Основы эксплуатации ядерных реакторов

Расчет максимального уровня потребления органического топлива с помощью гауссовской модели. Рассмотрение процесса воспроизводства ядерного топлива, который заключается в образовании в ядерном реакторе вторичных делящихся нуклидов из ядерного сырья.

Рубрика Физика и энергетика
Вид контрольная работа
Язык русский
Дата добавления 08.04.2014
Размер файла 231,6 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.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Задача № 1 (1.11)

В 1985 г. Мировое потребление органического топлива составляло примерно 9 млрд. т.у.т., а его прирост за этот год около 2,5 %:

a) Используя гауссовскую модель потребления, оцените максимальный уровень годового потребления органического топлива и время его достижения для двух случаев: 1)учитывая общие ресурсы этого топлива 1500 млрд. т.у.т. (доказанные и вероятные); 2) учитывая только доказанные ресурсы 3300 млрд. т.у.т. ;

b) Сделайте то же для нефти, считая, что в 1985 г. её потребление было около 3,7 млрд. т.у.т., а прирост - 2,5 % ; общие ресурсы нефти 1700 млрд. т.у.т. ; доказанные 300 млрд. т.у.т

Решение:

Так как мы имеем ограниченные ресурсы, то экспоненциальный прирост их потребления невозможен. Поэтому для решения задачи воспользуемся гауссовской моделью энергопотребления:

,

где - максимальный уровень потребления ресурса, - время достижения этого уровня, - параметр.

Поскольку суммарное потребление ресурса должно быть равно его общему запасу Q, получим:

Q= = ;

Так как известен относительный прирост в году , имеем:

= , следовательно, ;

Таким образом, мы получаем систему из двух уравнений:

P и Q=• ;

Пусть =X, тогда

А) Органическое топливо

, =9•,

1 . Если Q=15000 млрд. т.у.т., то

Чтобы найти Х, решим графическим методом

Находим по графику, что Х=168, значит =1985+168=2153 год

=1,5•

=7,3

2. Если Q=3300 млрд. т.у.т, то

Чтобы найти Х, решим графическим методом

Находим, что Х=77, значит, =1985+77= 2062 год

=3,3•

=2,37

Б) Нефть

, =3,7•,

Если Q= 1700 млрд. т.у.т., то

Для нахождения Х решим графическим методом

Получаем, что Х=90,значит, =1985+90= 2075 год

=1,7•

1,13•

2. Если Q=300 млрд. т.у.т., то

Чтобы найти Х, решим графическим способом

Получаем Х=17,следовательно, , =1985+17= 2002 год
=3•

=4,6•

Ответ: а) 1) 73,1 млрд в 2153 году б) 1) 11,3 млрд в 2075 году

2) 23,7 млрд в 2062 году 2) 4,6 млрд в 2002 году

Задача № 2 (1.14)

Оценить время удвоения средней концентрации углекислого газа в атмосфере при ежегодном приросте потребления органического топлива 4%. За начало принять 1985г. с мировым потреблением энергии 10 млрд. т.у.т. и концентрацией CO2 в атмосфере 0,03%

Дано:, д=4%

Найти: - ?

Решение:

C + > C

образуется 40 млрд. тонн

образуется 80 млрд. тонн С

Воспользуемся гауссовской моделью для решения задачи

= 1985+2•= 2020 год

Ответ: концентрация углекислого газа удвоится к 2020 году.

Задача № 3 (2.2)

ГРЭС номинальной мощностью 1000 МВт (э) отработала за год 60 суток на 50% мощности, 208 суток на 80% мощности, 72 суток на номинальной мощности. Остальное время станция не работала.

а) найти годовую энерговыработку и выручку за отпущенную потребителю электроэнергию, если K=5%, цена отпущенной энергии 45 руб./ кВтч;

б) найти средний за год к.и.м.

Дано:

Nэ=1000 МВт

T=1 год

T1=60 суток

T2=208 суток

T3=72 суток

K=5%

Сэ=45 руб./ кВтч

NэЇ1=0.5 Nэ

NэЇ2=0.8 Nэ

NэЇ3=Nэ

Найти:

Wэ.п-?

