Исследовательский подкритический реактор

Строительство 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.

Подобные документы

  • Определение 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 23.01.2014

  • Основы 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 01.04.2015

  • Тепловая 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 15.01.2019

  • Краткая 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 20.05.2012

  • Определение конструктивных размеров реактора: реакционный объем и диаметр аппарата. Механический расчет обечаек реактора, работающих под внутренним давлением. Расчет толщины днища и изоляции стенок реактора. Подбор теплообменника на реакторном блоке.

    реферат, добавлен 21.01.2014

  • 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

  • Пассивный отвод тепла остаточных тепловыделений и его проектные функции, принципы обеспечения безопасности. Обоснование возможности поддержания запаса теплоносителя в активной зоне реактора. Расчет аварии с потерей всех источников переменного тока.

    аттестационная работа, добавлен 18.05.2015

  • Определение 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

  • Применение "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 19.11.2018

  • История развития, перспективы и основы атомной энергетики. Особенности ядерного реактора как источника теплоты. Устройство энергетических ядерных реакторов. Цепная ядерная реакция в реакторе и использование замедлителя. Безопасное хранение отходов.

    реферат, добавлен 02.12.2015

  • Геометрические параметры активной зоны, корпуса реактора и внутрикорпусных устройств. Подвижность напора давления столбов жидкости на опускном и подъемном участках. Рост точности вычислений путем нахождения корня уравнения естественной циркуляции.

    курсовая работа, добавлен 23.02.2016

  • Технические 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 02.08.2013

  • Изучение понятия реактора АЭС. Использование реактора на быстрых нейтронах для получения тепла и электроэнергии, а также для воспроизводства ядерного горючего. Строение реактора. Рассмотрение деятельности АЭС России. Технические проблемы безопасности.

    реферат, добавлен 25.03.2014

  • Система 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 15.01.2019

  • Описание схемы энергетических потоков реактора, работающего в адиабатическом режиме. Расчет теплового баланса ректора гидроочистки. Определение критических температур и давления газосырьевой смеси в установке. Определение энтальпии потока из реактора.

    реферат, добавлен 21.01.2014

  • Определение характеристик изоляции трансформаторов и термической стойкости реактора. Ознакомление с процессом проверки соответствия фактической индуктивности расчетной. Расчет максимального усилия притяжения, действующего на изоляторы верхней фазы.

    контрольная работа, добавлен 18.09.2014

  • Программное 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 19.11.2018

  • 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 15.01.2019

  • 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 15.01.2019

  • Вибір 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 12.07.2015

  • Типы атомных электростанций, классификация ядерных реакторов. Тепловые схемы АЭС. Устройство атомной электростанции, принцип преобразования тепловой энергии в электрическую. Авария на Чернобыльской АЭС: причины и последствия взрыва ядерного реактора.

    реферат, добавлен 10.11.2012

  • Анализ усредненного по тепловыделяющей сборке водо-водяного энергетического реактора мощностью 1000 МВт тепловыделяющего элемента. Поиск элементов, для которых вероятность разгерметизации оболочек после 4 лет эксплуатации Хмельницкой АЭС-2 наибольшая.

    статья, добавлен 14.07.2016

  • Математический 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 30.01.2016

  • Введение понятия "поколение нейтронов", эффективный коэффициент размножения и реактивность реактора. Рождение свободных нейтронов в реакциях деления ядер топлива. Нейтронный цикл в тепловом ядерном реакторе и характеристики его физических процессов.

    реферат, добавлен 18.11.2010

  • Анализ 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 08.10.2013

Работы в архивах красиво оформлены согласно требованиям ВУЗов и содержат рисунки, диаграммы, формулы и т.д.
PPT, PPTX и PDF-файлы представлены только в архивах.
Рекомендуем скачать работу и оценить ее, кликнув по соответствующей звездочке.