Система контроля выгорания облученного ядерного топлива ВВЭР в реальном времени при проведении транспортно-технологических операций

Система контроля выгорания облученного ядерного топлива ВВЭР в реальном времени при проведении транспортно-технологических операций

Автор: Олейник, Сергей Григорьевич

Шифр специальности: 05.14.03

Научная степень: Кандидатская

Год защиты: 2002

Место защиты: Москва

Количество страниц: 163 с. ил

Артикул: 2301945

Автор: Олейник, Сергей Григорьевич

Стоимость: 250 руб.

Система контроля выгорания облученного ядерного топлива ВВЭР в реальном времени при проведении транспортно-технологических операций  Система контроля выгорания облученного ядерного топлива ВВЭР в реальном времени при проведении транспортно-технологических операций 

ОГЛАВЛЕНИЕ
ВВЕДЕНИЕ
ГЛАВА 1. СОСТОЯНИЕ ВОПРОСА..
1.1. Общие положения.
1.2. Обоснование использования выгорания как параметра ядсрной безопасности
1.3. Современные методы и средства контроля ядерных материалов и определения выгорания топлива.
1.4. Постановка задач исследования.
ГЛАВА 2. МОДЕЛИРОВАНИЕ НАКОПЛЕНИЯ ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ И ВЫБОРА
РЕПЕРНЫХ ИЗОТОПОВ ДЛЯ КОНТРОЛЯ ГЛУБИНЫ ВЫГОРАНИЯ .
2.1. Описание процесса накопления продуктов деления в облученном топливе.
2.2. Обоснование метода контроля выгорания ОЯТ в реальном времени при гранспортно
технологических операциях
2.3. Результаты имитационного моделирования процессов накопления продуктов
деления
2.4. Выводы по второй главе
ГЛАВА 3. ИМИТАЦИОННОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ СИСТЕМ КОНТРОЛЯ ВЫГОРАНИЯ
ТОПЛИВА
3.1. Построение структурпой схемы системы
3.2. Задачи имитационного моделирования с учетом конкретной геометрии тепловыделяющей сборки реактора ВВЭР.
3.3. Общие соотношения для определения интенсивности уизяучения.
3.4. Алгоритм расчета интенсивности уизлучения в точке расположения
детектора
3.5.Результаты моделирования.
3.6.Выводы по третьей главе.
ГЛАВА 4. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ОБОСНОВАНИЕ МЕТОДИКИ КОНТРОЛЯ
ВЫГОРАНИЯ ОЯТ В РЕАЛЬНОМ ВРЕМЕНИ ПРИ ПРОВЕДЕНИИ ТТО .
4.1. Экспериментальная установка
4.2. Методика и результаты проведения экспериментов на оборудовании АЭС.
4.3. Методика контроля выгорания ОЯТ в реальном времени при проведении ТТО
4.4. Оценка погрешностей определения выгорания облученного ядерного топлива.
4.5. Дополнительные задачи, решаемые с помощью созданного прототипа промышленной системы контроля выгорания ОЯТ .
4.6. Выводы по четвертой главе
ЗАКЛЮЧЕНИЕ.
БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ
Приложение 1. Список сокращений.
Приложение 2. Таблицы.
Таблица П.2.1 Результаты измерений собственного у излучения облученного
ядерного топлива на ЗАЭС.
Таблица П.2.2 Результаты оценки точности выгорания ОЯТ по измеренной интенсивности
уизлучения ,
Таблица П.2.3 Результаты оценки точности контроля выгорания ОЯТ по отношению
измеренных интенсивностей уизлучекия 4 и Ь7С
Приложение 3. Разработка системы контроля выгорания ОЯТ в реальном времени
при проведении ТТО.
Приложение 4. Технические характеристики оборудования, используемого в составе
прототипа промышленной системы контроля выгорания ОЯТ
ВВЕДЕНИЕ
Актуальность


