Математическое моделирование подкритических сборок электроядерных систем

Математическое моделирование подкритических сборок электроядерных систем

Автор: Петроченков, Сергей Александрович

Шифр специальности: 05.13.18

Научная степень: Кандидатская

Год защиты: 2006

Место защиты: Дубна

Количество страниц: 86 с. ил.

Артикул: 3303867

Автор: Петроченков, Сергей Александрович

Стоимость: 250 руб.

Математическое моделирование подкритических сборок электроядерных систем  Математическое моделирование подкритических сборок электроядерных систем 

Содержание
Введение
Глава 1. Обзор проектов и программ исследования электроядерных процессов
1.1 Монтекарловское моделирование транспорта частиц в веществе.
1.1.1 Моделирование прохождения частиц через вещество .
1.1.2 Моделирование прохождения частиц через вещество методом МонтеКарло
1.1.3 Расчет потерь энергии н пробегов релятивистских заряженных частиц в веществе.
1.2 Программы моделирования транспорта частиц в веществе. .
1.2.1 Физические модели и возможности программы РЫЖА. .
1.2.2 Статус транспортного кода МСНРХ
1.2.3 Модели КИМ и КМД, для расчета сечений
1.3 Элсктроядерная энергетическая установка для трансмутации
радиоактивных отходов.
Глава 2. Математическое моделирование концепции Подкритической Сборки в Дубне ПСД
2.1 Спектры и количество нейтронов и протонов, вылетающих из
свинцовой мишени
2.2 Спектры нейтронов в экспериментальных каналах
2.3 Эиерговыделеиис в свинцовой мишени и активной зоне.
2.4 Спектры нейтронов снаружи ПКС.
2.5 Изучение образования полония в массивной свинцово
висмуттпзой мишени облучаемой протонами с энергией 0 МэВ.
2.6 Влияние замедляющих материалов на энергетические характе
ристики потоков нейтронов, генерируемых при облучении свинцовых мишеней пучками протонов
Глава 3. Моделирование эволюции активности свинцовой мишени подкритической сборки.
3.1 Постановка задачи.
3.2 Методика расчетов.
3.3 Описание алгоритма расчета и реализации в программе ТЕА . .
3.4 Расчет вклада в эквивалентную дозу от мишени вовремя перегрузочных работ
Глава 4. Математическое исследование возможности увеличения мощности Подкритической Сборки в Дубне ГСД до 0 кВт
4.1 Предлагаемые варианты модификации.
4.2 Расчет мощности системы в различных модификациях
4.3 Спектры нейтронов в различных модификациях .
4.4 Защита от высокоэиергетических нейтронов
Глава 5. Исследование возможности эксплуатации установки ПСД на электронном пучке для изучения вопросов трансмутации ДПД
5.1 Моделирование выхода изотопа Ш1 генерируемого нейтронами
с энергией в диапазоне МэВ в реакциях па и
5.1.1 Расчеты с помощью МСХСЕМ2
5.1.2 Расчеты с помощью дубнеиской программы КАСКАД . .
5.1.3 Обсуждение результатов и выводы
5.2 Предлагаемые варианты модификации ПСД.
5.3 Нейтронные характеристики установки с модифицированными мишенями.
5.4 Спектры нейтронов в различных модификациях .
5.5 Активация мишени от электронного пучка
Заключение
Литература


