Реакторные программы

Сторонние проникающие частицы и образованные ими каскады, кроме того, создают локальную ионизацию, что влияет на те процессы в изоляторах и проводниках, которые зависят от зарядового состояния — отжиг, диффузию, образование вакансионных кластеров и центров окраски. Следовательно, для того чтобы успешно проводить исследования изменений свойств реакторных материалов под облучением и находить пути к минимизации этих изменений, прежде всего необходимо знать, как тяжелая частица отдает свою энергию, двигаясь в веществе. В частности, нужно обладать теоретическими и экспериментальными методами определения распределения пробегов проникающих ионов и энергии, вложенной в движение атомов материала — мишени, поскольку именно этими величинами определяется концентрационный профиль точечных дефектов. Мы остановимся здесь на кинетическом подходе к описанию каскадов [25—30], в основу которого положены методы, развитые в теории переноса нейтронов, поскольку, во-первых, с помощью этого подхода в настоящее время разработаны программы расчета с необходимой (10—15%) точностью концентрационных профилей радиационных повреждений [31, 32) и, во-вторых, он далеко не исчерпал себя как в смысле повышения точности, так и в смысле увеличения композиционной сложности материалов, доступных исследованию. Дополненный расчетами спектров ПВА, образованных различными [c.46]

Системы контроля и обеспечения безопасности. Для обеспечения экономичной и безопасной эксплуатации реакторной установки необходима точная и оперативная информация о распределении полей энерговыделения, температуры и других теплофизических и нейтронно-физических параметров внутри активной зоны. Эту задачу выполняют системы внутриреакторного контроля, в состав которых в общем случае входят датчики, линии связи, электронная измерительная аппаратура, а также ЭВМ, алгоритмы и программы для обработки полученной информации. Основные системы внутриреакторного контроля [c.138]

В ходе разработки было изготовлено и испытано большинство узлов установки. Однако отсутствие необходимого количества радиоактивных изотопов в пятидесятых годах и недостаточная надежность миниатюрного турбогенератора привели, начиная с 1961 г., к разработке генератора СНАП-1А с термоэлектрическим способом преобразования. Завершение работ по установке СНАП-1 было перенесено в программу СНАП-2, предусматривающую разработку реакторной энергетической установки с циклом Ренкина на ртути. [c.188]

Во-вторых, рассматриваемая конкретная инженерная задача имеет характерную теплофизическую особенность. На рис. 19.1 приведена упрощенная принципиальная схема первого контура АЭС и ВВЭР. На вход в активную зону реактора 1 поступает вода с температурой Г1. За счет тепла, выделяющегося при делении ядерного горючего, вода при прохождении активной зоны нагревается и на выходе из нее достигает температуры Т2 > Г1. В парогенераторе 2 это тепло отдается теплоносителю второго контура, и на выходе из парогенератора реакторная вода в стационарном режиме работы имеет температуру П. Таким образом, в первом контуре АЭС с ВВЭР имеются две характерные температуры реакторной воды минимальная Т1 и максимальная Т2. Различие в растворимости шпинели именно при этих температурах воды определяет направление и скорость переноса массы продуктов коррозии по контуру. Поэтому в программе целесообразно ввести признак Ь = 1, 2, определяющий, для какой из температур - на входе в активную зону реактора (Ь= 1) или на выходе из нее (Ь= 2) - выполняется расчет растворимости (соответственно 51 и 52). [c.184]

В это время центральный аппарат Минатома представлял собой ряд главных управлений, концернов и комитетов. Предприятия оружейного комплекса были подчинены трем главным управлениям. Производство и переработка оружейных ядерных материалов осуществляется предприятиями 4-го ГУ (реакторные, радиохимические и изотопные производства). Созданием и научным сопровождением ядерных боеприпасов занимаются институты 5-го ГУ. Предприятия 6-го ГУ осуществляют серийное производство боеприпасов и их разборку. Значительную роль в оборонных программах играют также АО ТВЭЛ (бывшее 3-е ГУ, отвечавшее за производство топлива ядерных реакторов различного назначения), 16-е ГУ (развитие ядерных реакторов), Главное научно-техническое управление (научные центры - ВНИИ неорганических материалов, Физико-энерГети-ческий институт и др.) и другие структуры. Научно-техническая политика отрасли вырабатывается Научно-техническим советом и коллегией министерства. [c.331]

