Нейтронно-физические особенности быстрого канального реактора БКЭР, охлаждаемого водой СКД
Концепция 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.
Подобные документы
Анализ объема виброиспытаний на методической модели реактора. Изучение данных для оптимизации состава контролируемых параметров и размещения измерительных средств пусконаладочного и эксплуатационного виброконтроля для проектируемой модели реактора.
статья, добавлен 15.01.2019Геометрическая плоская модель реактора термоэмиссионной ядерной энергоустановки с концентрическими рядами электрогенерирующих каналов в замедлителе из гидрида циркония. Анализ кинограммы процесса столкновения реактора со смесью гранита и цемента.
статья, добавлен 29.10.2018Краткая 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 20.05.2012Применение "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 18.11.2018Построение нелинейной ячеечной модели процесса, позволяющего рассчитывать загрузку реактора и опускного канала дисперсным материалом. Распределение времени пребывания частиц в аппарате. Учет нелинейных явлений в процессе циркуляционного псевдоожижения.
статья, добавлен 02.12.2018Строительство 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 03.10.2013Розробка 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 06.07.2014Определение понятия ядерной энергии. Разработка программы быстрого роста атомной энергетики. Принципы управления работой ядерного реактора, его устройство. Мировой опыт и перспективы развития ядерной энергетики. Проблемы экологи, защиты окружающей среды.
реферат, добавлен 05.05.2014Математический 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 15.01.2019- 62. 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 Зависимость 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 15.01.2019Требования 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 13.02.2018Учет и планирование затрат на топливо в промышленной энергетике. Анализ стоимостных характеристик расхода топлива. Оптимизация методики планирования и учета затрат на топливо при производстве энергии на АЭС. Комплекс нейтронно-физических расчетов.
статья, добавлен 12.01.2020Исследование трансмутации минорных актинидов в классической ТВС водяного реактора под давлением с смешанным оксидным топливом. Расчёт выгорания, реализованный с помощью встроенного кода DEPTH. Полугомогенная загрузка (237)Np в смешанное оксидное топливо.
реферат, добавлен 22.05.2019Анализ 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 25.03.2016Алгоритм моделювання фізичного процесу поширення нейтронів у складному за геометричними і матеріальними параметрами середовищі реактора ВВЕР-1000. Схема організації взаємодії між елементами пакета програм чисельних розрахунків переносу нейтронів.
автореферат, добавлен 06.07.2014Вимірювання 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 15.07.2014- 71. 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 Разработка 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 19.11.2018Исследование и оценка состояния штатных твэлов. Закономерности геометрических изменений таблеточных сердечников, разработка их защиты от разгерметизации. Изучение структуры таблеточного диоксида урана. Анализ коррозионного воздействия топлива на оболочку.
статья, добавлен 20.11.2018Тепловая 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 15.01.2019Визначення 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 02.01.2014