Bэ-?

2) цЇ-?

Решение:

1)NэЇ=

Wэ= NэЇ· T

Wэ= Nэ(0.5· T1+ 0.8· T2+ T3)=106кВт(0.5·60+0.8·208+72)·24ч=6.44 млрд.кВт.ч

Wэп= Wэ(1- K)=6.44 млрд.кВт.ч·0.95=6.118 млрд.кВт.ч

Bэ= Wэп· Сэ=6.118 млрд.кВт.ч·45 руб./ кВтч=275.31 млрд.руб

2) цЇ===0.735

Ответ: Wэ=6.44 млрд.кВт.ч ; Bэ=275.31 млрд.руб ; цЇ=0.735

Задача № 4 (2.11)

К.п.д. ТЭС номинальной мощностью 1000 МВт (т), работающей на каменном угле, при установке устройства для удаления соединений серы из дымовых газов снижется примерно на 1%. Какой минимальный штраф за единицу установленной тепловой мощности необходимо ввести в случае отсутствия устройств для удаления серы, чтобы эксплуатировать ТЭС без этих устройств было экономически невыгодно? Для оценок принять средний годовой к.и.м. ТЭС 0,7, а цену отпускаемой энергосбытовым организациям электроэнергии - 2,5 руб./ кВтч.

Дано:

Nт=1000 МВт

Дз=1%

ц =0.7

Ст=2.5 руб/кВт·ч

Tк=1 год

Найти: ДВ - ?

Решение:

При отсутствие очистных устройств выгода за год составит:

ДWэ=Nт Дз ц Tк= •0,01•0,7•8760=61.32·106 кВт·ч

ДВ= ДWэ Ст=61.32·106 •2.5 =153.3млн.руб

Ответ: Штраф должен составлять 153.2 млн. руб за единицу тепловой мощности в год.

Задача № 5 (3.11)

ЯЭУ с реактором на тепловых нейтронах потребляет 0,3 кг 235U в сутки.

Найти:

а) мощность, на которой она работает;

б) израсходованную за год работы массу 235U, которая не дала вклада в энерговыработку.

Решение:

а) Расход в 0,3 кг делящихся изотопов в сутки в реакторе на тепловых нейтронах соответствует делению 0,3/1,17=0,256 кг/сут, что дает для мощности ЯЭУ значение энергии, выделяемой при делении 1 г

б)

•365=93,44

В год

Ответ: ,

Задача № 6 (3.20)

Плотность теплового потока с боковой поверхности твэла 40 Вт/. Внешний диаметр твэла - 13,6 мм, диаметр топливной таблетки из ()11,5 мм. Чему равна массовая энергонапряженность топлива?

Решение:

Примем

m=L=3.83 кг

S=рdl

Ответ:

Задача № 7 (4.8)

Определить ежегодный относительный прирост вторичного ядерного топлива в реакторе - размножителе на быстрых нейтронах с КВ=1,5, если за 5 лет его работы выгорает масса делящихся изотопов, равная их полной загрузке.

Решение:

За 5 лет выгорела 100% масса делящихся изотопов > за 1 год выгорает 20% массы;

За 1 год в реакторе наработалось плутония:

mPu = КВ•0,2m0 = 1,5•0,2 m0 = 0,3 m0 , где m0 - масса делящихся изотопов в начальной загрузке.

Из этого количества 0,2 m0 необходимо для данного реактора в год, а остальные - 0,1 m0 составляют прирост ядерного топлива за год.

Ответ: ежегодный относительный прирост вторичного ядерного топлива составил 0,1 m0.

Задача № 8 (4.11)

Рассчитать суммарный КВ для реактора на быстрых нейтронах с номинальной мощностью 1500 МВт (т), 90% которой выделяется в активной зоне. В реакторе используется уран-плутониевое топливо с концентрацией плутония 22%, КВ активной зоны 0,9, выгорание 100 кг/т, к.и.м. 0,8, наработка избыточного плутония составляет приблизительно 150 кг/год

Решение:

Ежегодная потребность в топливе для активной зоны данного реактора

= 4,14 т.

m (дел.изотопов Pu) = 0,224,14=0,91т.

