Расчет ядерного реактора на тепловых нейтронах
Расчет 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.
Подобные документы
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.
статья, добавлен 19.11.2018Ядерная 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 06.06.2021Исследование 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 02.12.2018Визначення 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 02.01.2014Технические 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 02.05.2010Технические характеристики теплоизоляции цилиндрической части корпуса реактора и сильфона разделительного. Теплоизоляция зоны патрубков реактора. Защита биологическая. Теплоизоляция верхнего блока, а также механизм перемещения ионизационных камер.
контрольная работа, добавлен 02.08.2013Расчет 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 15.01.2019Разработка 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 19.11.2018Информационная технология прогнозирования с оценкой риска временных рядов, обеспечивающая реализацию материаловедческо-прогнозного подхода к выбору корпуса водоводяного ядерного реактора. Программная реализация и апробация информационной технологии.
статья, добавлен 29.06.2016Программное 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 19.11.2018Розробка 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 06.07.2014Сравнение реактора на расплаве солей с традиционными типами ядерных реакторов. Характеристика основных параметров реакторов, их сильные и слабые стороны. Отличительные черты жидко-солевых реакторов в направлении безопасности. Преимущество MSR-реактора.
статья, добавлен 10.04.2019Физико-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 17.02.2015- 39. 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 - 40. Атомное ядро
Состав и характеристики атомного ядра. Квантовая природа процессов взаимодействия нуклонов. Закон радиоактивного распада и основные типы радиоактивности. Определение пороговой кинетической энергии. Устройство ядерного реактора на медленных нейтронах.
курсовая работа, добавлен 14.08.2018 Анализ 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 05.10.2019Тепловая 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 15.01.2019Анализ корпусных материалов реактора типа ВВЭР-1000 с использованием методологии Мастер кривой. Критическая температура хрупкости для сварных швов. Оценка вязкости разрушения сварных соединений корпусных сталей реактора. Продление срока его службы.
статья, добавлен 08.10.2013Расчет вероятности разгерметизации оболочек водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР) в зависимости от последовательности совокупностей факторов, определяющих поврежденность оболочек. Оптимизация модели распределения реакторного энерговыделения.
статья, добавлен 29.11.2016История развития советской атомной энергетики. Устройство и принцип работы атомной электростанции. Основные элементы атомного реактора. Функционирование реактора в случае возникновения опасности. Атомные станции, которые эксплуатируются в России.
реферат, добавлен 20.05.2015- 46. Ядерный реактор
Устройство и принцип действия ядерного реактора на медленных нейтронах. Механизм протекания цепной ядерной реакции. Замедление быстрых нейтронов, вещества, использующиеся в качестве замедлителей. Введение в активную зону аварийных специальных стержней.
конспект урока, добавлен 24.02.2016 - 47. Ядерный реактор
Основные элементы ядерного реактора. Схема процессов в устройстве управления самоподдерживающейся цепной реакции деления ядер. Понятия "критическая масса" и "иодная яма". Значение управляющих стержней. Преимущество реакторов на быстрых нейтронах.
презентация, добавлен 18.05.2014 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 19.11.2018Основы 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 01.04.2015Геометрическая 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 29.10.2018