По теме диссертации опубликовано одиннадцать научных работ, в которых отражено основное содержание диссертационной работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, четырех приложений и списка использованных источников из 1 наименования. Работа изложена на 3 листах, включая рисунков и таблиц. В "Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века" определено, что стратегическим направлением развития атомной энергетики Российской Федерации является замыкание ядерного топливного цикла, в результате которого должно обеспечиваться более полное использование природного ядерного топлива и искусственных делящихся материалов, образующихся при работе ядерных реакторов (плутоний и др. РАО от переработки ЯГ и приближение к радиационной эквивалентности захораниваемых отходов и извлеченного природного топлива. Ключевым звеном при реализации указанной Стратегии является обращение с облучённым ЯТ и образующимися РАО [I]. Объем облучённого ЯТ в мире и в России весьма значителен. В мире к г. ЯТ, а в России ~ тыс. Ки. Выгружаемое из ЯЭУ топливо в основном находится на хранении, при этом проблема хранения облучённого ЯТ все более обостряется — следует ожидать заполнения действующих хранилищ облучённого ЯТ к г. Кроме того, следует учитывать, что используемая технологах хранения топлива в водной среде в течение нескольких десятков лет нс в полкой мере отвечает требованиям обеспечения безопасности. При этом принято решение, что переработку основной массы облученного ядерного топлива целесообразно отложить до начала серийного строительства быстрых реакторов нового поколения [1]. Ввод в эксплуатацию Пускового комплекса "сухого" хранилища предусмотрен в - г. В связи с возрастающим значением хранения облученного оксидного топлива представляется целесообразным проанализировать современное состояние этого вопроса и меры, разрабатываемые для обеспечения безопасного и экономичного промежуточного хранения значительной массы облученного топлива []. Инструментальное подтверждение расчетных значений выгорания ЯТ в реальном времени при транспортпо-технолотческих операциях с ним, позволит более эффективно и безопасно эксплуатировать хранилища ОЯТ. Среди показателей эффекшвносги эксплуатации АЭС коэффициент использования установленной мощности имеет особое значение. На АЭС России в г. Вт-ч. При л-ом КИУМ составил ,3%. АЭС могли бы дополнительно вырабатывать более млрд. Вт-ч электроэнергии. В настоящее время среднегодовой КИУМ на АЭС в Западной Европе и США достиг -%. Анализ современного мирового опыта эксплуатации ЯЭУ показал, что наблюдается тенденция к переходу на четырех и пяти летний кампании. Это объясняется тем, что чем дольше находится топливо в зоне, тем выше глубина выгорания [, ], тем меньшая часть ТВС заменяется и тем меньше топливная составляющая себестоимости электроэнергии []. Рассмотрение зависимости величины топливной составляющей стоимости топливного цикла для PWR мощностью МВт [] показало, что с ростом выгорания топливная составляющая снижается и стабилизируется при выгорании более МВт-сут/кг на уровне % от стоимости топливного цикла при выгорании МВт-сут/кг. С целью повышения экономических показателей на Кольской АЭС начата эксплуатация ТВС начального обогащения 4,4% по 5U. Однако, существующие в настоящий момент для транспортировки ОТВС ВВЭР-0 транспортные контейнеры рассчитаны для безопасной транспортировки ОТВС с начальным обогащением до 3,6% по ' 'U. В результате исследований, проведенных ВНИПИЭТ для обоснования возможности транспортировки ОТВС начального обогащения 4,4% по 5U с использованием штатного транспортного контейнера ТК-6, установлено, что КЭфф не превысит значения 0, при условий загрузки тридцати ТВС начального обогащения 4,4 % по 5U со средним значением выгорания не менее МВгсут/кг []. При обосновании безопасности трансиоргировки облученных ТВС начального обогащения 4,4 % по B5U реактора ВВЭР-0 в транспортном контейнере ТК-6 установлено, что загрузка контейнера ОТВС реактора ВВЭР-0 начального обогащения 4.

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: 0.201, запросов: 237