Полная масса нарабатываемого за год в активной зоне делящегося плутония =373 кг, а расходуется =1,21004,14=497

m(накопл) = 497-373+150=274 кг .

=274/414=0,66,

суммарный КВ=КВ+КВ=1,56.

Ответ: суммарный КВ=1,56

Вопросы

Вопрос 1.2

Энергетика -- основа развития человеческого общества, его движущая сила, его «мотор». Однако ее развитие связано с неизбежными издержками. Отметим лишь некоторые из них.

1) Чрезмерно быстрое развитие энергетики приводит к диспропорциям между материальным могуществом общества и его «духовными» основами.

2) Положительная обратная связь между материальным производством и энергетикой, когда рост производства обуславливает необходимость еще большего роста энергетики, не отвечает критерию устойчивости развития.

3) Закрепляется необоснованный «оптимизм» человека «энергетической цивилизации», полагающего, что исчерпание невозобновляемых ресурсов, возможно, в XXI веке будет скомпенсировано научно-техническим прогрессом.

4) Рост диссипации (рассеивания) используемой энергии вызывает дезорганизацию окружающей среды и ухудшение качества жизни людей.

Происходящее сейчас в России никакого отношения к экоразвитию не имеет. Это -- всеобщий кризис, при котором ни одно из условий прогресса не выполняется. Однако пути выхода страны из этого кризиса будут разными -- в зависимости от того, какую цель ставит перед собой общество и от его лица государство. Если эта цель -- построение капитализма латиноамериканского типа (общества резкого социального расслоения) с акцентом на использование невозобновляемых ресурсов, то необходима и соответствующая политика; если же -- социогуманитарный строй, то совсем другая.

Истинная перспектива России на XXI век связана с построением социогуманитарного общества, которое развивается естественно, в соответствии с социоприродными законами, природными условиями, пройденным историческим путем и менталитетом нации. При социогуманитарном строе приоритеты смещаются от экономики к человеку, а главной целью становится развитие человека -- рост его качества и накопление человеческого капитала. Смещение приоритетов развития уже сейчас наблюдается в развитых странах, определяя тем самым их движение к постиндустриальному обществу. Последнее предполагает новый уровень развития человека, для которого труд из средства существования превращается в способ самовыражения личности и реализации ее способностей. В конечном счете социогуманитарный строй является единственной альтернативной безудержному техническому «прогрессу», разрушающему природу и человека и ведущему человечество от цивилизационного кризиса к глобальной катастрофе.

Сформулируем ряд принципиальных выводов, которые вытекают из нашего исследования.

1) Количественный рост экономики РФ без ее структурных преобразований бесперспективен.

2) Структурные преобразования в экономике и социальной сфере, с целью уменьшения энергоемкости национального дохода и социальных расходов, недостаточны для того, чтобы вывести РФ в число высокоразвитых стран.

3) Наиболее перспективен для РФ путь экоразвития, понимаемого как развитие человека. Экоразвитие сопровождается преимущественным ростом человеческого и экологического капитала -- ростом качества человека как работника и носителя нравственности. Рост физического капитала -- материального богатства -- перестает быть доминирующим фактором развития. При экоразвитии максимально задействован человеческий фактор.

4) Развитие человека через построение социогуманитарного «государства для человека» -- эволюционно обусловленная цель России.

Вопрос 1.11

По данным 2010 года в атмосферу выбрасывается 6 млрд.тонн CO2, исходя из этого по закону кратных отношений Дальтона запишем реакцию:

С + О2 = СО2, т.е. 12,01 кг С + 32 кг О2 = 44,01 кг СО2.

Где доля кислорода реакции составляет около 0,72, а углерода 0,28. Исходя из данных выброса углекислого газа предположим, что сжигается около 1,6 млрд. тонн органического топлива (при современных объемах энергопотребления). Из соотношения следует, чтобы сжечь столько органического топлива потребует 4,4 млрд. тонн кислорода.

