Нейтронно-термоакустична нестiйкiсть в каналах ядерного реактора
Створення розрахунково-аналiтичних засобiв для аналiзу процесiв в ядерних реакторах. Основи уявлення про фiзичний механiзм НТАН. Принцип розрахунково-графiчного аналiзу стiйкостi на основi характеристичного рiвняння. Результати розрахункового аналiзу.
Подобные документы
Сутність ядерного реактору, його складові частини й основні характеристики. Історія створення ядерних реакторів в США, Європі, експериментальні дослідження в СРСР. Принцип дії ядерного реактору, умови перетворення ядерної енергії на інші види енергії.
презентация, добавлен 11.05.2016Розробка математичного апарату оцінювання функціоналів нейтронного потоку, що ліг в основу розрахунково-експериментальної системи визначення умов опромінення корпусу реактора, устаткування для проведення дозиметричних вимірювань на енергоблоках.
автореферат, добавлен 06.07.2014Спрощений нейтронно-фізичний розрахунок ядерного реактора. Усереднення перетинів за температурою нейтронного газу та коефіцієнту розмноження. Розподіл щільності потоку нейтронів активної зони. Коефіцієнт розмноження для середовища нескінченних розмірів.
методичка, добавлен 20.11.2014Требования к единству нейтронных измерений на исследовательских реакторах при проведении спектрометрии и дозиметрии нейтронов. Разработка комплекса измерительных спектрометрических установок для реализации возможностей нейтронно-активационного метода.
автореферат, добавлен 13.02.2018Исследование взаимосвязи спектров констант диффузионного уравнения и поля нейтронов ядерного реактора. Расчет макрополя нейтронов. Нейтронно-физический расчет ядерного реактора с использованием разностных схем. Решение уравнения диффузии нейтронов.
статья, добавлен 21.10.2016Вибір 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 12.07.2015Концепция 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 19.11.2018Оцінка аномальних теплогідравлічних процесів режимів тепловиділяючих збірок у водоохолоджуваних ядерних реакторах. Програмно-технічний комплекс інтелектної діагностики, що забезпечує виявлення передкризових явищ на поверхні тепловидільного елементу.
автореферат, добавлен 27.07.2015Ядерная энергетика как одна из самых перспективных отраслей выработки электроэнергии. Знакомство с особенностями выполнения нейтронно-физического расчета реактора, состоящего в физическом обосновании конструкции. Анализ программного комплекта WIMS-D5.
аттестационная работа, добавлен 06.06.2021Результати експериментального визначення перерізів ядерних реакцій при енергії нейтронів 14,53 МеВ. Порядок вимірювання нейтронно-активаційним методом. Зразки з природного германію опромінювання DT-нейтронами. Апаратурні спектри гамма-випромінювання.
статья, добавлен 11.11.2013Общая характеристика энергетического ядерного реактора, общий и опреративный запас его реактивности. Уменьшение запаса реактивности с выгоранием ядерного топлива и за счет его шлакования. Рост запаса реактивности с воспроизводством ядерного топлива.
реферат, добавлен 18.11.2010Построение 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 08.02.2018Створення комп’ютерних моделей для відтворення експериментальних умов на стадіях ядерно-фізичного експерименту. Методика перевірки коректності застосування методу нейтронно-активаційних вимірювань для уточнення показників перерізів ядерних реакцій.
автореферат, добавлен 28.08.2015Экспериментальное исследование свойств жидкосолевых композиций и конструкционных материалов в реакторных установках топливного цикла. Разработка концепция гомогенного жидкосолевого ядерного реактора сжигателя актиноидов из отработаного ядерного топлива.
автореферат, добавлен 15.02.2018Вивчення 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 13.08.2015Изучение особенностей развития тяжелых аварий (с повреждением ядерного топлива) в корпусных ядерных реакторах, а также подходы к их моделированию. Определение основных условий возникновения паровых взрывов при охлаждении поврежденного ядерного топлива.
статья, добавлен 30.01.2017Проблема 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 06.11.2013Описание 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 09.10.2013Визначення основних конструктивних розмірів активної зони реактора ВВЕР-1000. Визначення розмножуючих властивостей середовища, робоче завантаження та витрата ядерного палива. Блоки ядерного палива або тепловиділяючі елементи, активна зона реакторів.
курсовая работа, добавлен 02.01.2014История 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 06.04.2014Моделирование пространственных нейтронно-физических и теплогидравлических процессов в водо-водяных реакторах в сопряженной постановке (НФТГ/3D). Особенности расчетного кода КОРСАР/ГП. Расчет нейтронной кинетики в трехмерном пространственном приближении.
статья, добавлен 15.01.2019Дослідження фізичних процесів, що відбуваються при точінні деталей. Розробка і апробація розрахунково-експериментального підходу прогнозування температурних деформацій деталей і корекції руху різця при точінні з використанням різних методів охолодження.
автореферат, добавлен 10.08.2014Краткая история создания и развития ядерного реактора как устройства, предназначенного для осуществления управляемой ядерной реакции. Изучение классификации, системы управления и защиты ядерного реактора. Описание областей применения ядерных реакторов.
презентация, добавлен 20.05.2012Основная характеристика ядерного реактора, его мощности и цепной реакции. Проведение исследования активной зоны энергетических устройств и их окружения отражателем нейтронов. Главные особенности изучения тепловыделяющих элементов, содержащих топливо.
реферат, добавлен 01.05.2017Расчет параметров реактора при комнатной температуре замедлителя. Расчет реактивности реактора. Коэффициент реактивности, связанный с нагревом топлива реактора. Изменение изотопного состава и реактивности во время работы реактора на тепловых нейтронах.
курсовая работа, добавлен 09.11.2017