Введение..................................................................................................................... 15
1 Обзор литературы .................................................................................................. 16
1.1Физические особенности: реактора, топлива, замедлителя, теплоносителя
и конструкционных материалов .......................................................................... 16
2 Нейтронно-физический расчёт реактора ............................................................. 19
2.1 Предварительный расчет................................................................................ 19
2.2 Расчет концентраций ...................................................................................... 22
2.2.1 Расчет концентрации топлива ................................................................ 23
2.2.2 Расчет концентрации теплоносителя ..................................................... 23
2.2.3 Расчет концентрации оболочки .............................................................. 24
2.2.4 Доли материалов в ячейке....................................................................... 24
2.3 Расчет микросечений и макросечений для «холодного» реактора............ 25
2.3.1 Микросечения и макросечения для U235................................................ 26
2.3.2 Микросечения и макросечения для U238................................................ 27
2.3.3 Микросечения и макросечения для Pu239............................................... 28
2.3.4 Микросечения и макросечения для O16 ................................................. 28
2.3.5 Макросечения для MOX топлива........................................................... 29
2.3.6 Микросечения и макросечения для хрома ............................................ 29
2.3.7 Микросечения и макросечения для никеля........................................... 30
2.3.8 Микросечения и макросечения для железа........................................... 31
2.3.9 Расчет макросечения для нержавеющей стали..................................... 31
2.3.10 Макросечения для Na23.......................................................................... 32
2.3.11 Макросечения для С12............................................................................ 32
2.4 Расчет коэффициента размножения для «холодного» реактора................ 33
2.4.1 Расчет коэффициента размножения для бесконечной среды.............. 33
2.4.2 Расчет коэффициента выхода нейтронов на одно поглощение .......... 33
2.4.3 Расчет коэффициента размножения на быстрых нейтронах ............... 34
2.4.4 Расчет коэффициента использования тепловых нейтронов ................ 35
2.5 Вероятность избежать резонансного захвата............................................... 40
2.6 Расчет эффективного коэффициента размножения..................................... 42
2.7 Оптимизация параметров ячейки .................................................................. 48
2.8 Расчет ядерно-физических характеристик «горячего» реактора ............... 55
2.8.1 Температурные эффекты реактивности................................................. 551
Купить

Цель работы – оценка нейтронно-физических параметров реактора УГР
мощностью 2100 МВт.
В результате определены нейтронно-физические параметры реактора
УГР мощностью 2100 МВт. Используя итерационный метод для решения
многогрупповых уравнений диффузии, получен спектр плотности потока
нейтронов. Оценена длительность кампании ядерного топлива. Определено
изменение нуклидного состава ядерного топлива, а также влияние делящегося
материала на длительность кампании. Описаны внешние факторы, влияющие
на финансовую составляющую работы.
Основные характеристики реактора: ядерный реактор типа УГР
тепловой мощностью 2100 МВт с МОХ топливом и обогащением 2,4 % по U235,
использующий в качестве конструкционных материалов сталь марки 1X18H9T,
теплоноситель – Na
Область применения: ядерные реакторы.
Экономическая эффективность/значимость работы средняя.
В будущем планируется продолжение более детального расчета
реактора данного типа.

Введение
Основной задачей проводимого нейтронно-физического расчёта
является определение нейтронно-физичеких и геометрических параметров
ядерного реактора и его элементарной ячейки.
Сначала проводится предварительный расчёт, в котором определяются
основные геометрические параметры реактора, затем нейторонно-физический
расчёт в одногрупповом приближении, и оптимизация элементарной ячейки.
Для повышения точности расчёта можно воспользоваться
многогрупповым приближением, что сделано в данной работе. Этот метод
также позволяет построить распределение спектра потока нейтронов в
зависимости от их энергий.
В конце расчёта определяют изменение нуклидного состава топлива во
время работы реактора и кампанию топлива.
Данный расчёт может служить обоснованием конструкции данного
реактора.
Купить