Различные стадии многогруппового расчета иллюстрируются блок-схемой на рис. 4.2. В настояш,ее время все расчеты проводятся более или менее автоматизированно с помош,ью электронно-вычислительных машин, начиная от ввода исходных данных и постановки задачи в соответствии с выбранной программой. Для проведения реакторных расчетов создано много программ [35], и время от времени появляются все новые. В разд. 10.3.3 приведены некоторые примеры рабочих программ. [c.159]

Наконец, в программе может быть предусмотрен расчет сопряженной функции. Как отмечалось ранее, эту информацию можно использовать для определения групповых констант в самосогласованном виде. Некоторые примеры использования сопряженных функций в реакторных расчетах рассмотрены в гл. 6. [c.162]

Как обычно, пуск энергоблока начинается с пуска конденсационной установки, конденсатор которой в последующем будет принимать пар, вырабатываемый реакторной установкой и не идущий в турбину. Параллельно или до начала пуска конденсационной установки начинается пуск реакторной установки. Для этого разогревают первый контур сначала с помощью теплоты, выделяющейся за счет энергии остаточного тепловыделения твэлов и энергии потерь главных циркуляционных насосов, а затем и теплоты, подводимой нагревателями, установленными в компенсаторах объема. Далее производят пуск реактора. Во время всех этих процедур теплота через парогенератор передается во второй контур. Она используется для прогрева паропроводов свежего пара. Постепенное повыщение давления в главных паропроводах до ГПЗ осуществляется по специальной программе воздействием на регулирующий клапан БРУ-К и дренажи паропроводов. Прогрев паропроводов, как обычно, во избежание гидравлических ударов ведется по участкам. Прогрев участка от ГПЗ до регулирующих (или стопорно-регулирующих) клапанов осуществляется [c.471]

В Казахстане принята правительственная программа развития атомной энергетики. Предусмотрено строительство АЭС мощностью 3840 МВт с шестью ядерными энергоблоками по 640 МВт каждый. Предполагается, что станция будет сооружена по российскому проекту, на основе усовершенствованных реакторных установок корпусного типа - ВВЭР-640. [c.255]

Последовательность описанных выше реакторных расчетов на ЭВМ представлена в табл. 10.1. Упомянутые в таблице программы разработаны фирмой Gulf General Atomi , которая проектировала реактор Пич-Боттом . Другие фирмы, проектирующие ядерные реакторы, обычно используют свои аналогичные программы на ЭВМ и проводят те же (или аналогичные) расчеты по ним. Некоторые системы реакторных программ описаны в работе [46]. [c.459]

На Подольском машиностроительном заводе имени Орджоникидзе (ЗиО) созданы специализированные цехи и участки по выпуску сепараторов-пароперегревателей, парогенераторов и теплообменного оборудования для реакторных установок ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 (рис. 10.2). Значительно расширена область применения яеразрушающих методов контроля и новых технологических процессов организовано сверление глубоких отверстий в коллекторах и трубных досках на специальных многошпиндельных станках по заданной программе и изготовление дистанционных решеток на электрохимических станках, что исключило брак по этим видам технологии и дало возможность увеличить производительность труда в 4—5 раз (рис. 10.3). [c.242]

При осуществ/1ении термоэмиссионной программы по ядер-ной энергетике в ФРГ было проведено изучение пяти различных термоэмиссионных реакторных систем (табл. 2.3) [162], которое завершилось созданием национального проекта термоэмиссионного реактора встроенного типа [27, 32, ПО, 162], в котором основным катодным материалом является молибден. Проведенные лабораторные испытания диодов (эмиттер — поликристалли-ческий молибден с ориентированным вольфрамом, коллектор— молибден) показали почти одинаковые результаты независимо от способа производства молибдена (спеченного или литого). Правда, в последующих исследованиях [116] было установлено, что эмиттер из порошкового молибдена дает усадку в процессе работы, и порошковый молибден был заменен на плавленый. Полагают, что, начиная с электрической мощности 20 кВт, ядер-ные энергетические термоэмиссионные установки более предпочтительны, чем солнечные батареи. Ожидается, что масса ТЭП мощностью 20 кВт будет составлять около 1500 кг, а масса ТЭП мощностью 100 кВт —около 2200 кг, включая массу защиты. Такая конструктивная гибкость в сочетании с не- [c.26]

