Водно-химический режим высокопоточных исследовательских реакторов МИР и СМ

Водно-химический режим высокопоточных исследовательских реакторов МИР и СМ

Автор: Владимирова, Ольга Николаевна

Шифр специальности: 05.14.03

Научная степень: Кандидатская

Год защиты: 2006

Место защиты: Димитровград

Количество страниц: 111 с. ил.

Артикул: 3304909

Автор: Владимирова, Ольга Николаевна

Стоимость: 250 руб.

Водно-химический режим высокопоточных исследовательских реакторов МИР и СМ  Водно-химический режим высокопоточных исследовательских реакторов МИР и СМ 

СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ
1. ОСОБЕННОСТИ И ПРОБЛЕМЫ ОРГАНИЗАЦИИ
ВОДНОХИМИЧЕСКОГО РЕЖИМА
ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
1.1. Контуры исследовательских ядерных реакторов
и их воднохимические режимы 1
1.2. Инструментальная и методическая база исследования ВХР
1.3. Некоторые особенности технологии теплоносителей, присущие высокопоточным исследовательским реакторам
1.4. Выводы по главе 1 и постановка задачи исследований
2. ВОДНОХИМИЧЕСКИЙ РЕЖИМ ОСНОВНЫХ
КОНТУРОВ РЕАКТОРОВ МИР И СМ
2.1. Краткая характеристика реакторов, основных
контуров и систем их водоочистки
2.2. Совершенствование методов химического контроля
2.3. Анализ ионного состава теплоносителя
и оптимизация фильтроцикла
2.4. Исследование влияния радиолитических
процессов на состояние водного теплоносителя
2.4.1. Первый контур реактора СМ
2.4.1.1. Особенности газохимического режима
2.4.1.2. Стационарный режим работы
2.4.2. Другие контуры установок СМ и МИР
2.4.2.1. Разработка условий взрывобезопасной эксплуатации системы охлаждения корпусов реактора СМ
2.4.2.2. Первый контур реактора МИР
2.5. Использование данных химического контроля
для оценки состояния оборудования
2.5.1. О возможности косвенного контроля состояния бериллиевой кладки активной зоны реактора МИР
2.5.2. О возможности косвенного контроля состояния подшипников циркуляционных насосов
2.6. Выводы по главе 2
3. ВХР ВТОРОГО КОНТУРА, КОНТРОЛЬ И
ПОДДЕРЖАНИЕ РАБОТОСПОСОБНОСТИ
ТЕПЛООБМЕННОГО ОБОРУДОВАНИЯ
3.1. Некоторые технические особенности контуров
оборотного водоснабжения реакторов СМ и МИР
3.2. Характеристика водного режима и режимов промывки
3.3. Контроль состояния теплообменного оборудования
3.4. Некоторые сводные показатели
3.5. Выводы по главе 3
4. РОЛЬ ВХР В УПРАВЛЕНИИ РЕЖИМОМ ЭКСПЛУАТАЦИИ СТАРЕЮЩИХ ВЫСОКОПОТОЧНЫХ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ
Вывод по главе 4
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ


Основные принципы дальнейшего развития и задачи энергетической стратегии России на период до г. Правительством РФ в ноябре г. Постановлении от г. Ядерная и радиационная безопасность России» на 0- гг. Национальная технологическая база» на - гг. Энергоэффективная экономика» на - гг. Постановление Правительства РФ от № 6). Важным шагом стала подготовка «Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века» [1], одобренной Правительством РФ г. Была сделана оценка соответствия возможностей действующих исследовательских реакторов (ИР) задачам обеспечения темпов развития атомной энергетики. Основной вывод заключается в том, что действующие российские ИР готовы обеспечить экспериментальные исследования в обоснование развития атомной энергетики на ближайшие - лет. Вместе с тем, актуальной проблемой для их применения является продление срока эксплуатации. Как правило, срок эксплуатации установок свыше лет и это необходимо учитывать при долгосрочном планировании. ЯЭУ), новых видов топлива и конструкционных материалов. Исследования актуальных проблем действующих атомных электростанций (АЭС), осуществляемые с использованием ИР, обусловлены необходимостью увеличения продолжительности топливного цикла энергетических реакторов, достижения в связи с этим высоких значений выгорания топлива [2]. В настоящее время подавляющая часть ИР мира представляет собой стареющие установки, относительно небольшой мощности, с экспериментальными возможностями, уже мало соответствующими современным научно-техническим потребностям. В связи с этим число фактически действующих ИР неуклонно сокращается [3]. На этом фоне особое значение приобретает небольшая группа (свыше установок) сравнительно мощных исследовательских реакторов с высоким потоком нейтронов в активной зоне, способных сегодня обеспечивать решение вышеназванных проблем [4]. В России к этой группе можно отнести реакторы СМ, МИР, БОР-, действующие в Государственном Научном Центре «Научно-исследовательский институт атомных реакторов» (ГНЦ РФ НИИАР, г. Димитровград) и реактор ИВВ-2М (Свердловский ГУП ИРМ). В табл. Таблица 1. МИР [6] 0 1,5- Канально-басссм новый . Еще большая потребность в установках такого класса может возникнуть в недалеком будущем в связи с разработкой реакторов нового поколения с более высоким уровнем безопасности и технико-экономических характеристик. Здесь предстоит отработка новых технологий, материалов, конструкторских решении, в чем исследовательские реакторы должны сыграть свою важную роль. ИР будущего, призванных обеспечить научно-техническое сопровождение дальнейшего развития большой атомной энергетики, хотя создание таких ИР и дорого и долго. Для создания многоцелевого реактора КМЯР (Южная Корея), начиная с постановки задачи ( г.

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: 0.273, запросов: 237