Ядерные реакторы

Методика решения задач по математике
Числовые ряды
Функции комплексной переменной
Операционное исчисление
Примеры решения задач
Лабораторные работы по электротехнике
и электронике
Трехфазные цепи
Электрические фильтры
Исследование однофазного трансформатора
Исследование резонансных явлений
Биполярные транзисторы
Практические задания
История искусства
Художники эпохи Просвещения
Информатика
Информационно-вычислительные системы и сети
Модернизация компьютера
Быстродействие микросхем памяти
Принципы организации памяти
Модернизация системной BIOS
Увеличение быстродействия системы
Замена центрального процессора

Современные видеоадаптеры и мониторы

Энергетика
Ядерные реакторы
Физические основы
  • СОЗДАНИЕ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
  • ЭФФЕКТИВНЫЙ КОЭФФИЦИЕНТ РАЗМНОЖЕНИЯ
  • НЕЙТРОННЫЙ ПОТОК
  • УСТРОЙСТВО РЕАКТОРА
  • ОТВОД ТЕПЛОТЫ В РЕАКТОРЕ
  • ТЕМПЕРАТУРНЫЙ РЕЖИМ
    ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕГО ЭЛЕМЕНТА
  • УПРАВЛЕНИЕ РЕАКТОРОМ РЕГУЛИРОВАНИЕ
    МОЩНОСТИ РЕАКТОРА
  • АКТИВНАЯ ЗОНА В ПРОЦЕССЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ
  • ОСНОВЫ РАДИАЦИАННЫЙ БЕЗОПАСНОСТИ
  • МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ К ПРОВЕДЕНИЮ
    ПРАКТИЧЕСКИХ ЗАНЯТИЙ
  • Изменение нейтронного потока во времени
  • Мощность и кампания реактора
  • Контрольная работа № 1
  • Контрольная работа № 2
  • В работе рассматривается состояние атомной энергетики в Украине и дается классификация существующих в мире реакторов. Сделан обзор конструкции реакторов с водой и тяжелой водой под давлением, реактора с кипящей водой и реактора на быстрых нейтронах.

    Реакторы с тяжелой водой под давлением (PHWR или CADU)

    Проектные параметры и характеристики ВВЭР-СКД. Выполненные расчеты ВВЭР-СКД с быстро-резонансным спектром нейтронов при 2-х ходовой схеме охлаждения показали перспективность данного проекта

    Использование тория. Рассмотрена возможность использования тория в реакторе с быстро-резонансным спектром нейтронов.

    Исследование возможности выжигания младших актинидов (МА) в реакторе ВВЭР-СКД

    Расчеты выгорания рабочих ТВС и ТВС с МА.

    Наработка радиоактивных нуклидов в активной зоне реактора БН-350 Сегодня, очевидно, что по мере исчерпания природных ресурсов будет увеличиваться роль атомной энергетики. Преимущества ядерной энергетики: большая мощность станций, независимый источник ядерного топлива, минимальные выбросы в атмосферу и стабильность в цене вырабатываемой электроэнергии. Выбросов радиоактивных веществ в атмосферу на АЭС намного меньше, чем в электростанциях, работающих на угле. 

    Реакторы на естественном уране с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем Для одно- и двухконтурных водо-водяных реакторов требуется обогащение топлива по делящемуся изотопу 235U, для того, чтобы компенсировать относительно высокое поглощение нейтронов легководным теплоносителем. Этот недостаток можно преодолеть, используя в качестве замедлителя тяжелую воду, а в качестве теплоносителя – либо тяжелую воду, либо кипящую легкую воду. Если в качестве теплоносителя использовать тяжелую воду, то можно создать реактор на естественном уране. Этот принцип реализован в канадских реакторах CANDU.

    Конструкция реактора В реакторной установке (РУ БН-350) использована трехконтурная схема теплосъема. Теплоноситель первых двух контуров – жидкий натрий, теплоноситель третьего контура – вода-пар.

    Опыт эксплуатации РУ БН-350 и научные исследования В процессе эксплуатации реакторной установки (РУ) БН-350 были исследованы нейтронно-физические характеристики активной зоны, зоны воспроизводства и внутриреакторного хранилища реактора БН-350.

    Вывод из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах БН-350 Вырабатываемый реактором пар использовался на ТЭЦ для производства электроэнергии и на опреснительных установках для опреснения морской воды. Мангышлакский энергозавод, реорганизованный в 1978 году в МАЭК, был единственным в мире энергетическим комплексом, где, наряду с традиционными видами энергии (тепло, пар, электроэнергия) осуществлялось производство дистиллята, питьевой и технической воды, а также воспроизводство ядерного горючего, путем наработки в реакторе БН-350 плутония -239.

    Спектральные характеристики нейтронного поля в облучательной сборке

    Источник нейтринного излучения 51Cr для калибровки нейтринного телескопа В Баксанской нейтринной обсерватории (Северный Кавказ) проводятся уникальные галлиевые эксперименты, которые в состоянии измерить основной компонент солнечного спектра нейтрино.

    Облучение Cr в АЗ БН-350 и упаковка стержней в источник Стержни Cr были доставлены на РГП «МАЭК» для облучения в реакторе БН-350. Подобные реакторы есть: БН-600 в России, Phenix и Super Phenix во Франции и MONJU в Японии. Реактор БН-350 (технические характеристики даны в разделе 2) имеет активную зону с высоко обогащенным ураном (по урану -235) и боковую зону из необогащенного урана; жидкий натрий используется как теплоноситель. Эта конструкция имеет в активной зоне большую плотность потока быстрых нейтронов ~ 5 • 1015 n/cm2s при номинальной мощности, что выгодно для получения источников с высокой активностью.

    Основные типы реакторов, принятые к промышленной реализации Классификация ядерных энергетических реакторов По физическим признакам различают реакторы на тепловых, промежуточных и быстрых нейтронах; реакторы уранового, плутониевого или ториевого цикла; реакторы — размножители.

    АЭС с уран-графитовыми канальными реакторами  Реакторы этого типа работают на тепловых нейтронах, в качестве замедлителя используется графит, а в качестве теплоносителя – обычная вода.

    Примеры решения задач курсового расчета по математике