Головна Головна -> Реферати українською -> Дисертації та автореферати -> СИСТЕМА РАДІАЦІЙНО-ТЕХНОЛОГІЧНОГО КОНТРОЛЮ ВІДПРАЦЬОВАНОГО ПАЛИВА ЛЕГКОВОДНИХ ЯДЕРНИХ ЕНЕРГЕТИЧНИХ УСТАНОВОК

СИСТЕМА РАДІАЦІЙНО-ТЕХНОЛОГІЧНОГО КОНТРОЛЮ ВІДПРАЦЬОВАНОГО ПАЛИВА ЛЕГКОВОДНИХ ЯДЕРНИХ ЕНЕРГЕТИЧНИХ УСТАНОВОК

Назва:
СИСТЕМА РАДІАЦІЙНО-ТЕХНОЛОГІЧНОГО КОНТРОЛЮ ВІДПРАЦЬОВАНОГО ПАЛИВА ЛЕГКОВОДНИХ ЯДЕРНИХ ЕНЕРГЕТИЧНИХ УСТАНОВОК
Тип:
Реферат
Мова:
Українська
Розмiр:
16,63 KB
Завантажень:
260
Оцінка:
 
поточна оцінка 5.0


Скачати цю роботу безкоштовно
Пролистати роботу: 1  2  3  4  5  6  7  8  9  10 
ОДЕСЬКИЙ ДЕРЖАВНИЙ ПОЛІТЕХНІЧНИЙ УНІВЕРСИТЕТ
МАСЛОВ Олег Вікторович
УДК 621.039.516: 621.039.54
СИСТЕМА РАДІАЦІЙНО-ТЕХНОЛОГІЧНОГО КОНТРОЛЮ ВІДПРАЦЬОВАНОГО ПАЛИВА ЛЕГКОВОДНИХ ЯДЕРНИХ ЕНЕРГЕТИЧНИХ УСТАНОВОК
Спеціальність 05.14.14 — Теплові і ядерні енергоустановки
АВТОРЕФЕРАТ
дисертації на здобуття наукового ступеня
кандидата технічних наук
Одеса - 2001
Дисертацією є рукопис.
Робота виконана в науково-дослідній лабораторії "Атомспецавтоматика" Одеського державного політехнічного університету Міністерства освіти і науки України.
Науковий керівник: доктор технічних наук, головний науковий співробітник, науковий керівник НДЛ "Атомспецавтоматика", Максимов Максим Віталійович, Одеський державний політехнічний університет.
Офіційні опоненти: доктор технічних наук, професор Погосов Олексій Юрійович, Одеський державний політехнічний університет, професор кафедри АЕС
кандидат технічних наук, старший науковий співробітник Недєлін Олег В'ячеславович, Національний технічний університет України "Київський політехнічний інститут", доцент кафедри АЕС.
Провідна установа:
Інститут ядерних досліджень НАН України, м. Київ.
Захист відбудеться "04" жовтня 2001 р. о 1400 годині на засіданні спеціалізованої вченої ради Д 41.052.04 Одеського державного політехнічного університету за адресою:
65044, м. Одеса, пр. Шевченка, 1, ОДПУ, ауд. 22 корпус 10 (теплотехнічна лабораторія)
З дисертацією можна ознайомитись в бібліотеці Одеського державного політехнічного університету за адресою 65044, м. Одеса, пр. Шевченка, 1.
Автореферат розіслано "31" серпня 2001 р.
Вчений секретар
спеціалізованої вченої ради,
кандидат технічних наук, доцент В.П. Кравченко


ЗАГАЛЬНА ХАРАКТЕРИСТИКА РОБОТИ
Актуальність теми.
Вимоги до безпеки ядерної енергетики України, що виробляє більше 40% електроенергії країни, постійно підвищуються. Особлива увага приділяється заходам безпеки при переміщенні свіжого і відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) на АЕС. Однією з невирішених проблем, що визначає економічність ядерної енергетики, є проблема поводження з ВЯП.
Проекти українських АЕС з ВВЕР-1000, що експлуатуються, передбачали, що ВЯП буде відправлятися на завод РТ-2 для переробки. Але з часу проектування АЕС політичні і економічні умови змінилися. Завод РТ-2 в Росії не побудовано, а Україна приєдналася до договору про нерозповсюдження ядерної зброї. ВЯП українських АЕС з ВВЕР-1000 відправляється на Красноярський комбінат. При цьому вартість відправки ВЯП зростає, що призводить до збільшення вартості паливної складової. Тому в Україні прийнято рішення про будівництво сухих сховищ ВЯП (ССВЯП).
Скорочення часу контролю герметичності оболонки (КГО) тепловиділяючої збірки (ТВЗ) несе в собі пряму економічну вигоду за рахунок зменшення часу простою енергетичного блоку. Це може бути досягнуте шляхом поєднання процесу КГО з іншими технологічними процесами, що проходять паралельно, або проведенням КГО в процесі виймання або перестановок ТВЗ в реакторі. Однак поєднання КГО, що проводиться за штатною технологією, з іншими технологічними процесами проблематичне. При переході на чотирирічну кампанію використання ЯП збільшується імовірність розгерметизації твела, що спричиняє збільшення об'ємів КГО.
Поліпшення технології вимірювання вигоряння необхідне тому, що відвантаження ВЯП для тривалого зберігання в ССВЯП пов’язане з новими процедурами, що раніше не проводилися при поводженні з ЯП. Так, відповідно до вимог НТД потрібне інструментальне підтвердження розрахункових значень вигоряння ЯП. Зараз такі системи на АЕС відсутні.
Таким чином, для енергетики України актуальна задача пошуку і наукового обґрунтування нових методів і технічних засобів для радіаційно-технологічного контролю (РТК) при поводженні з ЯП, що дозволяють скоротити час контролю і підвищити безпеку експлуатації АЕС.
Дослідження з вирішенням такої задачі проводяться НДЛ "Атомспецавтоматика" з 1994 року за безпосередньою участю автора.
Зв'язок роботи з науковими програмами, планами, темами. Основні наукові дослідження дисертації виконані у відповідності з "Комплексною програмою створення ядерного паливного циклу в Україні на період до 2010 року", затвердженою Постановою Кабінету Міністрів України від 12.

Завантажити цю роботу безкоштовно
Пролистати роботу: 1  2  3  4  5  6  7  8  9  10 



Реферат на тему: СИСТЕМА РАДІАЦІЙНО-ТЕХНОЛОГІЧНОГО КОНТРОЛЮ ВІДПРАЦЬОВАНОГО ПАЛИВА ЛЕГКОВОДНИХ ЯДЕРНИХ ЕНЕРГЕТИЧНИХ УСТАНОВОК

BR.com.ua © 1999-2017 | Реклама на сайті | Умови використання | Зворотній зв'язок