📄Работа №10285
Тема: Выполнить оценочный нейтронно-физический расчет реактора
Тип работы
Дипломные работы, ВКР
Предмет
Экономика
Объем:
44 листов
Год:
2016
Просмотров:
592
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 4
1.2.2 Теплоноситель легкая вода 6
1.2.3 Материалы оболочек тепловыделяющих элементов 6
2 НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЙ РАСЧЁТ РЕАКТОРА 7
2.1 Предварительный расчет 7
2.2 Расчет ядерно-физических свойств «холодного» реактора 10
2.2.1 Расчет концентрации топлива 10
2.2.2 Расчет концентрации оболочки 11
2.2.3 Расчет концентрации теплоносителя 11
2.2.4 Расчет концентрации замедлителя 11
2.3 Расчет микро и макросечений для «холодного» реактора 11
2.4 Расчет коэффициента размножения «холодного» реактора 15
2.4.1 Расчет коэффициента размножения для бесконечной среды 15
2.4.1.1 Число вторичных нейтронов 15
2.4.1.2 Коэффициент размножения на быстрых нейтронах 15
2.4.1.3 Коэффициент использования тепловых нейтронов 16
2.4.1.4 Вероятность избежать резонансного захвата 18
2.4.2 Расчет эффективного коэффициента размножения 19
2.5 Расчёт «горячего» реактора 20
2.5.1 Зависимость поперечных сечений от температуры 21
2.5.2 Расчёт коэффициента размножения для бесконечной среды 22
2.5.3 Расчет эффективного коэффициента размножения 24
2.6 Многогрупповой расчет, спектр и ценности нейтронов в активной зоне 25
2.6.1 Пересчет концентраций 25
2.6.2 Многогрупповой расчет 26
2.6.3 Определение параметров двухгруппового расчета 28
2.7 Расчёт нуклидного состава 29
2.7.1 Выгорание ядерного топлива 29
2.7.2 Отравление реактора 31
2.7.3 Определение средней плотности потока нейтронов по реактору 31
2.7.4 Определение равновесных ядерных концентраций Xe и Sm 32
2.7.5 Определение потери реактивности при отравлении Xe и Sm в любой
момент времени до установления стационарного значения 32
2.7.6 Определение изменения плотности ядер I, Xe, Pm, Sm после остановки
реактора 33
2.7.7 Определение времени достижения полной глубины йодной ямы и 90%
полного прометиевого провала 34
2.7.8 Шлакование реактора 34
ЗАКЛЮЧЕНИЕ 36
Приложение А 37
Приложение Б 38
Приложение В 39
Приложение Г 41
Приложение Д 43
Приложение Е 44
1.2.2 Теплоноситель легкая вода 6
1.2.3 Материалы оболочек тепловыделяющих элементов 6
2 НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЙ РАСЧЁТ РЕАКТОРА 7
2.1 Предварительный расчет 7
2.2 Расчет ядерно-физических свойств «холодного» реактора 10
2.2.1 Расчет концентрации топлива 10
2.2.2 Расчет концентрации оболочки 11
2.2.3 Расчет концентрации теплоносителя 11
2.2.4 Расчет концентрации замедлителя 11
2.3 Расчет микро и макросечений для «холодного» реактора 11
2.4 Расчет коэффициента размножения «холодного» реактора 15
2.4.1 Расчет коэффициента размножения для бесконечной среды 15
2.4.1.1 Число вторичных нейтронов 15
2.4.1.2 Коэффициент размножения на быстрых нейтронах 15
2.4.1.3 Коэффициент использования тепловых нейтронов 16
2.4.1.4 Вероятность избежать резонансного захвата 18
2.4.2 Расчет эффективного коэффициента размножения 19
2.5 Расчёт «горячего» реактора 20
2.5.1 Зависимость поперечных сечений от температуры 21
2.5.2 Расчёт коэффициента размножения для бесконечной среды 22
2.5.3 Расчет эффективного коэффициента размножения 24
2.6 Многогрупповой расчет, спектр и ценности нейтронов в активной зоне 25
2.6.1 Пересчет концентраций 25
2.6.2 Многогрупповой расчет 26
2.6.3 Определение параметров двухгруппового расчета 28
2.7 Расчёт нуклидного состава 29
2.7.1 Выгорание ядерного топлива 29
2.7.2 Отравление реактора 31
2.7.3 Определение средней плотности потока нейтронов по реактору 31
2.7.4 Определение равновесных ядерных концентраций Xe и Sm 32
2.7.5 Определение потери реактивности при отравлении Xe и Sm в любой
момент времени до установления стационарного значения 32
2.7.6 Определение изменения плотности ядер I, Xe, Pm, Sm после остановки
реактора 33
2.7.7 Определение времени достижения полной глубины йодной ямы и 90%
полного прометиевого провала 34
2.7.8 Шлакование реактора 34
ЗАКЛЮЧЕНИЕ 36
Приложение А 37
Приложение Б 38
Приложение В 39
Приложение Г 41
Приложение Д 43
Приложение Е 44
📖 Введение
Основная задача нейтронно-физического расчета реактора состоит в физическом обосновании конструкции и определении совокупности физических параметров реактора, удовлетворяющего поставленным требованиям.
Выбрав и обосновав конструктивную схему реактора, необходимо далее провести оценочный тепловой расчет, в результате которого определяются размеры активной зоны.
Цель работы: выполнить оценку нейтронно-физических и параметров реактора типа УГР с кипящей водой.
Для достижения цели были поставлены следующие задачи:
- выбор конструктивной схемы реактора и выполнение оценочного теплового расчета;
- расчет критических параметров проектируемого реактора;
- расчет характеристик «горячего» реактора;
- расчёт нуклидного состава в результате отравления и шлакования.
Результаты работы могут найти применение при подготовке заданий к
курсовому проектированию, в методических указаний к лабораторным работам, а также использоваться в качестве справочной литературы.
В настоящее время проекты уран-графитовых реакторов с кипящей водой реализованы и распространены в достаточной степени.
Выбрав и обосновав конструктивную схему реактора, необходимо далее провести оценочный тепловой расчет, в результате которого определяются размеры активной зоны.
Цель работы: выполнить оценку нейтронно-физических и параметров реактора типа УГР с кипящей водой.
Для достижения цели были поставлены следующие задачи:
- выбор конструктивной схемы реактора и выполнение оценочного теплового расчета;
- расчет критических параметров проектируемого реактора;
- расчет характеристик «горячего» реактора;
- расчёт нуклидного состава в результате отравления и шлакования.
Результаты работы могут найти применение при подготовке заданий к
курсовому проектированию, в методических указаний к лабораторным работам, а также использоваться в качестве справочной литературы.
В настоящее время проекты уран-графитовых реакторов с кипящей водой реализованы и распространены в достаточной степени.
✅ Заключение
В результате выполненных расчетов реактора типа УГР были найдены размеры активной зоны, найден эффективный коэффициент размножения для «холодного» и «горячего» состояния реактора 1,45 и 1,44 соответственно. Выбранный состав активной зоны обеспечивает отрицательное значение температурного коэффициента реактивности, что говорит о саморегулируемости и устойчивости реактора при работе. Так же проведена оценка изменения нуклидного состава активной зоны в результате отравления и шлакования реактора, выполнен расчёт длины кампании, составивший 220 суток.
ИЛИ
Поиск аналога
🛒 Оформить заказ
⚡ Работу высылаем в течении 5 минут после оплаты.