Для обоснования безопасности реакторных установок используют компьютерные программы — зарубежные RELAP, TRA , отечественные ТРАП, [c.197]

Если, например, в рассматриваемой ниже программе РНВВЭРД (см. гл. 18) погрешность расчета pH реакторной воды на АЭС с ВВЭР велика, то для нейтрализации борной кислоты и гарантированного поддержания щелочной реакции среды придется вводить в реакторную воду дополнительное количество щелочи (КОН), что приведет к удорожанию эксплуатации станции. Возможность и необходимость достижения заданной точности расчетов связаны с такими факторами, как достигаемая погрешность экспериментальных методов, ограничения, накладываемые аналитическими методами расчета, уровнем знаний теплофизических, физико-химических процессов и констант, возможности вычислительной техники и т. д. [c.7]

Перечень условных обозначений включает величины, используемые в формулах (19.1)-<19.13) для расчета конкретного значения растворимости. Перечень идентификаторов существенно шире. Во-первых, это связано с необходимостью расчета серии вариантов. В одной серии предусмотрена вариация всех четырех параметров температуры Т1 (J), /= 1, 2,..., б, концентрации растворенного водорода Я (К), К =1,2. .., в, значения pH реакторной воЬы Р (М), М = 1, 2,..., а, и химического состава шпинели X (I), 1= 1у 2, г. Объем серии вариантов по каждому из параметров и по их совокупности определяется только объемом памяти ЭВМ. При использовании программы РАШПИН на микроЭВМ Искра 226 с объемом памяти на магнитном диске 256 кбайт такие ограничения в практических расчетах не встречались. [c.183]

Таким образом, на входе в программу РАСЧЕТ РАСТВОРИМОСТИ необходимо задать температуру воды С, концентрацию газообразного водорода в воде Сн2> состав шпинели х и величину рН при рабочей температуре t. На выходе из программы будет получена растворимость шпинели заданного состава при определенных параметрах реакторной воды. Но в исследовательских и инженерных расчетах обычно интерес представляют не единичные данные, а зависимости растворимости шпинелей от перечисленных выше параметров. Это требование осуществлено при разработке блок-схемы программы РАШПИН, в котором программа РАСЧЕТ РАСТВОРИМОСТИ является оотовным расчетным блоком. К нему происходит циклическое обращение в каждом варианте расчетной серии. [c.185]

Программа РАШПИН может использоваться как блок более сложной комплексной программы. Эта возможность реализована в программе расчета массопереноса радиоактивности в контурах АЭС с ВВЭР. На вход блока РАШПИН подаются результаты расчета величины рН реакторной воды, выполняемого бло- [c.194]

Небольшая модификация программы РАШПИН позволяет использовать ее в качестве тренажера в учебных целях. Такая модификация программы (РАШПИНУ) создана и используется для обучения студентов. Модификация касается двух аспектов разработки и подключения графики на дисплее и использования дискретного способа ввода массива исходных данных с пульта управления ЭВМ. Одна из типичных учебных задач состоит в том, что обучающийся регулирует водный режим АЭС в соответствии с некоторыми критериями. Например, при изменении одних параметров (i, Сщ и др.) он должен так подбирать значение pH у реакторной воды, чтобы средний температурный коэффициент растворимости йу, определяющий направление и скорость переноса массы растворенного вещества в контуре АЭС, поддерживался в заданных пределах. [c.195]

При всех работах с активной зоной (загрузка или пе ]№срузка топлива,, залив замедлителя, выход в критическое состояние) в реакторном зале должны находиться только руководители и исполнители работ по соответствующей программе. [c.371]

