Теми рефератів
> Реферати > Курсові роботи > Звіти з практики > Курсові проекти > Питання та відповіді > Ессе > Доклади > Учбові матеріали > Контрольні роботи > Методички > Лекції > Твори > Підручники > Статті Контакти
Реферати, твори, дипломи, практика » Курсовые проекты » Корабельні атомні енергетичні установки

Реферат Корабельні атомні енергетичні установки





Корабельні атомні енергетичні установки

І.Г. Захаров, доктор технічних наук, професор, контр-адмірал; Я.Д. Ареф'єв, доктор технічних наук, професор, контр-адмірал; Н.А. Воронович, кандидат технічних наук, капітан 1 рангу; О.Ю. Лейкін, кандидат технічних наук, капітан 1 рангу

До кінця 40-х - початку 50-х років у Радянському Союзі спеціально створеними НДІ і лабораторіями були завершені фундаментальні наукові дослідження в галузі ядерної фізики, результати яких дозволили перейти до вирішення науково-технічних проблем, забезпечують, у свою чергу, початок розробок і реалізацію конкретних проектів атомних енергетичних установок.

Серед найбільш важливих досліджень, що мали визначальне значення для створення атомної енергетики для ВМФ та отриманих по них результатів, слід відзначити роботи, пов'язані:

- зі створенням технологічних процесів видобутку і приготування компонентів паливного циклу при використанні принципово нового ядерного пального, яке на відміну від органічного палива енергоємністю до 10000 ккал/кг містить, наприклад, в одному кілограмі U235 енергію 760МВт добу (1,5 х1010ккал/кг), тобто в півтора мільйона разів більше, що практично знімає всі обмеження для АЕУ по дальності і тривалості плавання корабля;

- з теоретичної розробкою і експериментальним визначенням основних закономірностей взаємодії нейтронів з ядрами, результати яких дозволили зробити висновок про можливість розміщення ядерного пального в обсягах, значно менших в порівнянні з аналогічними обсягами топок на органічному паливі; - з визначенням основних характеристик спонтанного (сильно екзотермічної) розподілу важких ядер, в тому числі середнього розподілу енергії на одне ділення (сумарно 200Мев) із створенням розрахунку активних зон реакторів;

- з визначенням розподілу продуктів поділу, середнього числа миттєвих нейтронів, енергетичного спектру нейтронів поділу, даних по запізнілих нейтронам, а також безліч інших характеристик процесів розподілу важких ізотопів, що дозволили приймати конструктивні рішення по активних зонах і систем регулювання, що забезпечувало стійке підтримання ланцюгових реакцій на стаціонарних і змінних режимах роботи ядерних реакторів;

- з розробкою нових конструкційних матеріалів для ядерних реакторів, що забезпечують їх роботу в умовах великих нейтронних потоків та інших видів випромінювань, що дозволяло створювати конструкції АЕУ на що потребується для кораблів достатньо великий термін служби;

- з розробкою теорії і методів формування біологічного захисту реакторів і медико-біологічних питань, які дозволяли вирішувати проблеми як населеності плаваючих об'єктів, так і забезпечення ядерної та радіаційної безпеки транспортних АЕУ. p> Вирішені були також і науково-технічні завдання великого переліку НДДКР, які дозволили виробити систему, норми, методи і правила проектування корабельних реакторних установок.

Загальне керівництво всіма роботами з атомної ене...


сторінка 1 з 18 | Наступна сторінка





Схожі реферати:

  • Реферат на тему: Філософські проблеми технічних наук
  • Реферат на тему: Математичні моделі фізичних процесів "Реакція розподілу ядер. Життєви ...
  • Реферат на тему: Автоматизація системи очищення технічних вод отриманих у процесі автомийки ...
  • Реферат на тему: Автоматизація системи очищення технічних вод отриманих в процесі автомийки ...
  • Реферат на тему: Система фізичного захисту ядерної установки. Проектування підсистеми телев ...