ТЭС работают на органическом топливе, в качестве которого используют сравнительно дешевые уголь и мазут. Эти виды топлива - невосполнимые природные ресурсы. Основные энергетические ресурсы в мире сегодня- уголь (40%), нефть(27%), газ(21%). Однако этих запасов, по некоторым оценкам, хватит, соответственно, на 270, 50 и 70 лет, и это при условии, что человечество будет расходовать их с той же скоростью, что и сегодня.

Сжигание топлива на ТЭС связано с образованием продуктов сгорания, содержащих летучую золу, частицы недогоревшего пылевидного топлива, сернистый и серный ангидрид, оксиды азота и газообразные продукты неполного сгорания, а при сжигании мазута, кроме того, соединения ванадия, соли натрия, кокс и частицы сажи. Так как не хватает качественного топлива, ТЭС работают на низкосортном. В процессе сгорания такого топлива образуются загрязняющие вещества, которые выводятся в атмосферу с дымом и попадают в почву с золой. Помимо того, что эти выбросы неблагоприятно влияют на окружающую среду, продукты сгорания вызывают выпадение кислотных осадков и парниковый эффект, который грозит нам засухами. Кроме того, происходит значительное тепловое загрязнение водоемов при сбрасывании в них теплой воды, что сопутствует цепным природным реакциям: зарастанию водоемов водорослями, нарушению кислородного баланса, что создает угрозу для жизни обитателей рек и озер. Основными факторами воздействия ТЭС на гидросферу являются выбросы теплоты, следствием которых могут быть: постоянное локальное повышение температуры в водоеме; временное повышение температуры; изменение условий ледостава, зимнего гидрологического режима; изменение условий паводков; изменение распределения осадков, испарений, туманов.

Суть явления парникового эффекта на Земле заключается в отражении определенной части излучаемой земной поверхностью длинноволновой радиации газами, содержащимися в атмосферном воздухе в небольших количествах, и поступлении ее на планету. Без парникового эффекта температура Земли была бы на 33°С ниже. Однако с началом промышленной революции в атмосфере стало увеличиваться содержание парниковых газов. Тем не менее, связанное с деятельностью человека на Земле увеличение концентрации С в атмосфере считается главной причиной глобального потепления. Главный вклад в парниковый эффект земной атмосферы вносит водяной пар или влажность воздуха тропосферы, влияние других газов гораздо менее существенно по причине их малой концентрации.

Вместе с тем концентрация водяного пара в тропосфере существенно зависит от приповерхностной температуры: увеличение суммарной концентрации «парниковых» газов в атмосфере должно привести к усилению влажности и парникового эффекта, вызванного водяным паром, который в свою очередь приведет к увеличению приповерхностной температуры.

Вопрос 2.2

В топливно-энергетическом балансе страны основная часть (3/4) ресурсов относится к так называемому котельно-печному топливу.

В конечную энергию преобразуется лишь около 40% потенциальной тепловой энергии, содержащейся в израсходованных энергоресурсах, а 60% составляют потери.

Исследования показывают, что резервы экономии в России составляют до 30% по теплу и около 17% - по электричеству.

По среднестатистическим данным, реализация энергосберегающих технологий снижает энергопотребление на 8-10% процентов, а окупаются эти проекты за 1,5-2 отопительных сезона. В рамках же всей страны потенциал энергосбережения оценивается в 500 миллионов тонн условного топлива, что составляет 2/5 фактического потребления топливно-энергетических ресурсов, или 800 миллиардов рублей в денежном выражении.

Россия занимает третье место в мире по совокупному объёму энергопотребления (после США и Китая) и её экономика отличается высоким уровнем энергоёмкости (количество энергии на единицу ВВП). По объёмам энергопотребления в стране первое место занимает обрабатывающая промышленность, на втором месте -- жилищный сектор, около 25% у каждого. Энергоэффективность и энергосбережение входят в 5 стратегических направлений приоритетного технологического развития, обозначенных Президентом России. Одна из важнейших стратегических задач страны, которую поставил президент в своём указе -- сократить к 2020 году энергоёмкость отечественной экономики на 40%.

