Тип работы:
Предмет:
Язык работы:


НЕИТРОННО-ФИЗИЧЕСКИИ РАСЧЕТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ТИПА ВВЭР

Работа №10689

Тип работы

Бакалаврская работа

Предмет

физика

Объем работы115
Год сдачи2016
Стоимость5900 руб.
ПУБЛИКУЕТСЯ ВПЕРВЫЕ
Просмотрено
894
Не подходит работа?

Узнай цену на написание


Введение 15
1 Обзор литературы 16
1.1 Водо-водяные реакторы 16
1.2 РИТМ-200 17
1.3 Тепловыделяющие элементы реакторов 18
1.3.1 Оболочка тепловыделяющих элементов 19
2 Нейтронно-физический расчёт реактора 20
2.1 Предварительный расчет 20
2.2 Расчет концентраций 24
2.2.1 Расчет концентрации топлива 24
2.2.2 Расчет концентрации теплоносителя 25
2.2.3 Расчет концентрации оболочки 25
2.2.4 Доли материалов в ячейке 26
2.3 Расчет микросечений и макросечений для «холодного» реактора 26
2.3.1 Микросечения и макросечения для U235 28
2.4 Расчет коэффициента размножения «холодного» реактора 29
2.4.1 Расчет коэффициента размножения для бесконечной среды 29
2.4.1.1 Расчет коэффициента выхода нейтронов на одно поглощение 29
2.4.1.2 Расчет коэффициента размножения на быстрых нейтронах 30
2.4.1.3 Расчет коэффициента использования тепловых нейтронов 31
2.4.1.4 Расчет вероятности избежать резонансного захвата 34
2.4.2 Расчет эффективного коэффициента размножения 35
2.5 Оптимизация параметров ячейки 37
3 Расчет «горячего реактора» 39
3.1 Ядерно-физические характеристики «горячего» реактора 39
3.2 Многогрупповой расчет, спектр и ценности нейтронов в активной зоне 45
3.2.1 Пересчет концентраций 46
3.2.1 Многогрупповой расчет 47
12
3.2.3 Определение параметров двухгруппового расчета 52
3.3 Расчёт нуклидного состава 53
3.3.1 Выгорание ядерного топлива 53
3.3.2 Коэффициент воспроизводства 55
3.3.3 Отравление реактора 55
3.3.4 Определение равновесных ядерных концентраций Xe и Sm 55
3.3.5 Определение накопления I, Xe, Pm, Sm при работе ядерного реактора на
стационарной мощности 56
3.3.6 Определение потери реактивности при отравлении Xe и Sm в любой
момент времени до установления стационарного значения 57
3.3.7 Определение изменения реактивности после остановки реактора 58
3.3.8 Определение времени достижения полной глубины йодной ямы и
прометиевого провала 58
3.3.9 Шлакование реактора 58
3.3.10 Расчёт реактора в конце кампании 59
4 Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение 62
4.1 Оценка коммерческого потенциала и перспективности проведения научных
исследований с позиции ресурсоэффективности и ресурсосбережения 62
4.1.1 Потенциальные потребители результатов исследования 62
4.1.2 Анализ конкурентных технических решений 63
4.2 SWOT-анализ 65
4.3 Планирование научно-исследовательских работ 68
4.3.1 Структура работ в рамках научного исследования 68
4.3.2 Определение трудоемкости выполнения работ 70
4.3.3 Разработка графика проведения научного исследования 71
4.3.4 Бюджет научно-технического исследования 75
4.3.4.1 Расчет материальных затрат научно-технического исследования 75
4.3.4.2 Основная заработная плата исполнителей темы 77
4.3.4.3 Отчисления во внебюджетные фонды (страхование) 81
4.3.4.4 Накладные расходы 82
13
4.3.4.5 Формирование бюджета затрат научно-исследовательского проекта .... 82
4.4 Определение ресурсной (ресурсосберегающей), финансовой, бюджетной,
социальной и экономической эффективности исследования 83
5 Социальная ответственность 86
5.1 Анализ опасных и вредных производственных факторов 86
5.2 Обоснование и разработка мероприятий по снижению уровней опасного и
вредного воздействия и устранению их влияния на работающих 88
5.2.1 Организационные мероприятия 88
5.2.2Технические мероприятия 88
5.3 Условия безопасной работы 91
5.4 Электробезопасность 93
5.5 Пожарная и взрывная безопасность 94
Заключение 97
Список публикаций студента 98
Список использованных источников 103
Приложение А 104
Приложение Б 105
Приложение В 106
Приложение Г 111
Приложение Д ФЮРА.14.03.02.056 СБ 113
Приложение Е ФЮРА.14.03.02.056 114
Приложение Ж ФЮРА.14.03.02.056 СП 115

