Расчет теплофизических параметров испытаний ТВС реактора на быстрых нейтронах
Исследование по расчетному обоснованию режимов испытаний экспериментального устройства, предназначенного для изучения поведения модельной тепловыделяющей сборки реактора на быстрых нейтронах. Определение диаграммы энерговыделения в активной зоне реактора.
Подобные документы
Характеристика аэродинамической модели реактора. Установка аэродинамической модели реактора на стенде. Принципиальная гидравлическая схема малого аэродинамического контура. Измерение полей давления в опускном кольцевом канале на его входе и выходе.
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 08.10.2013Результаты испытаний на статическую трещиностойкость поковок. Анализ результатов испытаний тепловых образцов-свидетелей. Сдвиг критической температуры хрупкости тепловых образцов-свидетелей основного металла. Кинетика охрупчивания металла корпуса.
статья, добавлен 15.01.2019История Белоярской атомной электростанции и ее структурные подразделения. Возможные последствия реализации плутониевой программы. Оценка целесообразности наращивания мощностей и использования плутония на БАЭС. Особенности реакторов на быстрых нейтронах.
отчет по практике, добавлен 05.12.2012Тепловая 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 пассивных систем безопасности Нововоронежской АЭС-2. Проектное обоснование эффективности теплоотвода от активной зоны реактора при аварийных течах из первого контура и работе только пассивных систем безопасности с помощью испытаний на стенде.
статья, добавлен 19.11.2018Пассивный 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 18.05.2015Изучение ресурсов топлива на быстрых и тепловых нейтронах. Воздействие атомных станций на окружающую среду. Нормирование уровня загрязнения. Выбросы, сбросы вредных веществ и мероприятий по их уничтожению. Воздействие радиации на человека и экосистемы.
реферат, добавлен 23.11.2014Определение 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 23.01.2014Геометрическая 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 29.10.2018Построение 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 02.12.2018- 62. 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 Исследование условий охлаждения преобразователя. Выбор согласующего трансформатора или токоограничительного реактора. Расчет допустимых рабочих перегрузок преобразователя по току. Определение основных параметров управляющих импульсов и схемы замещения.
курсовая работа, добавлен 28.12.2016Особенности атомной энергетики, ее основные ресурсы. Значение атомных электростанций в энергобалансе мира. Применение реакторов на быстрых нейтронах и расширение топливной базы ядерной энергетики. Проблемы атомной энергетики в северо-западном регионе.
реферат, добавлен 08.01.2015История 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 20.05.2015История развития атомной энергетики. Острота вопроса о ресурсах самого ядерного топлива. Применение реакторов на быстрых нейтронах, значительно расширяющее топливную базу ядерной энергетики. Дальнейший поиск безопасных и экономичных путей ее развития.
реферат, добавлен 16.09.2015Правила безопасной эксплуатации АЭС. Обеспечение высокой чистоты воды контура парогенератора, проведение его гидравлических испытаний. Удаление отложений на тепловыделяющих элементах. Причины загрязнения теплоносителя. Выбор водного режима реактора.
доклад, добавлен 03.03.2015История развития ядерной физики. Законы сохранения электрического заряда и импульса. Классификация ядерных реакций по типу частиц. Закон сохранения изотопического спина и его проекции. Деление тяжелых ядер. Преимущества реакторов на быстрых нейтронах.
реферат, добавлен 24.02.2017Розробка 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 06.07.2014Влияние 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 06.05.2021Математический 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- 72. 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 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 01.04.2015Применение "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 19.11.2018Анализ 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 25.03.2016