Исследование аксиальных ксеноновых колебаний в активной зоне ВВЭР-1000 и их влияния на величину критической концентрации борной кислоты в реакторе
Результаты 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.
Подобные документы
Изменение по высоте активной зоны плотности теплоносителя в корпусном кипящем реакторе. Подобие нейтронно-физических и теплогидравлических процессов в корпусных кипящих реакторах и в реакторах следующего поколения с водой закритических параметров.
статья, добавлен 19.11.2018Исследование ксеноновой устойчивости ядерного реактора и ксеноновых колебаний и волн, направленное на определение теплотехнической надежности активной зоны. Новая математическая модель для определения области ксеноновой устойчивости ядерного реактора.
статья, добавлен 02.12.2018Построение системы уравнений для описания нейтронно-физических процессов в реакторе. Решения уравнения диффузии в гомогенизированном реакторе с использованием асимптотических констант ячеек. Объединение программ трехмерных нейтронно-физических расчетов.
автореферат, добавлен 08.02.2018Возможность 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 19.11.2018Характеристика изменения относительных подогревов теплоносителя в петлях в процессе диаметральных ксеноновых колебаний. Кризис теплообмена - одна из основных причин нарушения теплотехнической надежности тепловыделяющих элементов и их разгерметизации.
статья, добавлен 15.01.2019Описание водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР-1000): общий вид, структура (корпус, шахта, шаговый электромагнитный привод), принципы работы. Определение критического радиуса реактора. Распределение потока нейтронов в сферической активной зоне.
контрольная работа, добавлен 02.12.2012Определение 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 23.01.2014Программное 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 19.11.2018Исследование влияния автоматизированных систем регулирования мощностью энергоблока с реактором ВВЭР-1000 в маневренном режиме на такую количественную меру устойчивости реактора, как аксиальный офсет для обеспечения его устойчивости в маневренном режиме.
статья, добавлен 30.07.2016Плотности теплоносителя как фактор, оказывающий существенное влияние на спектр нейтронов и изменение нуклидного состава при выгорании топлива. Сущность эффекта самокомпенсации размножающих свойств. Методика расчета стационарной топливной загрузки.
статья, добавлен 19.11.2018Расчёт ядерной энергетической установки с реактором типа ВВЭР-1200 с увеличенной топливной кампанией. Ключевые показатели и расчётные данные, обосновывающие рентабельность увеличения длительности кампании. T-S диаграмма турбинного цикла в реакторе.
статья, добавлен 20.08.2018Методика описания гидравлического сопротивления и отклоняющего воздействия на поток теплоносителя перемешивающей решетки. Изучение трехмерных теплогидравлических процессов в активной зоне ВВЭР-1000 в эксплуатационных режимах с разными уровнями мощности.
автореферат, добавлен 02.08.2018Воздействие 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 05.08.2020История 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 06.04.2014Физико-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 17.02.2015Определение 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 06.03.2017Определение 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 23.12.2015Краткая характеристика реактора МИР и его возможностей. Формирование условий безопасного проведения экспериментов, моделирующих нестационарные режимы с изменением мощности твэлов, снижением расхода и давления теплоносителя в контуре петлевой установки.
автореферат, добавлен 13.02.2018Строительство реактора бассейнового типа с тепловой мощностью 20-30 МВт и с потоком нейтронов в активной зоне. Оптимизация активной зоны подкритического реактора. Зависимость усиления и параметров системы от соотношения ядерных концентраций замедлителя.
статья, добавлен 03.10.2013- 20. 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 Влияние нейтронного облучения на свойства металла корпуса реактора. Процесс подогрева баков запаса раствора борной кислоты, требования к обеспечению безопасности при хранении жидких радиоактивных отходов. Пункты радиационного дозиметрического контроля.
курсовая работа, добавлен 06.05.2021Расчеты с использованием эксплуатационных данных и сравнение их с результатами вычисленных в комплексной программе "Пермак" 27-ой топливной загрузки 3-го блока Кольской АЭС. Производственная и экологическая безопасность, микроклимат на рабочем месте.
дипломная работа, добавлен 22.01.2014Основные 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.
статья, добавлен 20.11.2018Применение 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 19.11.2018Разработка 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 29.07.2017