В пособии описаны теоретические основы и методика физического пуска
реактора,
включая измерение его основных характеристик – весов органов СУЗ,
коэффициентов реактив-
ности и т. п. Работа по физическому пуску проиллюстрирована на
примере тренажера быстрого реактора.
Украинцев В. Физический пуск реактора
Похожие разделы
- Академическая и специальная литература
- Безопасность жизнедеятельности и охрана труда
- Радиационная, химическая и биологическая безопасность
- Академическая и специальная литература
- Топливно-энергетический комплекс
- Тепловая часть ТЭС, АЭС, ТЭЦ
Смотрите также
Безопасность ядерных исследовательских установок
Материалы совещания, 25-30 мая 2009 г., Димитровград, 140 с. Анализ опыта эксплуатации исследовательских яерных установок Обеспечение ядерной безопасности (ГК РосАтом) О состоянии безопасности исследовательских ядерных усчтановок и производств ядерного топливного цикла в ОАО «ГНЦ НИИАР» Выполнение программы работ по усовершенствованию и продлению срока эксплуатации реактора МИР Опыт эксплуатации реакторной установки РБТ-10/2 Вывод из эксплуатации...
Бессалов Г.Г. и др. Реакторы ВВЭР для АЭС средней мощности
Бессалов Г.Г., Денисов В.П., Мельников Н.Ф., Драгунов Ю.Г. — М.: ИКЦ «Академкнига», 2004. — 208 с. Представлена информация о конструкциях основных узлов и элементов реакторов ВВЭР средней мощности в их развитии от первого реактора ВВЭР-210 (В-1) до серийного реактора ВВЭР-440 (В-213), разработанных в ОКБ «Гидропресс» в период с 1955 по 1975 год. Рассмотрены вопросы некоторых аварий на оборудовании реакторов, связанных с недостатками конструкций...
Владимиров В.И. Физика ядерных реакторов: Практические задачи по их эксплуатации. Издание 5-е
М., Книжный дом "ЛИБРОКОМ", 2009, 480 с. Рассмотрены физические процессы, сопровождающие работу реактора и определяющие его энергетические возможности и маневренные качества. Приведены методики и даны примеры решения практических задач. Рассмотрены некоторые вопросы обеспечения ядерной и радиационной безопасности реактора и теплотехнической надежности активной зоны, а также методики нейтронно-физических измерений и уточнений характеристик реакто...
Ганев И.Х. Физика и расчет реактора
Учебное пособие для вузов/Под общ. ред. Н. А. Доллежаля. — 2-е изд., перераб. и доп. — М.: Энергоатомиздат, 1992. — 496 с. Рассмотрены профилирование энерговыделения, температурные и мощностные эффекты и коэффициенты реактивности, отравление реактора ксеноном и самарием, выгорание ядерного топлива в процессе работы реактора, характеристики выгорания и воспроизводства топлива, способы регулирования реактивности. По сравнению с 1-м изданием (1981...
Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы
Учебник для вузов. - 2-е изд. перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1990г. -352с., ил. Описаны принципы работы ядерного реактора, его основные компоненты, теплофизические и компоновочные характеристики. Рассмотрены гидродинамика и теплообмен, а также методики теплогидравлического расчета различных типов реакторов. Обсуждены контроль за работой ядерного реактора, управление цепной реакцией деления и вопросы безопасности работы ядерного реакто...
Конструкторское описание реактора ВВЭР-1000 (прим. Хмельницкой АЭС)
В архив входит документация по конструкции и эксплуатации серийника ВВЭР-1000 (в данном случае - реактора 1го блока Хмельницкой АЭС)
Курсовая работа - Теплогидравлический расчет гетерогенного реактора
Институт ядерной энергетики, г. Сосновый Бор, 2011 год, 32 стр. В работе приведен расчет реактора типа ВВЭР (однофазный теплоноситель). Файл оформлен в Word, также имеется 2 файла в Excel с графиками. Содержание Исходные данные для теплогидравлического расчета реактора ВВЭР. Определение геометрических параметров активной зоны. Определение теплогидравлических параметров по высоте канала в расчете на средний и максимально нагруженный твэл. Определ...
Курсовая работа по расчету реактора ВВЭР-1200
Работа содержит тепловой и физический расчеты реактора ВВЭР-1200.
Курсовая работа по расчету реактора ВВЭР-1300
Работа содержит тепловой и физический расчеты реактора ВВЭР-1300.
Румянцев Г.Я. Расчет ядерного реактора на тепловых нейтронах
М.: Атомиздат, 1967 - 120 с. В пособии подробно описывается практическая схема упрощенного физического расчета ядерного реактора, работающего на тепловых нейтронах. Приводятся также некоторые, связанные с физическим расчетом, элементы теплового расчета. Методика физического расчета, основанная на двухгрупповом приближении диффузионно-возрастной теории, может использоваться при выполнении курсового проекта и в некоторых случаях для других целей, е...