.
статья, добавлен 15.01.2019Повышение 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 13.02.2018Технические 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 02.05.2010- 37. Ядерные реакторы
Классификация ядерных реакторов по характеру использования, спектру нейтронов, размещению топлива, виду топлива, степени обогащения, химическому составу, виду теплоносителя, роду замедлителя и способу генерации пара. Устройство атомного реактора.
реферат, добавлен 01.02.2018 Распределение активной разгрузки между генераторами по минимуму расхода топлива без учета влияния сети. Определение суммарной активной нагрузки энергосистемы по узловым нагрузкам. Расчет расхода топлива для различных способов распределения нагрузки.
курсовая работа, добавлен 26.08.2009Определение 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.
контрольная работа, добавлен 06.03.2017- 40. 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 Разработка топливного цикла и схемы реактора для проведения процесса термоядерного синтеза с использованием потока дейтронов и газообразной мишени из дейтерированного диборана. Использование раствора борной кислоты для поглощения избыточных нейтронов.
статья, добавлен 29.07.2017Радиоактивность и продукты деления атомных ядер. Взаимодействие нейтронов с атомными ядрами. Особенности ядерного реактора как источника теплоты. Устройство энергетических ядерных реакторов. Требования к конструкциям активной зоны и ее характеристики.
реферат, добавлен 02.12.2015Рассмотрение 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 09.11.2020Расчет максимального уровня потребления органического топлива с помощью гауссовской модели. Рассмотрение процесса воспроизводства ядерного топлива, который заключается в образовании в ядерном реакторе вторичных делящихся нуклидов из ядерного сырья.
контрольная работа, добавлен 08.04.2014Воздействие на изотопный состав отработавшего ядерного топлива ВВЭР-1000, вызванное концентрацией борной кислоты, растворенной в воде, температурой топлива и других. Использование топливных сборок поставщиков ТВЭЛ и американской компании Westinghouse.
статья, добавлен 05.08.2020Определение экономии топлива. Особенности введения регенеративного подогрева основного конденсата и питательной воды. Физическая теплота топлива, расход топлива без и с подогревом. Расчет экономии топлива силовой установки за счет отбора пара из турбины.
лабораторная работа, добавлен 21.11.2014Методические 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 18.11.2013Сквозное моделирование физических процессов на всех этапах развития аварии: от исходного события до выхода расплава за пределы корпуса реактора с учетом конструктивных особенностей ВВЭР. Физико-математические модели и расчетные модули кода СОКРАТ/В1.
доклад, добавлен 19.11.2018Применение "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 19.11.2018Описание 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 09.10.2013