Вопрос 2.5

На большинстве ТЭЦ средний удельный расход топлива сравнительно высок (выше 300 г/кВт*ч), что обусловлено наличием довольно значительной выработки электроэнергии по конденсационному циклу с повышенными удельными расходами топлива. В результате этого на ТЭЦ, оборудованных турбинами с отбором пара и конденсацией, наряду с значительной экономией топлива, достигаемой по теплофикационному циклу, имеется его перерасход при выработке электроэнергии по конденсационному циклу. Удельный расход ТЭС, естественно тоже не мал и составляет около 310 г/кВт*ч.

В повседневной практике на ТЭС используют другой показатель -- удельный расход условного топлива bу, измеряемый в г/(кВт·ч). Напомним (см. лекцию 1), что условное топливо -- это топливо, имеющее теплоту сгорания Qсг = 7000 ккал/кг = 29,33 МДж/кг. Если, например, на ТЭС сожгли 100 т угля с теплотой сгорания Qсг = 3500 ккал/кг, т.е. использовали Ву = 50 т у.т., и при этом отпущено в сеть Э = 160 000 кВт·ч электроэнергии, то удельный расход условного топлива составит:

Масштабы потребления топлива на теплоснабжение весьма велики. В настоящее время теплоснабжение промышленных, общественных и жилых зданий осуществляется примерно на 40+50% от котельных, что является не эффективным из-за их низкого КПД (в котельных температура сгорания топлива составляет примерно 1500 ОС, а тепло потребителю выдается при существенно более низких температурах (60+100 ОС)).

Таким образом, нерациональное использование топлива, когда часть тепла вылетает в трубу, приводит к истощению запасов топливно-энергетических ресурсов (ТЭР).

Вопрос 3.2

Энергия деления, термоядерного синтеза и аннигиляция в расчёте на единицу массы соотносятся следующим образом: при аннигиляции энергии выделяется в 1000 раз больше, чем в процессе деления ядер, и в 100 раз больше, чем при ядерном синтезе.

Например, сравнивая энергию деления и энергию термоядерного синтеза на единицу массы, получим:

· энергия деления:

· энергия синтеза:

Распределение энергии между продуктами реакции:

· аннигиляция: подсчитано, что при вступлении во взаимодействие 1 кг антиматерии и 1 кг материи выделится приблизительно энергии. При этом, порядка 50 % энергии, выделившейся при аннигиляции (реакции пары нуклон-антинуклон), выделяется в форме нейтрино

· термоядерный синтез:

· деление:

Кинетическая энергия осколков деления

162 МэВ

Кинетическая энергия нейтронов деления

5 МэВ

Энергия - излучения, сопровождающего захват нейтронов

10 МэВ

Энергия - излучения продуктов деления

6 МэВ

Энергия - излучения продуктов деления

5 МэВ

Энергия, уносимая нейтрино

11 МэВ

Полная энергия деления

МэВ

Для того чтобы понять на сколько теплотворная способность ядерного топлива превышает теплотворную способность органического топлива, занесём эти значения в таблицу:

Вид топлива

Кузнецкий каменный уголь

5700-6800

Подмосковный бурый уголь

2500

Нефть натуральная

9800

Дизельное топливо

10200

Водород

34000

Природный газ

10000

Ядерное топливо

При делении 1 г выделяется энергия равная . Для получения тепловой энергии, равной , необходимо осуществить деление 1,05 г .

Ядерное топливо в реакторах применяется в виде:

· металлического топлива

· окиси урана

· карбида урана

· нитрида урана

ТВЭЛ, ТВС.

Тепловыделяющий элемент (твэл) - главный конструктивный элемент активной зоны гетерогенного ядерного реактора, содержащий ядерное топливо. В твэлах происходит деление тяжелых ядер , или , сопровождающееся выделением тепловой энергии, которая затем передаётся теплоносителю. Твэлы состоят из топливного сердечника, оболочки и концевых деталей.

В большинстве современных энергетических реакторов (ВВЭР, РБМК), твэл представляет собой стержень диаметром (9,1--13,5) мм и длиной несколько метров. В некоторых реакторах применяются кольцевые, пластинчатые, ленточные, шаровидные и другие формы твэлов.

Тепловыделяющая сборка (ТВС) - элемент, содержащий ядерные материалы и предназначенный для получения тепловой энергии в ядерном реакторе за счет осуществления контролируемой цепной ядерной реакции деления.

