Разработка методов теплофизического исследования тепловыделяющих элементов ядерных энергетических реакторов

Разработка методов теплофизического исследования тепловыделяющих элементов ядерных энергетических реакторов

Автор: Круглов, Виктор Борисович

Год защиты: 2011

Место защиты: Москва

Количество страниц: 100 с. 11 ил.

Артикул: 4803284

Автор: Круглов, Виктор Борисович

Шифр специальности: 05.14.03

Научная степень: Кандидатская

Стоимость: 250 руб.

Разработка методов теплофизического исследования тепловыделяющих элементов ядерных энергетических реакторов  Разработка методов теплофизического исследования тепловыделяющих элементов ядерных энергетических реакторов 

СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ.
ГЛАВА 1. Методы определения теплофизических свойств твэлов энергетических реакторов
1.1. Метод импульсного лазерного нагрева
1.2. Измерение температуропроводности на начальном участке термограммы
1.3. Установки для проведения измерений
температуропроводности методом импульсного лазерного нагрева.
1.4. Определение ТФС фрагментов отработавших твэлов
реакторов ВВЭР 1 ООО
1.5. Определение ТФС твэлов реакторов типа БН.
1.6. Определение ТФС твэлов с электропроводным топливным
сердечником.
1.7. Внутриреакторные измерения.
1.8. Измерение ТФС ядерного топлива при криогенных
температурах
1.9. Постановка задачи исследования.
ГЛАВА 2. Развитие импульсного метода определения температуропроводности материалов
2.1. Измерительный комплекс Квант Б.
2.2. Учет длительности лазерного импульса и утечек тепла при
высоких температурах в импульсном методе определения температуропроводности материалов.
2.2.1. Измерения при импульсе лазера конечной длительности.
2.2.2. Утечки тепла излучением при высоких температурах
2.3. Проведение тестирования метрологических характеристик
установки Квант Б.
2.3.1. Измерение температуропроводности материалов с высокой
теплопроводностью
2.3.2. Измерение температуропроводности материалов со средней
теплопроводностью
2.3.3. Измерение температуропроводности оксидного ядерного
топлива
ГЛАВА 3. Определение теплофизических свойств твэлов энергетических реакторов.
3.1. Постановка задачи определения ТФС твэлов энергетических
реакторов
3.2. Определение теплоемкости твэлов энергетических
реакторов
3.3. Метод определения ТФС твэлов реакторов БН.
3.4. Экспериментальная проверка метода определения
теплоемкости.
3.5 Метод определения ТФС твэлов реакторов ВВЭР
ГЛАВА 4. Измерение теплопроводности ядерного топлива при криогенных температурах
4.1. Измерение теплопроводности методом стационарного
теплового потока.
4.2. Результаты измерений теплопроводности диоксидов урана в
диапазоне температур 0 К
4.2.1. Характеристики исследованных образцов.
4.2.2. Результаты измерений
ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ.
ВЫВОДЫ.
ОБОЗНАЧЕНИЯ
ЛИТЕРАТУРА


Разработана и создана аппаратура для реализации метода импульсного лазерного нагрева. Разработан метод экспериментального определения теплоемкости и ТФС твэлов энергетических реакторов ВВЭР и БН. Проведены исследования теплопроводности втулок ядерного топлива из диоксида урана с добавками ультрадисперсных фракций в интервале температур - 0 К. Г. Разработан и создан измерительный комплекс «Квант - Б». Эффективность метода проверена для ряда материалов в интервале температур 0 - °С. Впервые предложен, теоретически и. Метод может быть применен в условиях горячей камеры. Впервые проведены измерения теплопроводности втулок ядерного топлива из диоксида урана с добавками ультрадисперсных фракций в интервале температур - 0 К и установлено, что использование ультрадисперсных фракций при изготовлении ядерного топлива позволяет- производить образцы с теплопроводностью, которая соответствует теплопроводности диоксида урана, изготовленного по традиционной технологии. Разработанный экспериментальный метод определения температуропроводности» материалов ядерной техники импульсным методом с учетом* влияния утечек тепла при высоких температурах и конечной длительности импульса тепла. Результаты проверка разработанного метода определения температуропроводности материалов ядерной техники на материалах с различной теплопроводностью. Разработанный экспериментальный метод определения-ТФС стержневых твэлов энергетических реакторов. Результаты измерений теплопроводности втулок ядерного топлива из диоксида урана с добавками ультрадисперсных фракций в интервале температур -0 К. Повышение эффективности работы. Для прогнозирования работы твэлов и ТВС необходимы и достоверные данные по ТФС ядерного топлива и твэла. Этим обуславливается. ТФС ядерного топлива, тюлов в широком диапазоне температур. Полученные в ходе работы рекомендации имеют несомненную практическую ценность. Результаты теоретического и экспериментального исследования, представленные в данной работе, используются в ОАО ВНИИНМ им. A.A. Бочвара на установке «КВАНТ-Б» для определения температуропроводности активных образцов ядерного топлива. Экспериментальная методика определения ТФС твэлов энергетических реакторов может быть применена на установке НИИАР. Результаты измерений теплопроводности и теплоемкости образцов из U с ультрадисперсными добавками используются для отработки технологии производства в ОАО ВНИИХТ. По результатам разработки экспериментального метода определения ТФС твэлов энергетических реакторов подготовлена лабораторная • работа на кафедре теплофизики НИЯУ МИФИ. Результаты работы докладывались автором на XII Российской конференции по теплофизическим свойствам веществ (7- октября г. Москва, Россия); научной сессии МИФИ , , г. VIII Всероссийской конференции «Физикохимия ультрадисперсных (нано-) систем» ( г. Москва, Россия), IX Российской конференции по реакторному материаловедению (- сентября г. Димитровград, Россия), опубликованы в журналах «Теплофизика Высоких Температур», «Известия вузов. Перспективные материалы». Круглов В. Б., Одинцов A. A. Решение нестационарной' задачи теплопроводности для двухслойной системы с контактным термическим сопротивлением между слоями. Научные труды. Вып. М. г. С.-. Деев В. И., Круглов А. Б., Круглов В. Б., Харитонов B. К. // Научная сессия МИФИ-. Сборник научных трудов. Москва. Т. 8. С. . Адрианов Л. Н., Баранов В. Г., Годин Ю. Г., Круглов В. Б., Тенишсв A. B. Влияние нестехиометрии и легирования на теплопроводность диоксида урана. Перспективные материалы. J . С. -. Киселев Н. П., Круглов А. Б., Круглов В. Б., Харитонов B. ЯЭУ методом периодических импульсов. Материалы XIII семинара по проблемам физики реакторов. Москва, 2-6 сентября г. С. 5-6. Круглов В. Б., Таипова Р. Д. Теплофизические свойства новых топливных композиций. Научная сессия МИФИ. Т.8. С.-. Круглов В. Б., Баранов В. Г., Годин Ю. Г., ТенишевА. В., Киреев Г. А. Установка для измерения температуропроводности ядерных материалов в рабочем интервале температур. Тезисы докладов XII Российской конференции по теплофизическим свойствам веществ, 7- октября г. Москва. С. 1.

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: 0.189, запросов: 237