Визначення радіаційного навантаження корпусу реактора ВВЕР-440

Рубрика	Физика и энергетика
Предмет	Теплові та ядерні енергоустановки
Вид	автореферат
Язык	украинский
Прислал(а)	О.М. Пугач
Дата добавления	12.07.2015
Размер файла	612,4 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

• Проект блоку АЕС з реактором ВВЕР-1000

  Южно-Українська атомна електростанція: характеристика діяльності. Теплогідравлічний розрахунок реактора ВВЕР-1000. Нейтронно-фізичний розрахунок реактора. Визначення теплової схеми з турбінною установкою К-1000-60/3000. Основи радіаційної безпеки.
  
  дипломная работа [2,9 M], добавлен 23.03.2017
  

• Принцип роботи ядерного реактора

  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 расчет реактора на тепловых нейтронах

  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
  

• Физический расчет ядерного реактора

  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
  

• Защита атомного реактора

  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
  

• Ядерные реакторы

  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
  

• Модернізація парогенератора ПГВ-1000 для підвищення коефіцієнта корисної дії та надійності в реакторі ВВЕР-1000

  Конструкція реактора ВВЕР-1000, характеристика його систем та компонентів. Модернізована схема водоживлення і продування парогенератора ПГВ-1000, методи підвищення його надійності та розрахунок теплової схеми. Економічна оцінка науково-дослідної роботи.
  
  дипломная работа [935,6 K], добавлен 15.10.2013
  

• Биологическая защита реактора

  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
  

• Теплогидравлический расчёт ядерного реактора мощностью 3070 МВт

  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
  

• Нейтронно-физический расчёт стационарного реактора на тепловых нейтронах

  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
  

• Расчёт отравления ядерного реактора ксеноном

  Определение параметров ядерного реактора. Средняя плотность потока тепловых нейтронов. Динамика изменения концентраций. Оценка потери реактивности вследствие отравления ксеноном. Микроскопическое сечение деления. Постоянные распада и сечения поглощения.
  
  контрольная работа [150,7 K], добавлен 10.01.2014
  

• Расчет характеристик ядерного реактора и эволюции радионуклидов за время кампании и время выдержки облученного ядерного топлива

  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
  

• Расчёт парогенератора для атомных электростанций

  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
  

• Ядерный реактор

  Прообраз ядерного реактора, построенный в США. Исследования в области ядерной энергетики, проводимые в СССР, строительство атомной электростанции. Принцип действия атомного реактора. Типы ядерных реакторов и их устройство. Работа атомной электростанции.
  
  презентация [810,8 K], добавлен 17.05.2015
  

• Энергетическая установка с реактором РБМК-1500

  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
  

• Оценка эффективности двухгруппового метода расчета нейтронно-физических характеристик в комплексной программе "ПЕРМАК"

  Описание нейтронно-физических характеристик реактора ВВЭР-440. Определение коэффициента размножения тепловых нейтронов. Нахождение капиталовложений и ежегодных эксплуатационных издержек системы "ВВЭР СВШД". Мероприятия по защите от радиоактивных выбросов.
  
  дипломная работа [1,1 M], добавлен 23.01.2014
  

• Функціональні властивості елементів електротехнічних мереж

  Функціональні властивості ядерного реактора АЕС, схема та принцип роботи. Вигорання і відновлення ядерного палива. Розрахунок струму в лінії. Визначення втрат напруги в лінії. Побудова графіків електричної залежності потенціалу індикаторного електрода.
  
  реферат [484,0 K], добавлен 14.11.2012
  

• Конструкция реактора ВВЭР-1000

  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
  

• Выбор токоограничивающего реактора. Расчет электрической нагрузки трансформатора

  Подбор токоограничивающего реактора на кабельной линии электростанции в целях ограничения токов короткого замыкания. Расчет подпитки точки короткого замыкания генераторов и от системы. Определение нагрузки на стороне высокого напряжения трансформатора.
  
  контрольная работа [1,9 M], добавлен 06.02.2011
  

• Вибір та розрахунок параметрів електродвигуна

  Розрахунок і вибір тиристорного перетворювача. Вибір згладжуючого реактора та трансформатора. Побудова механічних характеристик. Моделювання роботи двигуна. Застосування асинхронного двигуна з фазним ротором. Керування реверсивним асинхронним двигуном.
  
  курсовая работа [493,7 K], добавлен 11.04.2013
  

• главная
• рубрики
• по алфавиту
• вернуться в начало страницы
• вернуться к подобным работам