Введение 15
1 Обзор литературы 16
1.1 Уран-графитовые реакторы 16
1.2 Тепловыделяющие элементы реакторов 16
1.3 Ядерно-топливные материалы 17
2 Нейтронно-физический расчёт реактора 19
2.1 Предварительный расчет 19
2.2 Расчет концентраций 23
2.2.1 Расчет концентрации топлива 23
2.2.2 Расчет концентрации теплоносителя 24
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 азота 28
2.3.4 Макросечения для нитрида урана 29
2.3.5 Расчет микросечения и макросечения для хрома 29
2.3.6 Расчет микросечения и макросечения для марганца 30
2.3.7 Расчет микросечения и макросечения для титана 30
2.3.8 Расчет микросечения и макросечения для никеля 31
2.3.9 Расчет микросечения и макросечения для железа 32
2.3.10 Расчет макросечения для стали 32
2.4 Оптимизация параметров ячейки и расчет эффективного коэффициента размножения 34
2.4.1 Расчет коэффициента размножения для бесконечной среды 34
2.4.2 Расчет эффективного коэффициента размножения 38
2.4.3 Оптимизация параметров ячейки 39
2.5 Температурные эффекты реактивности 41
2.5.1 Зависимость поперечных сечений от температуры 42
2.5.2 Коэффициент размножения «горячего» реактора 45
2.6 Многогрупповой расчет, спектр и ценности нейтронов в активной зоне. 47
2.6.1 Пересчет концентраций 48
2.6.2 Многогрупповой расчет 49
2.6.3 Определение параметров двугруппового расчета 54
2.7 Расчет нуклидного состава ядерного топлива реактора 55
2.7.1 Цепочки ядерных превращений в облученном ядерном топливе 56
2.7.2 Построение цепочек ядерных превращений 56
2.7.3 Подготовка ядерно-физических данных 58
2.7.4 Модель накопления изотопов в облученном ядерном топливе 59
2.8 Расчет отравления реактора 63
2.8.1 Расчет отравления реактора с помощью разработанного программного
продукта 63
2.8.2 Расчет отравления реактора по известным соотношениям 65
2.8.3 Сравнение полученных результатов 72
3 Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение... 73
3.1 Потенциальные потребители результатов исследования 73
3.2 Анализ конкурентных технических решений 74
3.3 SWOT-анализ 76
3.4 Планирование научно-исследовательских работ 79
3.4.1 Структура работ в рамках научного исследования 79
3.4.2 Определение трудоемкости выполнения работ 81
2.4.3 Разработка графика проведения научного исследования 82
3.4.4 Бюджет научно-технического исследования (НТИ) 83
3.4.5 Расчет материальных затрат НТИ 83
3.4.6 Основная заработная плата исполнителей темы 85
3.4.7 Формирование бюджета затрат НИП 88
3.5 Определение ресурсной (ресурсосберегающей), финансовой, бюджетной,
социальной и экономической эффективности исследования 89
4 Социальная ответственность 92
4.1 Анализ опасных и вредных производственных факторов 92
4.2 Обоснование и разработка мероприятий по снижению уровней опасного и
вредного воздействия и устранению их влияния при работе на ПЭВМ 94
4.2.1 Организационные мероприятия 94
4.2.2 Технические мероприятия 94
4.2.3 Условия безопасной работы 97
4.3 Электробезопасность 99
4.4 Пожарная и взрывная безопасность 100
Заключение 103
Список публикаций 104
Список используемых источников 105
Приложение А 107
Приложение Б 108
Приложения В 109
Приложение Г 110
Приложение Д 111
Приложение Е 112
Приложение Ж ФЮРА.562527.009 СБ 116
Приложение З ФЮРА.562527.009 117
Приложение И ФЮРА.562527.009 СП 118
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.
После определения параметров нейтронно-физического расчета, производится расчет спектров нейтронов и их ценностей в активной зоне в 26-групповом диффузионном приближении. Физический расчет заканчивается расчетом изотопного состава топлива, а также расчетом отравления и шлакования с помощью разработанного программного продукта.
Наряду с изменением изотопного состава реактора изменяется его температура. Изменения температуры происходят при переходе реактора из холодного состояния в рабочее состояние, а также при переходе с одного уровня мощности на другой уровень.
Результаты работы могут найти применение в научно-исследовательских институтах атомной энергетики.
По результатам выполненной работы можно следующие выводы:
- выполнен оценочный расчёт реактора типа УГР со свинцовым теплоносителем, определены параметры конструктивной схемы ячейки оценены размеры активной зоны, найден эффективный коэффициент размножения для «холодного» и «горячего» состояния реактора 1,235 и 1,16 соответственно;
- выбранный состав активной зоны обеспечивает отрицательное значение температурного коэффициента реактивности (а = -0,0017К-1), что говорит о саморегулируемости и устойчивости реактора при работе;
- выполнен многогрупповой расчет ядерного реактора, найдено значение эффективного коэффициента размножения 1,14, построены графики распределения плотности потоков нейтронов и ценностей;
- рассчитано изменение нуклидного состав ядерного топлива путем отравления и шлакования, с помощью разработанного программного продукта и с помощью известных соотношений. Значения параметров отравления, полученные путем программного моделирования процесса отравления, по порядку величины соответствуют значениям, полученным расчетным путем по известным соотношениям, что свидетельствует о работоспособности разработанных моделей расчета нуклидного состава ядерного топлива.
