Введение 16
1 Нейтронно-физические параметры критического реактора 18
1.1 Предварительный расчёт 18
1.2 Расчёт концентраций 21
1.3 Расчет микросечений и макросечений для «холодного» реактора 22
1.3.1 Расчёт микросечений и макросечений для U 23
1.3.2 Расчёт микросечений и макросечений для U 24
1.3.3 Расчёт микросечений и макросечений для кислорода в топливе 25
1.3.4 Расчёт макросечений для UO2 25
1.3.5 Расчёт микросечений и макросечений для циркония 26
1.3.6 Расчёт микросечений и макросечений для ниобия 26
1.3.7 Расчёт микросечений и макросечений для сплава 27
1.3.8 Расчёт макросечений для теплоносителя и замедлителя 27
1.4 Расчёт долей материалов в ячейке 27
2 Расчёт «бесконечного» коэффициента размножения к» 29
2.1 Расчет коэффициента выхода нейтронов на один акт деления q 29
2.2 Расчет коэффициента размножения на быстрых нейтронах ^ 29
2.3 Расчет коэффициента использования тепловых нейтронов 0 31
2.4 Расчет вероятности избежать резонансного захвата ф 32
3 Расчёт эффективного коэффициента размножения кэф 34
4 Расчёт «горячего» реактора 36
5 Многогрупповой расчёт 41
6 Расчёт нуклидного состава топлива
6.1 Цепочки ядерных превращений в облученном ядерном топливе 45
6.2 Построение цепочек ядерных превращений 46
6.3 Подготовка ядерно-физических данных 48
6.4 Модель накопления изотопов в облученном ядерном топливе 48
6.5 Отравление реактора 54
6.5.1 Расчёт отравления реактора при помощи программного модуля 54
6.5.2 Расчёт отравления реактора по известным формулам 55
6.5.3 Потери реактивности при отравлении ксеноном 55
6.5.4 Расчет «Йодной ямы» при полном останове реактора, работающего на
номинальной мощности 56
6.5.5 Оценка результатов 57
7 Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение 58
7.1 Потенциальные потребители результатов исследования 58
7.2 Анализ конкурентных технических решений 59
7.3 SWOT-анализ 61
7.4 Планирование научно-исследовательских работ 64
7.5 Определение трудоемкости выполнения работ 66
7.6 Разработка графика проведения научного исследования 67
7.7 Бюджет научно-технического исследования (НТИ) 68
7.7.1 Расчет материальных затрат НТИ 69
7.7.2 Основная заработная плата исполнителей темы 70
7.7.3 Дополнительная заработная плата 72
7.7.4 Отчисления во внебюджетные фонды 73
7.7.5 Расчет затрат на научные и производственные командировки 74
7.7.6 Контрагентные расходы
7.7.7 Накладные расходы
7.7.8 Формирование бюджета затрат НИП
8 Социальная ответственность
8.1 Анализ опасных и вредных производственных факторов
8.2 Обоснование и разработка мероприятий по снижению уровней опасного и
вредного воздействия и устранению их влияния при работе на ПЭВМ
8.3 Технические мероприятия
8.4 Условия безопасной работы
8.5 Электробезопасность
8.6 Пожарная и взрывная безопасность
Заключение
Список использованных источников
Приложение А
Приложение Б
Приложение В
Приложение Г
Приложение Д

Купить

Водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР) играют важную роль среди немалого выбора типов реакторов. На данный момент атомные энергетические станции (АЭС) с такими типами реакторов, использующие ядерное топливо, смотрятся намного выгодней, чем станции на любом другом топливе.
ВВЭР имеет ряд важных достоинств:
- доступность и отработанная технология воды;
- большие удельная и объёмная мощности при относительно небольших габаритах и умеренных критических нагрузках реактора;
- возможность применения одноконтурной схемы с подачей пара теплоносителя первого контура в силовую установку;
- высокая замедляющая способность воды в сочетании со слабым рассеянием нейтронов водородом при больших энергиях позволяет обеспечивать глубокое выгорание при умеренных обогащениях топлива;
- высокая степень внутренней устойчивости благодаря отрицательному плотностному коэффициенту реактивности.
Вместе с тем ВВЭР обладают недостатками, так как в качестве теплоносителя и замедлителя используется вода:
- большое сечение поглощения нейтронов, что делает невозможным использование в качестве топлива урана с природной концентрацией делящегося нуклида;
- высокое давление при энергетически приемлимых температурах;
- коррозионная активность и сильное взаимодействие с металлическим топливом, что заставляет применять двуокись урана и нержавеющие конструкционные материалы.
Модификация реактора ВВЭР связан с проектом «ВВЭР-ТОИ». Где «ТОИ» - это аббревиатура, означающая три основных принципа, которые заложены в проектирование атомной станции: типизация принимаемых
решений, оптимизация технико-экономических показателей проекта «АЭС-2006» и информационная составляющая.
В проекте «ВВЭР-ТОИ» постепенно и поэтапно модернизируются отдельные элементы как непосредственно реакторной установки, так и стационарного оборудования, повышаются технологические и эксплуатационные параметры, развивается промышленная база, совершенствуются методы строительства и финансового сопровождения. В полном объеме применены современные новации, относящиеся к направлению водо-водяного корпусного реактора.
Основные направления оптимизации проектных и технических решений в сравнении с проектом «АЭС-2006»:
- оптимизация сочетания целевых показателей экономичности выработки электроэнергии и использования топлива;
- повышение тепловой мощности реактора с увеличением электрической мощности (брутто) до 1300 МВт;
- усовершенствование конструкции активной зоны, направленное на увеличение запасов по теплотехнической надёжности её охлаждения;
- дальнейшее развитие пассивных систем безопасности.
Цель работы заключается в оценочном нейтронно-физическом расчёте реактора, а именно: расчёт «холодного» реактора, расчёт «горячего» реактора, многогрупповой расчёт.
Для её решения были поставлены следующие задачи:
- обзор литературы,
- изучение теоретической части (эксплуатационных параметров и конструктивных особенностей реакторов),
- нейтронно-физический расчёт,
- обработка полученных результатов.

Купить