Обычно представляет собой четырёхгранный (PWR) или шестигранный (ВВЭР) пучок твэлов длиной (2,5--3,5) м (что примерно соответствует высоте активной зоны) и диаметром 30--40 см, изготовленный из нержавеющей стали или сплава циркония (для уменьшения поглощения нейтронов).

Твэлы собираются в ТВС для упрощения учёта и перемещения ядерного топлива в реакторе. В реакторе ВВЭР-1000 - 48000 твэлов и 163 ТВС, в реакторе РБМК - 61000 твэлов и 1661 ТК (топливный канал).

Вопрос 3.5

Энергетической характеристикой ядерного топлива является удельная энерговыработка, т. е. тепловая энергия, которая может быть выделена единицей массы ядерного топлива при данном его изотопном составе за весь период использования в реакторе. Удельную энерговыработку ядерного топлива (обозначим ее В) принято измерять в мегаватт сутках на тонну (МВт-сут/т) или киловатт-сутках на килограмм (кВт-сут/кг) *. Величина В характеризует глубину выгорания топлива, выраженную в энергетических единицах. Величина а выражает также глубину выгорания ядерного топлива (в долях или процентах) по отношению к первоначальному его количеству, включая как первичные, так и вторичные делящиеся нуклиды. Таким образом, удельная энерговыработка и глубина выгорания. Энергонапряженность - средняя тепловая мощность, выделяемая в единице массы топлива, размещенного в активной зоне реактора.

Кампания топлива: Глубина выгорания Эффективная:

Глубина выгорания Календарная:

Где J - средняя энергонапряженность , - эффективные сутки, - календарное время, .

В установившемся режиме работы для однозонного реактора годовая потребность в топливе Gx, полная загрузка в реактор G0x и «эффективная» кампания топлива связаны следующими соотношениями:

= B/, или =/B

Удельная загрузка топлива:

Начальная загрузка топлива:

Вопрос 4.2

В случае использования в реакторе природного или обогащенного урана нейтроны могут захватываться изотопом с последующим образованием изотопа . При захвате образуется . Указанные ядерные реакции являются основой воспроизводства.

В состав ядерного топлива всегда входят или или , поэтому процесс воспроизводства характерен для каждого реактора.

Воспроизводство ядерного топлива - это процесс образования в ЯР вторичных делящихся нуклидов ( или ) из ядерного сырья ( или ):

;

.

Коэффициент воспроизводства (прироста топлива) (КВ) - отношение количества ядер вновь образовавшегося делящегося материала (,) к количеству ядер израсходованного первичного делящегося материала. топливо ядерный реактор

, или более точно

В реакторах на тепловых нейтронах этот коэффициент зависит от степени обогащения урана: чем выше обогащение, тем он меньше. В реакторах с обогащенным ураном КВ=0,50,7, а с природным - несколько больше, но не превышает 0,8.

Расширенное воспроизводство топлива можно осуществить только в реакторах на быстрых нейтронах. Это объясняется снижением радиационного захвата нейтронов делящимися материалами, увеличением количества нейтронов, испускаемых при делении топлива быстрыми нейтронами, делением на и небольшим поглощением быстрых нейтронов материалами конструкций активной зоны, теплоносителем, продуктами деления.

Реакторы с КВ>1, называются реакторами-размножителями (бридерами). В них происходит расширенное воспроизводство делящихся материалов. В энергетическом ядерном реакторе на быстрых нейтронах КВ может достигать 1,5.

Особенность экранного цикла - основная функция этого цикла состоит в накоплении новых делящихся материалов, получающихся при поглощении рассеиваемых активной зоной нейтронов.

Материал отражателей (экранов, или их ещё называют зонами воспроизводства) реакторов на быстрых нейтронах -- тяжёлые или , которые одновременно являются сырьём для воспроизводства новых делящихся материалов. Такие отражатели уменьшают критические размеры активной зоны.

