📄Работа №12045
Тема: Нейтронно-физический расчет ядерного реактора типа ВТГР мощностью 600 МВт
Тип работы
Главы к дипломным работам
Предмет
физика
Объем:
39 листов
Год:
2016
Просмотров:
543
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 14
Глава 1. Материалы ядерного реактора 16
1.1 Уран-графитовые реакторы 16
1.2 Гелий как теплоноситель 18
Глава 3. Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение 19
3.1 Потенциальные потребители результатов исследования 19
3.2 Анализ конкурентных технических решений 20
3.3 SWOT-анализ 22
3.4 Структура работ в рамках научного исследования 25
3.5 Определение трудоемкости выполнения работ 26
3.6 Разработка графика проведения научного исследования 27
3.7 Бюджет научно-технического исследования (НТИ) 30
3.8 Расчет материальных затрат НТИ 30
3.9 Основная заработная плата исполнителей темы 32
3.10 Дополнительная заработная плата 33
3.11 Отчисления во внебюджетные фонды 34
3.12 Расчет затрат на научные и производственные командировки 35
3.13 Контрагентные расходы 35
3.14 Накладные расходы 35
3.15 Формирование бюджета затрат НИП 36
3.16 Определение ресурсной (ресурсосберегающей), финансовой, бюджетной,
социальной и экономической эффективности исследования 36
Глава 1. Материалы ядерного реактора 16
1.1 Уран-графитовые реакторы 16
1.2 Гелий как теплоноситель 18
Глава 3. Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение 19
3.1 Потенциальные потребители результатов исследования 19
3.2 Анализ конкурентных технических решений 20
3.3 SWOT-анализ 22
3.4 Структура работ в рамках научного исследования 25
3.5 Определение трудоемкости выполнения работ 26
3.6 Разработка графика проведения научного исследования 27
3.7 Бюджет научно-технического исследования (НТИ) 30
3.8 Расчет материальных затрат НТИ 30
3.9 Основная заработная плата исполнителей темы 32
3.10 Дополнительная заработная плата 33
3.11 Отчисления во внебюджетные фонды 34
3.12 Расчет затрат на научные и производственные командировки 35
3.13 Контрагентные расходы 35
3.14 Накладные расходы 35
3.15 Формирование бюджета затрат НИП 36
3.16 Определение ресурсной (ресурсосберегающей), финансовой, бюджетной,
социальной и экономической эффективности исследования 36
📖 Введение
В настоящее время ядерная энергетика в большинстве стран базируется в основном на двух типах энергетических реакторов: кипящих реакторах и реакторов с водой под давлением. Наряду с усовершенствованием этих реакторов, во всех ведущих странах разрабатываются и испытываются реакторы других типов. Таких реакторов практически тоже два типа. Это реакторы на быстрых нейтронах и высокотемпературные реакторы с газовым охлаждением.
Рассмотрение многочисленных вариантов развития ядерной энергетики основано на анализе возможностей реакторов разного типа, свидетельствует, что доля высокотемпературных реакторов должна значительно возрасти, а их мощность должна составить 20-25% мощности всех АЭС. Такое значительное место высокотемпературных реаторов в ядерной энергетике обусловлено их привлекательными особенностями и высокими характеристиками.
Действительно, в таких реакторах в качестве замедлителя и конструкционного материала активной зоны применяется исключительно графит, что обеспечивает хорошее использование нейтронов, а в качестве ядерного топлива - микрочастицы карбида или двуокиси урана (тория) с многослойными покрытиями, позволяющее достичь очень высоких выгораний - до 100 000 МВт-сут/т при температуре горючего до 1 300 °С.
Инертный гелиевый теплоноситель при давлении 40-60 ат и температуре 750-850 °С обеспечивает высокий к.п.д. паротурбинной установки, а хорошее удержание твэлами продуктов деления, неактивируемость и возможность повышения температуры гелия дают реальные предпосылки для использования таких реакторов в сочетании с газовыми турбинами.
Цель работы - выполнение нейтронно-физического расчёта реактора, состоящего в физическом обосновании конструкции и определении совокупности физических параметров, удовлетворяющих поставленным требованиям.
Для достижения поставленной цели необходимо было:
- провести анализ конструкции высокотемпературных реакторов;
- определить спектр плотности потока нейтронов;
- оценить значение эффективного коэффициента размножения нейтронов;
- оценить плотность потока повреждающих нейтронов в топливном блоке.
Рассмотрение многочисленных вариантов развития ядерной энергетики основано на анализе возможностей реакторов разного типа, свидетельствует, что доля высокотемпературных реакторов должна значительно возрасти, а их мощность должна составить 20-25% мощности всех АЭС. Такое значительное место высокотемпературных реаторов в ядерной энергетике обусловлено их привлекательными особенностями и высокими характеристиками.
Действительно, в таких реакторах в качестве замедлителя и конструкционного материала активной зоны применяется исключительно графит, что обеспечивает хорошее использование нейтронов, а в качестве ядерного топлива - микрочастицы карбида или двуокиси урана (тория) с многослойными покрытиями, позволяющее достичь очень высоких выгораний - до 100 000 МВт-сут/т при температуре горючего до 1 300 °С.
Инертный гелиевый теплоноситель при давлении 40-60 ат и температуре 750-850 °С обеспечивает высокий к.п.д. паротурбинной установки, а хорошее удержание твэлами продуктов деления, неактивируемость и возможность повышения температуры гелия дают реальные предпосылки для использования таких реакторов в сочетании с газовыми турбинами.
Цель работы - выполнение нейтронно-физического расчёта реактора, состоящего в физическом обосновании конструкции и определении совокупности физических параметров, удовлетворяющих поставленным требованиям.
Для достижения поставленной цели необходимо было:
- провести анализ конструкции высокотемпературных реакторов;
- определить спектр плотности потока нейтронов;
- оценить значение эффективного коэффициента размножения нейтронов;
- оценить плотность потока повреждающих нейтронов в топливном блоке.
ИЛИ
Поиск аналога
🛒 Оформить заказ
⚡ Работу высылаем в течении 5 минут после оплаты.