Может быть, целесообразно продукты деления упаковывать в конструкционные сплавы с наведенной радиоактивностью, извлекаемые из активных зон вместе с отработавшим ядерным топливом. Основополагающий вклад в создание предельно безопасных ядерио-зиергетических установок и в уничтожение радиоактивных отходов для большой электроэнергетики двадцать первого века может внести ускорительная наука и техника. В основу идеи электроядерной энергетики с использованием мощных ускорителей заряженных частиц закладывается следующий физический процесс. При бомбардировке мишеней из тяжелых элементов (например, из свинца) пучками релятивистских заряженных частиц (в частности, протонов с энергией порядка 1 ГэВ) образуется каскад быстрых нейтронов (до и более нейтронов на каждый протон). Это открывает принципиально новые перспективы как в исключении неконтролируемых ядерных процессов в реакторах деления (т. Для практическою применения ускорителей для трансмутации должны быть проведены экспериментальные научные исследования, которые позволят ответить на следующие вопросы. Какая нужна энергия и плотность ионного (протонною) пучка для тех или иных радиоактивных изотопов и сколь реально создание ускорителей требуемой мощности? Возможна ли трансмутация смеси радиоактивных изотопов или нужно каждый изотоп трансмутировать в своем режиме? Какая нужна очистка от посторонних химических элементов дня трансмутации данного изотопа? Энергетический и временной режим трансмутации. Глубина трансмута-ции. Технология и принципы изготовления иодкритической активной зоны (АЗ) с использованием высокорадиоактивных изотопов. Какова будет наведенная радиоактивность и элементах конструкции мишени? Гарантированный съем энергии с АЗ, чтобы оиа ни в коем случае не была расплавлена, чтобы радиоактивность не попала в окружающую среду. Пути утилизации энергии, выделяемой в установке при трансмутации больших масс продуктов деления. Как выгоднее уничтожать Ир, Ат, Ст. В АЗ ядериых реакторов на быстрых нейтронах или облучая их потоком ионов (протонов)? Для большой ядерной энергетики с большими массами ядерного топлива. Храпение и захоронение не могут полностью снять вопрос аварийного попадания радиоактивности в окружающую среду. Только трансмутация может решить вопрос уничтожения радиоактивных отходов (если не в полном объеме, то хотя бы подавляющих количеств). Теперь рассмотрим второй аспект обеспечения предельной безопасности ядерной энергетики. Для возможности выделять контролируемую энергию в течение достаточно длительного времени в современных гетерогенных ядерных реакторах изначально загружается избыток ядерноію горючего, который компенсируется стержнями - поглотителями нейтронов. При нарушении нейтронного баланса ядерный реактор может или заглохнуть, или пойти в разгон. Для полной гарантии невозможности реактивностной аварии в АЗ должно загружаться меньше ядерного горючего, чем требуется для возникновения самоподдерживающейся цегшой ядерной реакции. АЗ становится критичной только за счет потока нейтронов, получаемого извне от постороннего источника. Импульсный реактор деления. Предполагается импульсное введение в подкритическую АЗ добавочного кол и чесгва делящегося материала, которое само также л одкрита ч но. Впервые в мире такой исследовательский реактор в -х годах был создан в Дубне под руководством Д. И. Влохинцева. Двухзонный ядерный реактор деления. Основная часть АЗ - реактор на тепловых нейтронах - подкритична. Подсветка быстрыми нейтронами осуществляется от небольшого ядерного реактора на быстрых нейтронах. Все меры реактивностной безопасности, вклго :ая самогашеиие при повышении температуры теплоносителя, осуществляются на реакторе на быстрых нейтронах. Подсветка нейтронами, полученными от реакции синтеза на термоядерном реакторе с инерциальным удержанием плазмы. Такой гибридный ядерный реактор, очевидно, наиболее реальный путь к использованию в энергетике энергии синтеза. Накопленный в реакторострое-II и и опыт обеспечивает создание подкритичного ядерного реактора деления. Подсветка нейтронами, полученными от реакции взаимодействия ионного (протонного) пучка с мишенью.

Рекомендуемые диссертации данного раздела

28.06.2016

+ 100 бесплатных диссертаций

Дорогие друзья, в раздел "Бесплатные диссертации" добавлено 100 новых диссертаций. Желаем новых научных ...

15.02.2015

Добавлено 41611 диссертаций РГБ

В каталог сайта http://new-disser.ru добавлено новые диссертации РГБ 2013-2014 года. Желаем новых научных ...


Все новости

Время генерации: 0.326, запросов: 244