Особенности моделирования бассейна выдержки отработанного ядерного топлива с использованием расчетного кода MELCOR 1.8.5
Анализ протекания процессов в бассейне выдержки отработанного ядерного топлива при моделировании бассейна выдержки с применением компьютерного кода MELCOR 1.8.5 и опций для реакторов BWR и PWR. Отличия временных рамок и процессов в бассейнах выдержки.
| Рубрика | Физика и энергетика |
| Вид | статья |
| Язык | русский |
| Дата добавления | 27.09.2016 |
| Размер файла | 1,2 M |
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.
HTML-версии работы пока нет.
Cкачать архив работы можно перейдя по ссылке, которая находятся ниже.
Подобные документы
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 11.03.2013Характеристика биологического воздействии радиации. Основные черты аварии на атомной электростанции Фукусима-1 в связи с невозможностью охлаждения отработанного ядерного топлива. Эксперимент ученых в Чернобыле; проблема остановки цепной реакции реактора.
доклад [18,5 K], добавлен 07.12.2013Место ядерной энергетики среди других источников энергии. Характеристика последовательности производственных процессов ядерного цикла, добыча топлива, производство электроэнергии, удаление радиоактивных отходов. Обогащение урана и изготовление топлива.
реферат [42,3 K], добавлен 09.12.2010Теплотехническая 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 18.06.2011Методы 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 16.01.2014Обзор 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 10.01.2015Теоретические 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 11.05.2011Для чего нужно заземление. Помехи. Защита от электромагнитного излучения. Фазное напряжение. Рабочий ноль (N). УЗО - устройство защитного отключения. Выдержки из ПУЭ. Автоматические выключатели. Марки автоматов. Суммирующий трансформатор тока.
статья [231,5 K], добавлен 22.09.2008Создание выдержки времени при передаче электрических сигналов в системах автоматики и телемеханики с помощью реле времени. Подача сигнала на сцепление двигателя с редуктором. Особенности реле времени постоянного тока и с электромагнитным замедлением.
практическая работа [78,0 K], добавлен 12.01.2010Использование 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
