Сравнительный анализ перспективных топливных циклов тяжеловодных канальных реакторов с позиций эффективности и безопасности

Сравнительный анализ перспективных топливных циклов тяжеловодных канальных реакторов с позиций эффективности и безопасности

Автор: Мин Мин Со

Автор: Мин Мин Со

Шифр специальности: 05.14.03

Научная степень: Кандидатская

Год защиты: 2009

Место защиты: Москва

Количество страниц: 118 с. ил.

Артикул: 4336987

Стоимость: 250 руб.

Сравнительный анализ перспективных топливных циклов тяжеловодных канальных реакторов с позиций эффективности и безопасности  Сравнительный анализ перспективных топливных циклов тяжеловодных канальных реакторов с позиций эффективности и безопасности 

СОДЕРЖАНИЕ
ОСНОВНЫЕ СОКРАЩЕНИЯ И ОБОЗНАЧЕНИЯ
ВВЕДЕНИЕ
ГЛАВА 1. ОБЩЕЕ СОСТОЯНИЕ СУЩЕСТВУЮЩИХ
ТЯЖЕЛОВОДНЫХ КАНАЛЬНЫХ РЕАКТОРОВ И ИХ ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫ
1.1. Типичные конструкции тяжеловодных реакторов типа САЬГОи
1.2. Выгорание и система перегрузки топлива в тяжеловодных реакторах типа САЬГОи.
1.3. Ядерные топливные циклы тяжеловодных реакторов
1.3.1. Топливный цикл на природном уране
1.3.2. Топливный цикл на слабо обогащнном уране
1.3.3. Уранплутониевый МОКС топливный цикл.
1.3.4. Ториевый топливный цикл ,,.
Выводы к главе и постановка задачиисследования.
ГЛАВА 2. ИССЛЕДОВАНИЕ НЕЙТРОННОФИЗИЧЕСКИХ
ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРА ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ СЛАБО ОБОГАЩННОГО УРАНА И СМЕШАННОГО МОКСТОПЛИВА .
2.1. Данные для нейтроннофизического расчта
2.2. Анализ возможностей получения высокого выгорания и нуклидный состав выгружаемого топлива.
2.3. Анализ удельного годового расхода топлива при использовании слабо обогащнного урана и смешанного МОКСтоплива
2.4. Сравнительный анализ коэффициента реактивности по плотности и по температуре теплоносителя при замене тяжеловодного теплоносителя на легководный
2.5. Анализ коэффициента реактивности по температуре топлива.
2.6. Анализ коэффициента реактивности по мощности реактора и по расходу теплоносителя.
2.7. Анализ возможности достижения отрицательного коэффициента
реактивности по температуре теплоносителя
Выводы к главе 2.
ГЛАВА 3. ИССЛЕДОВАНИЕ ВОЗМОЖНОСТИ УМЕНЬШЕНИЯ
КОЭФФИЦИЕНТА НЕРАВНОМЕРНОСТИ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ ЗА СЧТ ПЕРЕСТАНОВОК ТВС ПО СХЕМЕ ПЕРИФЕРИЯЦЕНТРПЕРИФЕРИЯ.
Выводы к главе 3.
ГЛАВА 4. ИССЛЕДОВАНИЕ СОВМЕСТНОГО ТОРИЙУРАНОВОГО
ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА.
4.1. Анализ совместного открытого топливного цикла при загрузке реактора урановыми и ториевыми ТВС в пропорции
4.2. Анализ совместного открытого топливного цикла при загрузке реактора урановыми и ториевыми ТВС в пропорции
4.3. Анализ коэффициентов реактивности совместного открытого торийуранового топливного цикла
4.4. Анализ накопления урана3 в ториевых ТВС и энерговыдслсний ториевых и урановых каналов в совместном открытом торийурановом топливном цикле.
4.5. Анализ возможностей и условий сокращения потребления природных ресурсов урана за счт замыкания топливного цикла
по торию.
Выводы к главе
ГЛАВА 5. АНАЛИЗ ПОЛУЧЕННЫХ РЕЗУЛЬТАТОВ
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ


ГЛАВА 1. Выгорание и система перегрузки топлива в тяжеловодных реакторах типа САЬГОи. Уранплутониевый МОКС топливный цикл. Ториевый топливный цикл ,,. Выводы к главе и постановка задачиисследования. ГЛАВА 2. ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРА ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ СЛАБО ОБОГАЩННОГО УРАНА И СМЕШАННОГО МОКСТОПЛИВА . Анализ возможностей получения высокого выгорания и нуклидный состав выгружаемого топлива. Анализ коэффициента реактивности по температуре топлива. Анализ коэффициента реактивности по мощности реактора и по расходу теплоносителя. Выводы к главе 2. ГЛАВА 3. КОЭФФИЦИЕНТА НЕРАВНОМЕРНОСТИ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ ЗА СЧТ ПЕРЕСТАНОВОК ТВС ПО СХЕМЕ ПЕРИФЕРИЯЦЕНТРПЕРИФЕРИЯ. Выводы к главе 3. ГЛАВА 4. ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА. Анализ накопления урана3 в ториевых ТВС и энерговыдслсний ториевых и урановых каналов в совместном открытом торийурановом топливном цикле. ГЛАВА 5. Остальные условные обозначения поясняются в тексте. Одна из главных проблем развивающейся ядерной энергетики состоит в поиске путей максимально эффективного и экономного использования доступных природных ресурсов ядерного топлива. Этот поиск ведтся по различным направлениям, с учтом потенциальных физических возможностей улучшения нейтронного баланса в ядерноэнергетических установках, с учтом технических и технологических возможностей реализации существующих физических резервов, с учтом возможного расширения топливной базы как за счт увеличения разведанных запасов природного урана, так и вовлечения альтернативного сырьевого материала тория2. Одним из критериев для оценки и выбора тех или иных вариантов является экономика, включающая все затраты на реализацию топливного цикла по той или иной схеме. О направлениях современных поисков в путях развития ядерной энергетики можно судить, в частности, по содержанию известной программы Поколение IV. Важно отметить, что выбор того или иного варианта ядерной энергетики и типа ядерноэнсргетических установок для конкретной страны неоднозначен и зависит от наличия альтернативных источников энергии, от перспективных планов увеличения производства энергии в данной стране, от состояния национальной сырьевой, технической и технологической базы, от возможностей получения материалов и технической помощи от других государств. По совокупности этих соображений ряд стран, начинающих внедрять ядерную энергетику, сделал выбор в пользу тяжеловодных канальных реакторов типа i i i , работающих на природном уране в условиях открытого топливного цикла и обеспечивающих в настоящее время наиболее экономичное использование природного урана.

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: 0.188, запросов: 237