Обеспечение ядерной безопасности исследовательского реактора СМ при подготовке и проведении экспериментов

Обеспечение ядерной безопасности исследовательского реактора СМ при подготовке и проведении экспериментов

Автор: Малков, Андрей Павлович

Шифр специальности: 05.14.03

Научная степень: Кандидатская

Год защиты: 2003

Место защиты: Димитровград

Количество страниц: 154 с. ил.

Артикул: 2621222

Автор: Малков, Андрей Павлович

Стоимость: 250 руб.

Обеспечение ядерной безопасности исследовательского реактора СМ при подготовке и проведении экспериментов 



А. руководитель работ при пуске реактора после реконструкции и его дальнейшей эксплуатации Краснов Ю. А. и Кудояров проведение исследований на критсборке и реакторе с г. Расчетные данные получены совместно с Пименовым В. В. и Бунаковым , аттестация методик измерений проведена с Кушниром Ю. НФХ реактора СМ, важных для безопасности, с новым набором ЭУ после реконструкции гг. ЭУ и предложен алгоритм определения условий обеспечения безопасности реактора при внедрении новых экспериментальных устройств. Комплексный методический подход к получению результатов, на основании которых обосновывается ядерная безопасность реактора СМ при проведении экспериментов. Результаты экспериментальных исследований НФХ реактора СМ запас реактивности, эффективность органов СУЗ, эффекты реактивности при перегрузке реактора, коэффициенты неравномерности энерговыделения с новой компоновкой ЭУ после реконструкции гг. Результаты исследования влияния различных ЭУ на НФХ реактора СМ, важные для безопасности, а также выводы на основании этих результатов. Алгоритм определения условий обеспечения ядерной безопасности реактора СМ в процессе подготовки и проведения экспериментов. Результаты исследований изложены в работах, из них опубликованы. Диссертационная работа состоит из введения, четырех глав, заключения, изложенных на 4 страницы текста, включая рисунок, таблиц и список литературы из 4 наименований. Первая глава диссертации посвящена краткому описанию реактора СМ и его экспериментальных устройств. Во второй главе описаны применяемые методики определения реактивностных характеристик, распределения энерговыделения, эффективности органов СУЗ реактора СМ. В третьей главе приведены результаты исследования влияния различных ЭУ реактора СМ на НФХ реактора СМ, важные для безопасности. Проведен сравнительный анализ НФХ реактора до и после реконструкции гг. В четвертой главе обосновываются условия обеспечения ядерной безопасности реактора при подготовке и проведении экспериментов с новыми типами ЭУ. В заключении представлены основные результаты выполненной работы и выводы на их основе. Водоводяной корпусной высокопоточный исследовательский реактор СМ предназначен для наработки в значимых массовых количествах далеких трансурановых элементов, производства радионуклидных препаратов и выполнения исследований по радиационному материаловедению. Требования одновременного облучения материалов в условиях как жесткого энергетического спектра нейтронов испытания конструкционных материалов ядерной и термоядерной энергетики, получение радионуклидов в результате пороговых ядерных реакций, так и нейтронами тепловых энергий с высокой плотностью потока накопление трансурановых элементов, производство радионуклидов с высокой удельной активностью, испытания топливных композиций, реализованы благодаря специальной компоновке активной зоны. В центре реактора расположена нейтронная ловушка полость для размещения облучаемых мишеней, заполненная эффективным замедлителем нейтронов. В качестве замедлителя нейтронов в ловушке используют воду и бериллий в различных сочетаниях. Нейтронная ловушка окружена активной зоной с высокой концентрацией делящегося вещества и относительно небольшой концентрацией ядер замедлителя, в качестве которого выбрана вода отношение ядерных концентраций водорода и 5и, р,р5и 2. Вода служит также теплоносителем. В активной зоне такого типа формируется жесткий энергетический спектр нейтронов. Нейтроны с высокой энергией, вылетая из активной зоны, замедляются в нейтронной ловушке и боковом бериллиевом отражателе, которым окружена активная зона. Невозмущенная плотность потока тепловых нейтронов в ловушке может превышать 5 х м2с1 при мощности реактора 0МВт. В экспериментальных каналах отражателя плотность потока тепловых нейтронов меньше, чем в ловушке, но также достаточно высока до 1,5х Юмс1. Поперечный разрез реактора показан на рис. В сечении активная зона представляет собой квадрат 0x0 мм 6x6 ячеек квадратной решетки с шагом мм. Высота активной зоны 0мм. Объем активной зоны около 5x2 м3. Рис.

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: 0.184, запросов: 237