Во время работ с активной зоной каждый работающий должен знать порядок выполнения работ, зону, в которой он может находиться, меры безопасностн, должен быть готов к немедленному прекращению операции по команде руководителя работ и к выходу из опасной зоны в случае появления опасности. Нахождение в реакторном зале персонала, не занятого непосредственно выполнением предусмотренных программой работ, затрудняет выполнение работ, может привести к непредвиденному облучению персонала и поэтому запрещено. [c.371]

Для разработки материалов, обеспечивающих работоспособность реакторных конструкций, чехлов ТВС, оболочек твэлов, в США, Франции, Великобритании, Германии, России были приняты и реализуются национальные программы, в ходе которых радиационные испытания материалов выполняются при их облучении в исследовательских, материаловед-ческих, энергетических ядерных реакторах с использованием ускорителей, генераторов частиц высокой энергии. Результаты испытаний, исследований структуры и свойств материалов в "горячих" камерах позволяют обосновать выбор материалов, разработать модели, объясняющие физико-химические, ядерные процессы, сопровождающие взаимодействие реакторных излучений с атомно-кристалличес-кой структурой сталей и приводящие к изменению их свойств. [c.314]

Многогрупповые программы в диффузионном или Р -приближении образуют основу многих реакторных расчетов. В этих программах система уравнений, таких, как уравнения (4.61)—(4.64), решается с помош,ью быстродейст-вуюш,ен вычислительной машины. (Основные характеристики таких программ рассмотрены в конце данной главы.) Если геометрию системы можно описать одной или двумя пространственными переменными и если выполняются условия применимости Р1-приближения, то полученные результаты являются достаточно точными. [c.155]

Если сечения нельзя выразить в простом виде, например, если формула Брейта—Вигнера для изолированного резонанса становится неприменимой для представления Оа и а из-за эффектов перекрывания или интерференции уровней, а также если Л 7 -приближение неприменимо к ядрам замедлителя, то некоторые результаты можно получить, используя аналитические методы. Для практических же целей может оказаться, что прямое численное решение уравнения (8.50) с использованием экспериментальных сечений является наиболее эффективным методом. Для получения требуемых решений был написан ряд программ [81]. Как правило, для замедлителя используется уУ7 -приблп-жение, так что уравнение (8.71) решается. При наличии быстродействующих вычислительных машин эти численные решения можно получить настолько быстро, что такие программы в основном заменили аналитические методы для подробного изучения реакторных проблем. Численный расчет резонансных интегралов описан в разд. 8.4.3. [c.347]

Схема ИТС с использованием РЭП рассматривалась на начальном этапе развития программы Ангара . Был выполнен концептуальный анализ реакторных схем и проведены модельные экспериментальные исследования в обоснование этой концепции [9, 10]. Было показано, что РЭП с энергией электронов 2-3 МэВ и с общим током 50 МА можно генерировать в многомодульном генераторе, можно транспортировать через плазму в магнитном поле с достаточно высокой эффективностью, но практически невозможно сфокусировать на термоядерную мишень. Эти обстоятельства, а также плохое взаимодействие РЭП с термоядерной мишенью, привели к выводу в чистом виде драйвер СВЭМ с использованием сильноточных РЭП не может инициировать термоядерный микровзрыв. Развитие программы Ангара привело в начале 1980-х годов к отказу от этого варианта драйвера и к переходу на исследования мощных самосжатых разрядов (лайнеров и 2-пинчей) в качестве наиболее перспективного варианта концентрации энергии инициирования на термоядерную мишень. [c.28]

Достоинство монографии также в том, что в ней специфические исследования прочности и разрушения высоконапряженных трубопроводов давления АЭС увязаны с общей системой обеспечения безопасности реакторной установки. Обобщение отечественного и зарубежного опыта работ позволяет лучше оценивать достигнутый уровень и определять направления дальнейших исследований. Одним из таких направлений, очевидно, является создание унифицированных технологий исследований и работ, включающих как экспериментально-аналитические методы исследований механики разрушения и теплогидравлики, так и компьютерные программы, позволяющие в промышленном масштабе быстро и экономично внедрять системы безопасности на основе концепции ТПР. [c.5]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...