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.

Рубрика Физика и энергетика
Вид курсовая работа
Язык русский
Дата добавления 20.12.2015
Размер файла 1,5 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.


Подобные документы

  • 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

  • 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

  • Определение теплотехнических характеристик для теплоносителя. Геометрические характеристики кассеты. Определение ядерных концентраций. Усреднение макросечений поглощения и деления по спектру Максвелла. Расчет коэффициента размножения на быстрых нейтронах.

    курсовая работа [413,2 K], добавлен 06.01.2015

  • Конструктивные особенности водо-водяных реакторов под давлением. Предварительный, нейтронно-физический расчет "горячего" и "холодного" реактора. Температурный эффект реактивности. Моногогрупповой расчет спектра плотности потока нейтронов в активной зоне.

    курсовая работа [682,7 K], добавлен 14.05.2015

  • 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

  • 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

  • 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

  • Особенности поведения тепловыделяющих элементов в переходных режимах. Определение линейных тепловых нагрузок в твэлах. Анализ нейтронно-физических характеристик твэлов. Расчет параметров работоспособности элементов при скачках мощности в реакторе.

    дипломная работа [2,0 M], добавлен 27.06.2016

  • 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

  • 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

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.