Вопрос 4.5

В реакторе ВВЭР-1000 используя топливный цикл 4х1 (количество циклов и длительность цикла в годах)

Рассчитаем по формуле:

где: N- номинальная мощность реактора(МВт), t - время работы(сут), =0,17 - коэффициент зависимости макросечений \

Рассчитаем массу осколков содержащихся в реакторе за год с тепловой мощностью 3000МВт:

До последнего времени в быстрых реакторах активная зона окружалась зонами воспроизводства, выполняющими, помимо функции отражения, функции воспроизводства и накопления вторичного топлива. Примерами таких действовавших и действующих установок являются БН-350, БН-600, БН-800 и «Суперфеникс». Однако, в связи с проблемой нераспространения ядерных материалов, для снижения оружейной привлекательности во время их производства, использования, транспортировки, хранения и обращения с ними, следует найти альтернативную замену отражателю с урановым бланкетом. Такой заменой может послужить стальной отражатель, удовлетворяющий требованиям по нераспространению ядерных материалов, т.к. в нем не осуществляется наработка оружейного плутония. На деле оказалось, что при замене уранового отражателя на стальной прогнозируются возникновение ряда трудностей при численном моделировании его характеристик. В работе сотрудниками константной лаборатории ГНЦ РФ-ФЭИ была обозначена проблема «стального отражателя», обусловленная значительной погрешностью применения многогруппового подхода для описания критических систем с быстрым спектром. В указанной работе рассмотренный эффект был исследован как для простых систем (бенчмарк-экспериментов), так и для сложных систем, моделирующих активные зоны с быстрым спектром нейтронов со свинцовым и натриевым теплоносителем.

Список литературы

1) «Энергия» 2002, N 1. С. 9-17.

2) Синев Н.М. «Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. Экономика АЭС»: Учеб. пособие для вузов.-- 3-е изд., перераб. и доп. -- М.: Энергоатомиздат, 1987. --480 с; ил.

3) Владимиров В.И. « Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов» - Москва - Энергоатомиздат - 1986 г.

Размещено на Allbest.ru


Подобные документы

  • Методы учета и контроля ядерных материалов в "мокром" хранилище отработавшего ядерного топлива реакторных установок ВВЭР-1000. Требования к применению средств контроля доступа и проведению физической инвентаризации. Порядок оценки безвозвратных потерь.

    дипломная работа [780,3 K], добавлен 16.01.2014

  • 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

  • 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

  • Обзор и анализ способов утилизации горючих отходов переработки отработавшего ядерного топлива. Исследование и оптимизация процесса плазменного горения модельных горючих водно-органических композиций. Оценка энергозатрат на процесс плазменной утилизации.

    дипломная работа [2,3 M], добавлен 10.01.2015

  • 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

  • Использование в ядерных реакторах, работающих на естественном уране, замедлителей нейтронов для повышения коэффициентов размножения нейтронов. Схема процессов в ядерном реакторе, его основные элементы. Построение и запуск первых ядерных реакторов.

    презентация [559,1 K], добавлен 24.03.2011

  • Теоретические и технические основы ядерной энергетики. Особенности ядерного реактора как источника теплоты. Классификация реакторов по уровню энергии нейтронов, участвующих в реакции деления, по принципу размещения топлива, конструктивному исполнению.

    реферат [181,6 K], добавлен 11.05.2011

  • Ядерная промышленность и энергетика. Добыча урановой руды и получение соединений урана. Изготовление тепловыделяющих элементов. Использование ядерного топлива в реакторах для производства электроэнергии. Переработка и захоронение радиоактивных отходов.

    реферат [1,1 M], добавлен 23.04.2015

  • Радиационная опасность ядерных материалов. Выбор полосового дифракционного фильтра и детектора. Вывод функций распределения актиноидов в периферийном слое топливной таблетки. Оценка фонового излучения. Фон от тормозного излучения и от продуктов деления.

    курсовая работа [559,2 K], добавлен 27.11.2013

  • Принципы построения системы физической защиты ядерного объекта. Категорирование предметов физической защиты, помещений, ядерного объекта. Описание гипотетического объекта АЭС. Выбор спектрометрического оборудования для измерений излучения образца.

    дипломная работа [485,3 K], добавлен 30.06.2015

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.