Начало ХХ века ознаменовалось несколькими тенденциями, такими как рост промышленного производства и численности населения, что неизменно провоцировало рост энергопотребления.
Рост энергопотребления человечеством приводит к улучшению качества жизни и в свою очередь к росту численности населения. Развитие крупных населённых пунктов послужил толчком к росту централизованного энергоснабжения, по причине экономической рентабельности крупных энергетических центров способных выдавать от 1 Гвт/ч и более, что примерно эквивалентно потреблением энергии городом с населением около 400 тысяч человек.
Основной предпосылкой развития АЭС малой мощности в России, служит её географическое положение, низкая плотность населения, а также отсутствие полноценной инфраструктуры для поддержания устойчивого развития регионов крайнего Севера и Дальнего востока.
Поэтому в работе поставлена цель: выполнить оценочный нейтроннофизический расчет реактора, состоящий в физическом обосновании конструкции и определении совокупности физических параметров, удовлетворяющего поставленным требованиям.
Для достижения поставленной цели, необходимо решить следующие
задачи:
- Анализ эксплуатационных параметров и конструктивных особенностей водо-водяных реакторов под давлением
- Проведение предварительного, нейтронно-физического расчета «горячего» и «холодного» реактора, моногогруппового расчета реактора для определения спектра плотности потока нейтронов.
- Оценка влияния нуклидного состава топлива на размножающие и воспроизводящие свойства реактора.
- Оценка отравления реактора.

Возникли сложности?

Нужна помощь преподавателя?

Помощь студентам в написании работ!


В результате проделанной работы для заданного типа реактора (уранграфитовый с водяным теплоносителем):
- Выполнен предварительный расчет реактора: определены параметры конструктивной схемы ячейки и размеры активной зоны, рассчитаны ядернофизические характеристики «холодного» реактора; найден эффективный коэффициент размножения кэф = 1,709.
- Проведена оптимизация параметров ячейки по диаметру твэла, шагу решетки и размеру ячейки «под ключ», выбраны оптимальные размеры ячейки которым соответствует кэф = 1,726.
- Выполнен расчет горячего реактора при рабочей температуре, рассчитан эффективный коэффициент размножения для «горячего» реактора к эф = 1,569, определены температурные коэффициенты реактивности.
- Найден спектр плотностей потоков и ценностей нейтронов многогрупповым методом, проведена проверка условия верного выполнения расчета кэф = к*ф= 1,326. По рассчитанным спектрам потоков и ценностей
нейтронов в активной зоне составлены константы двухгруппового расчета пространственного распределения нейтронных потоков.



1. Об основах охраны труда в Российской Федерации: Федеральный закон от 17 июля 1999 №181 - ФЗ // Российская газ. - 1999. - 24.07. - С. 4
2. СанПиН 2.2.2/2.4.1340-03. Санитарно-эпидемиологические правила и нормативы «Гигиенические требования к ПЭВМ и организации работы» [Текст]. - Взамен СанПиН 2.2.2.542-96; введ. 2003-06-30. - М: Российская газета, 2003. - 3 с.
3. ГОСТ 12.1.038-82. ССБТ. Электробезопасность [Текст]. - Введ. 1983-01-07. - М.: Издательство стандартов, 1988. - 2 с.
4. СНиП 21-01-97. Пожарная безопасность зданий и сооружений [Текст]. - Взамен СНиП 2.01.02-85; введ. 1998-01-01. - М.: Госстрой России, ГУП ЦПП, 1999. - 6 с.
5. Бойко В.И. и др. Нейтронно-физический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах: Учебное пособие /Бойко В.И., Кошелев Ф.П., Шаманин И.В., Колпаков Г.Н. - Томск: Томский государственный университет, 2002.
6. Физические величины: Справочник / Под ред. И.С. Григорьева, Е.З. Мейлихова. - М.: Энергоатомиздат, 1991.
7. Абагян Л.П. Групповые константы для расчета ядерных реакторов и защиты: Справочник. - М.: Энергоатомиздат, 1981.
8. Колпаков Г.Н., Кошелев Ф.П., Шаманин И.В. Нейтроннофизический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах. Часть I: Учебное пособие. - Томск: Издательство ТПУ, 1997.


Работу высылаем на протяжении 30 минут после оплаты.




©2024 Cервис помощи студентам в выполнении работ