Активация и обращение с радиоактивными материалами термоядерных реакторов

  • автор:
  • специальность ВАК РФ: 05.14.03
  • научная степень: Кандидатская
  • год, место защиты: 1999, Москва
  • количество страниц: 158 с.
  • автореферат: нет
  • стоимость: 240,00 руб.
  • нашли дешевле: сделаем скидку
  • формат: PDF + TXT (текстовый слой)
pdftxt

действует скидка от количества
2 диссертации по 223 руб.
3, 4 диссертации по 216 руб.
5, 6 диссертаций по 204 руб.
7 и более диссертаций по 192 руб.
Титульный лист Активация и обращение с радиоактивными материалами термоядерных реакторов
Оглавление Активация и обращение с радиоактивными материалами термоядерных реакторов
Содержание Активация и обращение с радиоактивными материалами термоядерных реакторов
Вы всегда можете написать нам и мы предоставим оригиналы страниц диссертации для ознакомления
Содержание
Введение
Актуальность диссертационной темы
Цели диссертационной работы
Научная новизна работы
Достоверность и обоснованность работы
Практическая значимость работы
Основные положения диссертации
Структура и объём диссертации
Аппробация работы и публикации
Глава I. Обзор литературы по проблемам активации и
обращения с радиоактивными отходами термоядерных
реакторов (ТЯР)
1.1. Тритий в материалах ТЯР
1.2. Радиационные нормы безопасности при обращении с
радиоактивными отходами ТЯР
1.3. Методы обращения с радиоактивными отходами ТЯР
1.4. Методы расчёта активационных и дозовых характеристик
материалов ТЯР
Г лава II. Анализ приме нимости методов расчёта
активации материалов для инженерного
проектирования термоядерных реакторов ИТЭР и
ДЕМО

Глава III. Применение методов переноса при поиске оптимальной конфигурации керамического бридерного модуля реактора ДЕМО и решении задачи радиационной защиты магнитов ДЕМО III. 1. Параметрический анализ и поиск оптимальной конфигурации керамического бридерного модуля бланкета ДЕМО, помещённого в реактор ИТЭР III. 2. Радиационная защита магнитов ДЕМО
Глава IV. Исследование радиационной обстановки между криостатом и конструкцией реактора ИТЭР с учётом влияния неоднородностей экспериментальных портов
Глава V. Методика приближённой оценки мощности дозы в материалах термоядерного реактора ИТЭР
Глава VI. Исследование остаточного энерговыделения в керамическом гелийохлаждаемом бланкете термоядерного реактора ДЕМО
Одномерный метод расчёта остаточного энерговыделения
Источники остаточного энерговыделения
Энерговыделение в процессе переноса остаточного излучения
Глава VII. Способы обращения с отработанными радиоактивными материалами термоядерных реакторов VII. 1. Обращение с радиоактивными материалами ДЕМО
VIL2. Обращение с радиоактивными материалами ИТЭР
Приложение VII. А. Описание одномерной модели реактора ДЕМО и химических составов материалов ТЯР
Общее заключение
Литература

Введение
Актуальность диссертационной темы определяется потенциальной потребностью развития термоядерной энергетики. Исходя из сложившихся закономерностей истощения природных ресурсов и загрязнения окружающей среды, на смену нефти и природного газа должен прийти энергоресурс лучшего качества с высоким энергетическим выходом.
Ядерная реакция синтеза лёгких ядер может служить мощным источником энергии. Термоядерные технологии и знания прошли долгий путь совершенствования. Управляемый термоядерный синтез потребовал более 40 лет исследований для того, чтобы создать условия, при которых выделение термоядерной мощности сравнимо с мощностью нагрева реагирующей смеси. В 1997 г. самая крупная термоядерная установка -Европейский токамак, JET, получила 16 МВт термоядерной мощности и вплотную подошла к этому порогу. Трудность осуществимости управляемой термоядерной реакции играет положительную роль с точки зрения безопасности реактора. В любом из известных устройств для управляемого термоядерного синтеза термоядерные реакции не могут войти в режим неконтролируемого нарастания мощности без последующего срыва плазмы и прекращения реакции. Таким образом, термоядерный реактор (ТЯР) обладает свойствами внутренней безопасности.
Теоретические и экспериментальные исследования токамаков ведутся с начала 50-х годов. Первый токамак был построен в России в Институте Атомной Энергии им. И.В. Курчатова в 1956 г. За прошедшие почти полвека направление токамаков получило широкое распространение, магнитное удержание плазмы позволяет осуществлять реакцию дейтерий-тритиевого синтеза при практически значимых временах удержания. Наиболее глобальное объединение мировых высокотехнологичных достижений в различных областях науки реализовалось в крупномасштабном проекте Интернационального Термоядерного Экспериментального Реактора (ИТЭР). Концепция проекта ИТЭР изложена в документе [1], программа

Ai(t)- среднее значение постоянной распада i-ro нуклида, (с'1)
А-у(1)-среднее значение постоянной распада из j-ro нуклида в i-нуклид, (с1) Gi(t)- среднее значение сечения ядерной реакции на i-ом нуклиде, (см2) Оу(()-среднее значение сечения ядерной реакции на j-ом нуклиде по наработке i-ro нуклида, (см2)
Программа FISPACT может рассматривать 1900 нуклидов при решении системы. При таком большом числе уравнений в системе разработчикам программы важно было подобрать эффективный метод решения системы (1.4.2). Программа FISPACT (и программа FISPIN [54], на основе которой разработана программа) использует метод решения больших систем обычных дифференциальных уравнений первого порядка, предложенный Сиделлом (J.Sidell) [55]. Этод метод является развитием метода Эйлера (первый порядок разложения функции по Тэйлору), который использует экспоненциальную функцию на каждом временном шаге.
Стандартное решение метода Эйлера имеет вид (1.4.3):
N,(t + h) = N,(t) + А~|, (1-4-3)
Решение Сиделла на временном шаге h имеет вид (1.4.4):
Ni(( + h) = N,(t) + {e-)-d-t, (1.4.4)
Л, at
где Л, =(Д,. +ст, Ф)
Ошибка решения (1.4.4) ниже, чем (1.4.3), но для стабильной сходимости решения (1.4.4) необходимо, чтобы временной шаг h соответствовал наибольшему собственному значению системы

Вы всегда можете написать нам и мы предоставим оригиналы страниц диссертации для ознакомления

Рекомендуемые диссертации данного раздела