Розрахункові дослідження та аналіз характеристик дослідницького реактора ВВР-М як джерела нейтронів для вирішення наукових та прикладних задач

Аналіз нейтронних полів дослідницького реактора ВВР-М як базової ядерно-фізичної установки для проведення фундаментальних та прикладних досліджень. Комп’ютерна модель реакторної установки. Складові частини програм для розрахунків переносу нейтронів.

Рубрика Физика и энергетика
Предмет Ядерна фізика
Вид статья
Язык украинский
Прислал(а) П.М. Ворона
Дата добавления 11.09.2013
Размер файла 806,7 K

Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже

Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.


Подобные документы

  • Конструкция реактора и выбор элементов активной зоны. Тепловой расчет, ядерно-физические характеристики "холодного" реактора. Многогрупповой расчет, спектр и ценности нейтронов в активной зоне. Концентрация вещества в гомогенизированной ячейке реактора.

    курсовая работа [559,9 K], добавлен 29.05.2012

  • Снижение интенсивности ионизирующих излучений в помещениях. Бетонная шахта реактора. Теплоизоляция цилиндрической части корпуса реактора. Предотвращение вибрации конструкционных элементов активной зоны реактора. Годовая выработка электроэнергии.

    дипломная работа [4,8 M], добавлен 11.05.2012

  • Предварительный расчет рабочих параметров. Ядерно-физические характеристики "холодного" реактора. Определение коэффициента размножения для бесконечной среды в "холодном" реакторе. Вычисление концентрации топлива, оболочки, теплоносителя и замедлителя.

    курсовая работа [1,8 M], добавлен 02.11.2014

  • Тепловая схема и основные принципы работы контура многократной принудительной циркуляции реакторной установки АЭС. Гидродинамические процессы в барабан-сепараторе реактора РБМК. Совершенствование контроля энерговыделения по высоте активной зоны реактора.

    курсовая работа [446,4 K], добавлен 21.12.2014

  • Історія створення ядерного реактора. Будова та принципи роботи реактора-розмножувача та теплового реактора. Особливості протікання ланцюгової та термоядерної реакцій. Хімічні і фізичні властивості, способи одержання і застосування урану і плутонію.

    реферат [488,7 K], добавлен 23.10.2010

  • Нейтронно-физический и теплогидравлический расчёт уран-графитового реактора. Параметры нестационарных и переходных процессов. Эффекты реактивности при отравлении реактора. Расчёт нуклидного состава и характеристик, связанных с выгоранием топлива.

    курсовая работа [1,5 M], добавлен 20.12.2015

  • Розповсюдження молібдену в природі. Фізичні властивості, отримання та застосування. Структурні методи дослідження речовини. Особливості розсіювання рентгенівського випромінювання електронів і нейтронів. Монохроматизація рентгенівського випромінювання.

    дипломная работа [1,2 M], добавлен 24.01.2010

  • Принцип действия ядерного реактора. Строение защиты реактора, механизмы его управления и защиты. Сервопривод ручного и автоматического управления. Исследование биологической защиты реактора. Оборудование бетонной шахты: основные сборочные единицы.

    реферат [130,5 K], добавлен 13.11.2013

  • Использование ядерного топлива в ядерных реакторах. Характеристики и устройство водоводяного энергетического реактора и реактора РБМК. Схема тепловыделяющих элементов. Металлоконструкции реактора. Виды экспериментальных реакторов на быстрых нейтронах.

    реферат [1,0 M], добавлен 01.02.2012

  • Уравнения материальных и тепловых балансов для теплообменных аппаратов и точек смешения сред в рабочем контуре ядерной энергетической установки. Определение расхода пара на турбину, паропроизводительности парогенератора и мощности ядерного реактора.

    контрольная работа [177,6 K], добавлен 18.04.2015

  • Вибір джерела випромінювання для освітлювальної установки. Вирішення задачі розташування світильників. Методика техніко-економічного співставлення варіантів освітлення. Визначення коефіцієнту використання світлового потоку, вибір методу розрахунку.

    курсовая работа [160,1 K], добавлен 13.11.2013

  • Структура и состав ядерной энергетической установки. Схемы коммутации и распределения в активных зонах. Требования надежности. Виды и критерии отказов ядерной энергетической установки и ее составных частей. Имитационная модель функционирования ЯЭУ-25.

    отчет по практике [1,0 M], добавлен 22.01.2013

  • Определение удельного выгорания топлива ядерного реактора. Содержание изотопов урана в природном и обогащенном его вариантах. Анализ эволюции изотопов плутония во время кампании, изменение весового соотношения продуктов деления к концу кампании.

    курсовая работа [678,8 K], добавлен 11.03.2013

  • Определение параметров ядерного реактора АЭС, теплообменивающихся сред в парогенераторе, цилиндров высокого и низкого давления турбоагрегатов. Компоновочные и конструктивные особенности главного конденсатора и расчет поверхности его теплопередачи.

    контрольная работа [501,3 K], добавлен 18.04.2015

  • Розробка наукових та інженерних теорій і методик для ефективного енергозбереження в житлових будинках та спорудах. Аналіз результатів натурних, експериментальних досліджень, створення основ для розвитку енергозберігаючих технологій в будівельній галузі.

    статья [142,0 K], добавлен 08.02.2012

  • Механизм действия ядерных сил. Искусство управлять ядерной энергией. Как не сделать атомную бомбу из реактора. Ядерно-топливный цикл. "Сердце" атомной станции. Саморегулирование и самоограничение ядерной реакции. Самозащищенность ядерного энергоблока.

    презентация [6,7 M], добавлен 03.04.2014

  • Предназначение и конструктивные особенности ядерного энергетического реактора ВВЭР-1000. Характеристика и основные функции парогенератора реактора. Расчет горизонтального парогенератора, особенности гидравлического расчета и гидравлических потерь.

    контрольная работа [185,5 K], добавлен 09.04.2012

  • Конструктивное оформление парогенератора. Расчёт температуры ядерного горючего. Компоновка проточной части и расчет скоростей сред. Расчет ионообменного фильтра. Проверка теплотехнической надежности активной зоны. Монтаж реактора и парогенераторов.

    курсовая работа [2,1 M], добавлен 18.07.2014

  • Теплотехническая надежность ядерного реактора: компоновка, вычисление геометрических размеров его активной зоны и тепловыделяющей сборки. Определение координат и паросодержания зоны поверхностного кипения. Температура ядерного топлива по высоте ТВЭл.

    курсовая работа [1,2 M], добавлен 18.06.2011

  • Общие характеристики и конструкция тепловой части реактора ВВЭР-1000. Технологическая схема энергоблоков с реакторами, особенности системы управления и контроля. Назначение, состав и устройство тепловыделяющей сборки. Конструктивный расчет ТВЕЛ.

    курсовая работа [1,4 M], добавлен 25.01.2013

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.