📄Работа №11731
Тема: Анализ исследования выгорающих добавок Gd, Er и Pu в ядерном топливе
Тип работы
Главы к дипломным работам
Предмет
Физика
Объем:
59 листов
Год:
2016
Просмотров:
548
5900
руб.
🛒 Купить работу
Не подходит эта работа?
Закажите новую по вашим требованиям
Узнать цену на написание
Закажите новую по вашим требованиям
Представленный материал является образцом учебного исследования, примером структуры и содержания учебного исследования по заявленной теме. Размещён исключительно в информационных и ознакомительных целях.
Workspay.ru оказывает информационные услуги по сбору, обработке и структурированию материалов в соответствии с требованиями заказчика.
Размещение материала не означает публикацию произведения впервые и не предполагает передачу исключительных авторских прав третьим лицам.
Материал не предназначен для дословной сдачи в образовательные организации и требует самостоятельной переработки с соблюдением законодательства Российской Федерации об авторском праве и принципов академической добросовестности.
Авторские права на исходные материалы принадлежат их законным правообладателям. В случае возникновения вопросов, связанных с размещённым материалом, просим направить обращение через форму обратной связи.
Настоящий учебно-методический информационный материал размещён в ознакомительных и исследовательских целях и представляет собой пример учебного исследования. Не является готовым научным трудом и требует самостоятельной переработки.
📋 Содержание
Введение 10
1 Суть выгорающего поглотителя 12
1.1 Использование Gd2O3 в качестве выгорающего поглотителя 13
1.2 Использование Ег в качестве выгорающего поглотителя 15
1.3 Характеристики ядерного топлива 17
1.4 Смешанное уран-плутониевое топливо 22
1.5 Коэффициент воспроизводства 26
2 Пароводяной энергетический ядерный реактор 31
2.1 Концепция пароводяного энергетического корспусного реактора 31
3 Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение 39
3.1 Потенциальные потребители результатов исследования 39
3.1.1 Анализ конкурентных технических решений 40
3.1.2 SWOT-анализ 42
3.2 Планирование управления научно-техническим проектом 44
3.2.1 Иерархическая структура работ проекта 44
3.2.2 Контрольные события проекта 45
3.2.3 План проекта 46
3.3 Бюджет научного исследования 48
3.3.1 Расчёт материальных затрат 49
3.3.2 Расчёт затрат на специальное оборудование для научных
(экспериментальных работ) 50
3.3.3 Основная заработная плата исполнителей темы 50
3.3.4 Дополнительная заработная плата исполнителей темы 52
3.3.5 Отчисления во внебюджетные фонды 53
3.3.6 Накладные расходы 53
3.3.7 Формирование бюджета затрат исследовательского проекта 54
3.4 Организационная структура проекта 54
3.5 Матрица ответственности 55
3.6 Определение ресурсной (ресурсосберегающей), финансовой, бюджетной, социальной и экономической эффективности исследования
1 Суть выгорающего поглотителя 12
1.1 Использование Gd2O3 в качестве выгорающего поглотителя 13
1.2 Использование Ег в качестве выгорающего поглотителя 15
1.3 Характеристики ядерного топлива 17
1.4 Смешанное уран-плутониевое топливо 22
1.5 Коэффициент воспроизводства 26
2 Пароводяной энергетический ядерный реактор 31
2.1 Концепция пароводяного энергетического корспусного реактора 31
3 Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение 39
3.1 Потенциальные потребители результатов исследования 39
3.1.1 Анализ конкурентных технических решений 40
3.1.2 SWOT-анализ 42
3.2 Планирование управления научно-техническим проектом 44
3.2.1 Иерархическая структура работ проекта 44
3.2.2 Контрольные события проекта 45
3.2.3 План проекта 46
3.3 Бюджет научного исследования 48
3.3.1 Расчёт материальных затрат 49
3.3.2 Расчёт затрат на специальное оборудование для научных
(экспериментальных работ) 50
3.3.3 Основная заработная плата исполнителей темы 50
3.3.4 Дополнительная заработная плата исполнителей темы 52
3.3.5 Отчисления во внебюджетные фонды 53
3.3.6 Накладные расходы 53
3.3.7 Формирование бюджета затрат исследовательского проекта 54
3.4 Организационная структура проекта 54
3.5 Матрица ответственности 55
3.6 Определение ресурсной (ресурсосберегающей), финансовой, бюджетной, социальной и экономической эффективности исследования
📖 Введение
Одной из проблем развивающейся в атомной энергетике является проблема вовлечения в процесс энергопроизводства отвального урана разделительных заводов. Кардинальным решением этой проблемы было бы использование реакторов на быстрых нейтронах, в которых реализуется плутоний-урановый топливный цикл. Однако до настоящего времени реакторы на быстрых нейтронах остаются неконкурентоспособными.
Другим путем решения указанной проблемы могла бы быть реализация плутоний-уранового цикла в реакторах на тепловых нейтронах. Такие реакторы являются хорошо освоенными как в конструктивном так и в технологическом отношении. Единственным сдерживающим фактором здесь является радиационная опасность, которая препятствует переработке облученного топлива. Эту задачу пытаются решить путем ограничения концентрации делящегося изотопа и минимизации энерговыработки топлива. Целью данной работы является рассмотрение реализации плутоний-уранового цикла в реакторах на тепловых нейтронах, а так же расчет коэффициента размножения и коэффициента конверсии В процессе решения поставленной задачи, в частности, пришли к пониманию использования Pu в качестве выгорающей добавки к топливу. Технологическое применение выгорающих добавок к ядерному топливу хорошо изучено и не представляет сложности. Тем не менее проблема, радиационной опасности при обращении с облученным топливом все еще не решена. В настоящей работе сделана попытка решить проблему облученного топлива отказавшись от его переработки. Этому способствовали два обстоятельства:
- одно из них заключается в проекте реактора “Прорыв”, в котором коэффициент конверсии искусственно поддерживается равным единице. В результате исключается проблема радиационной безопасности облученного
- второе обстоятельство связанно с известным проектом реактора ВВЭР, в котором процесс деления осуществляется на промежуточных нейтронах.
Другим путем решения указанной проблемы могла бы быть реализация плутоний-уранового цикла в реакторах на тепловых нейтронах. Такие реакторы являются хорошо освоенными как в конструктивном так и в технологическом отношении. Единственным сдерживающим фактором здесь является радиационная опасность, которая препятствует переработке облученного топлива. Эту задачу пытаются решить путем ограничения концентрации делящегося изотопа и минимизации энерговыработки топлива. Целью данной работы является рассмотрение реализации плутоний-уранового цикла в реакторах на тепловых нейтронах, а так же расчет коэффициента размножения и коэффициента конверсии В процессе решения поставленной задачи, в частности, пришли к пониманию использования Pu в качестве выгорающей добавки к топливу. Технологическое применение выгорающих добавок к ядерному топливу хорошо изучено и не представляет сложности. Тем не менее проблема, радиационной опасности при обращении с облученным топливом все еще не решена. В настоящей работе сделана попытка решить проблему облученного топлива отказавшись от его переработки. Этому способствовали два обстоятельства:
- одно из них заключается в проекте реактора “Прорыв”, в котором коэффициент конверсии искусственно поддерживается равным единице. В результате исключается проблема радиационной безопасности облученного
- второе обстоятельство связанно с известным проектом реактора ВВЭР, в котором процесс деления осуществляется на промежуточных нейтронах.
ИЛИ
Поиск аналога
🛒 Оформить заказ
⚡ Работу высылаем в течении 5 минут после оплаты.